Бесплатный автореферат и диссертация по биологии на тему

Использование метода Монте-Карло для расчета дозы внешнего облучения при радиоактивном загрязнении речной системы

ВАК РФ 03.00.16, Экология

Автореферат диссертации по теме "Использование метода Монте-Карло для расчета дозы внешнего облучения при радиоактивном загрязнении речной системы"

На правах рукописи

Тараненко Валерий Александрович

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МЕТОДА МОНТЕ-КАРЛО ДЛЯ РАСЧЕТА ДОЗЫ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПРИ РАДИОАКТИВНОМ ЗАГРЯЗНЕНИИ РЕЧНОЙ СИСТЕМЫ

Специальность 03.00.16 — «Экология»

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Челябинск — 2006

Работа выполнена в Южно-Уральском государственном университете, г. Челябинск.

Научный руководитель:

♦ кандидат физико-математических наук, профессор Заляпин В. И.

Научный консультант:

♦ кандидат технических наук Дёгтева М. О.

Официальные оппоненты:

♦ доктор технических наук Жуковский М. В.

♦ кандидат физико-математических наук Шагина Н. Б.

Ведущая организация:

♦ Санкт-Петербургский НИИ радиационной гигиены Минздрава России

Защита состоится 16 июня 2006 г. в 14 часов на заседании диссертационного совета к 004.014.01 в Институте промышленной экологии УрО РАН по адресу: 620219, Екатеринбург, ул. Софьи Ковалевской, гол.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Института промышленной экологии УрО РАН.

Автореферат разослан 16 мая 2006 г.

Ученый секретарь диссертационного совета:

к. т. н. Медведев А. Н.

Аооь А Ш99

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы. Развитие атомной промышленности со времен ее зарождения неразрывно связано с выбросами радиоактивных веществ в окружающую среду — среду обитания живых организмов и человека. Поэтому, вместе с ростом атомной промышленности, все более актуальным становятся проблемы обеспечения безопасного проживания человека в условиях радиоактивного загрязнения окружающей среды и минимизации радиационного воздействия на биоту. Для решения этих проблем необходим тщательный анализ последствий радиационных аварий и инцидентов, имевших место в прошлом.

В результате сбросов жидких радиоактивных отходов в реку Теча Производственным объединением (ПО) «Маяк» были загрязнены в 1949— 1956 гг. обширные территории Челябинской и Курганской областей. Около 30 тыс. жителей прилегающей к реке территории подверглись хроническому облучению. В целях реконструкции доз внешнего облучения пострадавшего населения возникла необходимость восстановления гамма-полей на территории прибрежных населенных пунктов (НП).

Ретроспективные дозиметрические исследования радиационной ситуации на реке Теча представляют собой комплексную задачу, для решения которой используются архивные данные измерения концентрации радионуклидов в воде, донных отложениях и пойменных почвах, а также мощности поглощенной дозы в воздухе (МПД); данные современных измерений, например, накопленной дозы в кварц-содержащих строительных материалах методами термолюминесцентной (ТА) дозиметрии (Бугров 1999), а также, модельные расчеты. При этом для реконструкции доз внешнего облучения спустя более 50 лет после начала загрязнения в условиях отсутствия измерений 1949—1951 гг., особенно актуальными являются расчетные методы (Воробьёва 2000).

Сбросы радионуклидов в реку Теча привели к долговременному загрязнению всех компонентов речной системы (воды, донных отложений и пойменных

почв) и, таким образом, образовался источник внешнеп

[ЖДМДя

БИБЛИОТЕКА С.-Петербург ОЭ шСлкИЧЯ

геометрии, параметры которого менялись со временем. Уровни радиационного воздействия на население были максимальны в селе Метлино, ближайшем к месту сбросов, расположенному в верховье реки Теча (Воробьёва 2000). Для верификации доз облучения жителей этого НП, рассчитанных по дозиметрической системе реки Теча т1шб-2ооо (Degteva е! а1. 2000), на основании имеющихся данных ТА дозиметрии (Бугров 1999) необходима детальная оценка распределения гамма-полей и поглощенных доз на берегу реки в месте отбора проб строительных материалов (кирпичей).

Цель работы состоит в решении задачи верификации поглощенной дозы ионизирующего излучения в воздухе в верховье реки Теча на основании данных люминесцентной дозиметрии с использованием моделирования переноса излучения методом Монте-Карло.

Задачи исследования:

1. Проанализировать данные о характере загрязнения компонентов речной системы и уровнях мощности дозы в воздухе по берегам реки Теча на территории НП Метлино в период с 1949 года, а также результаты люминесцентных измерений проб кирпича Метлинской мельницы. Цель — формирование массива исходных данных, необходимых для моделирования в динамике геометрии расположения источников и детекторов излучения.

2. Разработать и протестировать модели переноса фотонного излучения в геометрии, характерной для условий радиоактивного загрязнения компонентов типичной речной системы. Исследовать распределения поглощенной дозы в воздушных и керамических детекторах, расположенных на берегах реки.

3. Рассчитать значения поглощенных доз в воздухе и образцах строительной керамики из НП Метлино для различных периодов времени от начала загрязнения реки Теча с использованием метода Монте-Карло на базе разработанных моделей.

4. Разработать вероятностную схему вычисления поглощенной дозы в керамике и проанализировать чувствительность расчетной интегральной дозы относительно вариации основных параметров моделей.

5. Провести сравнительный анализ результатов расчетов интегральной дозы в образцах строительной керамики и результатов измерений, полученных экспериментально люминесцентными методами.

Метод исследования. Используется метод стохастического моделирования переноса излучения в веществе — метод Монте-Карло. Применение данного метода позволяет рассчитать отношение дозы в воздухе в реперных точках к дозе в керамических детекторах, находящихся в местах отбора проб строительной керамики, а также оценить вероятностные распределения искомых дозовых величин.

Научная новизна работы:

♦ Разработан и реализован новый подход к верификации интегральной дозы в воздухе. Он использован для реконструкции уровней облучения жителей НП Метлино на реке Теча, на основании данных люминесцентной дозиметрии и результатов моделирования переноса излучения методом Монте-Карло.

♦ На основании анализа архивных данных и собственных измерений впервые восстановлена геометрия расположения основных источников гамма-излучения, которые образовались в результате радиоактивного загрязнения реки Теча в НП Метлино на участке ниже Метлинской плотины.

♦ Впервые получены распределения поглощенных доз в воздухе и образцах строительной керамики из НП Метлино, обусловленные неопределенностью значений исходных параметров, характеризующих уровни радиоактивного загрязнения компонентов речной системы и геометрию облучения.

♦ Впервые показано, что реконструированные интегральные дозы в керамике и результаты люминесцентных измерений кирпичей статистически достоверно не отличаются друг от друга.

Практическая значимость работы. Результаты моделирования переноса излучения методом Монте-Карло будут использованы для усовершенствования системы реконструкции доз внешнего облучения на реке Теча. Уточненные с учетом вариабельности параметров, результаты расчетов доз внешнего облучения могут быть использованы для более достоверной оценки риска отдаленных последствий у облученного населения.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Разработанная серия моделей переноса излучений методом Монте-Карло в геометрии, характерной для условий радиоактивного загрязнения речной системы, позволяет оценить распределение поглощенной дозы в воздухе и строительных материалах зданий, расположенных на берегах.

2. Расчетные оценки коэффициентов перехода от дозы в воздухе в реперных точках на территории НП Метлино в верховье реки Теча к дозе в детекторах, находящихся в местах отбора проб строительной керамики, получены с учетом реальных изменений геометрии облучения.

3. Вероятностные распределения значений поглощенных доз в воздухе и образцах строительной керамики в НП Метлино, обусловленные неопределенностью значений исходных параметров, характеризуют уровни радиоактивного загрязнения компонентов речной системы и геометрию облучения.

4. Результаты сравнительного анализа вероятностной оценки интегральной дозы в керамике и люминесцентных измерений кирпичей, показывают отсутствие статистически достоверных отличий между данными, полученными с помощью расчетных и экспериментальных методов.

Личный вклад соискателя. В диссертационной работе представлены следующие результаты научных исследований, выполненных автором самостоятельно:

♦ Конструирование трехмерной геометрии моделей Монте-Карло и проведение расчетов по переносу излучения.

♦ Оценка относительных мощностей модельных источников излучения и расчет переходных коэффициентов от дозы в реперных точках к дозе в кирпиче.

♦ Разработка и расчет вероятностной модели реконструкции дозы в кирпиче.

♦ Оценка неопределенности параметров вероятностной модели и анализ чувствительности расчетных значений дозы.

Апробация работы. Результаты диссертационной работы были представлены на II Международном симпозиуме «Хроническое радиационное воздействие: возможности биологической индикации» (Челябинск, 2000); V региональной научной конференции «Проблемы экологии и экологического образования Челябинской области» (Челябинск, 2000); Международном рабочем совещании «Исследование радиационного риска на Южном Урале» (Кимзее, ФРГ, 2002); II региональной научной конференции «Адаптация биологических систем к естественным и экстремальным факторам среды» (Челябинск, 2002); а также обсуждались на семинарах в институте радиационной защиты Национального исследовательского центра по охране окружающей среды и здоровья сэр (Мюнхен, ФРГ, 2001), Флоридском атлантическом университете (Бока-Ратон, США, 2005) и в Национальном агентстве по охране здоровья (Чилтон, Великобритания, 2006).

Публикации. По теме диссертационной работы имеется 8 публикаций в отечественных и международных научных изданиях.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы. Работа изложена на юо страницах машинописного текста и содержит 25 рисунков и и таблиц. Список цитированной литературы содержит 90 ссылок, из которых 20 на русском языке.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Глава 1. Аналитический обзор результатов исследований уровней внешнего облучения на рекеТеча, загрязненной радиоактивными отходами ПО «Маяк»

В главе представлены литературные данные, характеризующие радиационную ситуацию на реке Теча, загрязненной жидкими радиоактивными отходами ПО «Маяк». Сбросы отходов производились в период с 1949 по 1956 гг., при этом около 98 % активности поступило в реку с марта 1950 по октябрь 1951 гг. В состав сбросов входили гамма-излучающие радионуклиды, которые сорбировались донными отложениями и пойменными почвами, в результате чего русло и пойма реки образовали источник внешнего излучения сложной пространственной геометрии, параметры которого менялись со временем.

Измерения мощности дозы в воздухе в верховье реки Теча были начаты в 1951 г., а с 1952 г. такие измерения регулярно проводились вдоль всей реки до ее впадения в Исеть. Результаты измерений показали, что мощность дозы гамма-излучения у уреза воды снижалась с расстоянием по течению, поэтому наибольшему облучению подверглось население верховья реки, включая жителей ближайшего к месту сбросов НП Метлино, которые были отселены от загрязненной реки в 1956 г.

Для реконструкции уровней радиационного воздействия на население была разработана специальная дозиметрическая система пшз-гооо (Эе§1еуа а1. 2000). В табл. 1 даны величины МПД в воздухе в Метлино, принятые в этой системе на основе анализа измерений 1952—1956 гг. и расчетов, выполненных для периода 1949—1951 гг. В расчетах использовалась модель миграции радионуклидов в реке Теча и корреляционные соотношения, описывающие связь между концентрацией радионуклидов в донных отложениях и МПД у уреза воды (Воробьёва 2000).

Данные табл. 1 относятся к реперной точке в центре села у выхода реки Теча из Метлинского пруда. Для верификации этих данных Н. Г. Бугровым

Таблица 1

Мощность поглощенной дозы в воздухе в центре НП Метлино на высоте л м у воды, мкГр / ч ЩИ — доверительный интервал)

Таблица 2

Результаты измерения техногенной дозы в образцах кирпича, отобранных с юго-западной стены Метлинской мельницы, Гр

Год Среднее 95%-Й ДИ Высота, Профиль Среднее

Реконструкция по модели Воробьёвой м левый правый

1949 3 2—6 б 2,8±0,б 2,6 ±1,4 2,9±0,4

1950 310 270—350 2,9±0,б 3,5±0,4

1951 1400 1000—1800 2,9±0,6

Измерения 4 3,7±0,8 2,7±0,8 3,1 ±0,4

1952 470 380—570 г,о±ол

1953 470 370—570 2 4,3±1,8 г.7±ол 4,0±0,9

1954 250 200—300

1955 80 60—100

1956 80 60—100

(1999). методом ТА дозиметрии, были измерены величины техногенной дозы внешнего облучения в образцах строительной керамики из обращенной к реке стены мельницы, расположенной в ю м от реперной точки (рис. 1). Эта серия измерений (табл. 2) дает величину техногенной дозы, накопленной в образцах за весь период облучения до момента отбора проб. В работе Бугрова (1999) представлено высотное и глубинное распределение техногенной дозы в исследованной стене мельницы.

Для решения задачи верификации расчетных данных из табл. 1 по имеющимся результатам ТА измерений необходимо восстановить пространственно-временное распределение гамма-полей в рассматриваемом районе НП Метлино. При этом необходимо учесть, что в конце 1956 г. ниже Метлинской плотины был создан новый искусственный водоем (Шубинский пруд), что привело к резкому изменению в геометрии источ- ь

, Рис 1. НП Метлино до 1956 г. Указаны мельница

ника внешнего облучения. , ,

1 и места отбора кирпича

Глава 2. Развернутая постановка задачи и методы ее решения

В главе дается общий вид уравнения переноса излучения и иллюстрируется роль метода Монте-Карло в прикладных дозиметрических задачах на фотон-электронную физику (Фано 1963). Метод Монте-Карло позволяет численно решить уравнение переноса путем имитации распространения частиц в пространстве в соответствии с физическими законами взаимодействия излучения с веществом. Подчеркивается, что метод хорошо приспособлен к расчетам в задачах со сложной трехмерной геометрией и объемными источниками ограниченных размеров. Подобные граничные задачи возникают при моделировании переноса фотонов от загрязненных радионуклидами объектов речной системы.

Для расчетов использован программный пакет \icnp (Впе5ше151ег 2000). Для построения каждой из исследованных в работе монте-карловских моделей определяются следующие необходимые составляющие:

1. Трехмерная геометрия моделируемого пространства путем описания поверхностей раздела сред и с использованием комбинаторных правил определения пространственных тел.

2. Химический состав сред, определяющий вероятности процессов взаимодействия излучения с веществом.

3. Реализуемые физические процессы (комптоновское и томсон-рэлеевское рассеяния, фотоэффект, образование пар, тормозное излучение), в соответствии с которыми выбирается константное обеспечение фотон-электронных сечений взаимодействия.

4. Пространственно-угловые и энергетические характеристики источника фотонного излучения.

5. Метод оценки искомого функционала (способ детектирования).

Также, для оптимизации вычислительного процесса задается степень детализации физических процессов взаимодействия излучения с веществом; выби-

раются неаналоговые методы переноса частиц для повышения эффективности счета и критерии остановки счета.

Объектом моделирования в работе является речная система — сегмент реки или пруда конечных размеров вместе с прилегающей территорией. В монте-карловских моделях для приближенного описания геометрии этой территории использовались простые стереометрические прямоугольные объекты с однородным наполнением. Применяя комбинаторную технику в описании геометрии (объединение, пересечение и вычет пространственных объектов), все модельное пространство было описано в терминах мсыр.

Точки изотропной эмиссии моноэнергетических фотонов источника равномерно распределялись в геометрических пределах гомогенных объемных источников, имитирующих загрязненные радионуклидами объекты речной системы.

Общие размеры модельного пространства составляли как минимум три длины свободного пробега фотона с максимальной энергией источника (порядка сотен метров в воздухе и до 2 м в почве). Таким образом учитывался эффект рассеяния в воздухе ($ку$Ыпе) и почве.

Использовались методы уменьшения дисперсии — рулетка и расщепление, минимизирующие вычислительные потери на отслеживание «бесполезных» треков, поглощающихся слоями почвы ниже излучающего объема. Терминирующим критерием служило достижение количества историй, обеспечивающее относительную погрешность не более 5 %.

Для оценки энергии излучения, поглощенной в объеме детектора, в зависимости от плотности материала детектируемой среды использовались два метода:

♦ в керамических детекторах вычислялась поглощенная доза по балансу энергии входящих и выходящих частиц;

• в воздухе вычислялась керма на основе флюенса, оцененного по длине треков, так как через зону детектирования пролетает много фотонов, но событий поглощения энергии крайне мало ввиду низкой плотности вещества.

Керма (К) рассчитывалась по формуле:

K = ^-JdEjdvJdQat (£)Я (£)ф(г Д (i)

где интегрирование ведется по фазовому пространству детектора, ра — атомная плотность вещества детектора, т — масса вещества в зоне детектирования, (Т — полное микроскопическое сечение взаимодействия, Н(Е) — энергия, переданная фотоном вторичным заряженным частицам на коллизию, ф — пространственная энергетическо-угловая плотность потока частиц. При каждом попадании фотона в область детектирования, вклад рассчитывается согласно: WTat(E)H(E)pJm, где W — статистический вес фотона, а Т — длина трека фотона в области детектирования.

Рассмотренные подходы к задаче верификации дозы внешнего облучения в НП Метлино были проверены на тестовых (вспомогательных) моделях, имитирующих простейшие случаи геометрии облучения при радиоактивном загрязнении окружающей среды.

Тестирование вспомогательных моделей проводилось путем сравнения результатов собственных расчетов с опубликованными в литературе данными. В работе показано, что для простого плоскопараллельного источника в почве, расчеты энергетической зависимости воздушной кермы для источников с разным заглублением полностью согласуются с данными (Eckerman, Ryman 1993)-Также описана задача расчета распределения поглощенной дозы по глубине в керамических детекторах, расположенных в стене на различной высоте, при облучении "7Cs распределенным в почве. Результаты расчетов в пределах i % совпадают с данными (Meckbach et al. 1999). опубликованными для аналогичной модели.

Также, во второй главе описаны две модели, имитирующие загрязнение реки 1J7Cs. Целью разработки последних моделей являлось вычисление МПД

I I < I ННИ1Я

б'

грунт

воздушные детекторы

НИИ I МММ

Источники:

пойма №2 пойма №1 береговая полоса донные отложения № 2 донные отложения № 1

Рис. 2. Вертикальное сечение геометрии перпендикулярно руслу модели ближней зоны (здесь и далее на рисунках линейные размеры указаны в метрах)

в воздухе на разных расстояниях от реки, т. е. нахождение дозового профиля. Важно было проверить, что структура моделей достаточно хорошо аппроксимирует реальную ситуацию, и моделирование может дать близкое к действительности распределение доз на местности. Первая модель — модель ближней зоны детально описывает структуру геометрии загрязненной реки. Она использует 5 различных источников (рис. г) и работает на промежутке до 50 м от середины русла. Геометрические размеры в модели адаптированы под параметры сравнительно небольшой реки Теча. Как видно из рис. з, на расстоянии 50 м от уреза воды доза существенно уменьшается, в среднем, на два порядка. Величина спада зависит от заглуб-

Доза в воздухе, МэВ / г / фотон ления источника. Максимальный 10"

спад (три порядка) наблюдался для источника «донные отложения № 1», экранированного слоем воды толщиной 50 см. Наименьший спад доз получен от поверхностного источника «пойма № 2».

Вторая модель, модель

Источники:

пойма №2 пойма № 1

береговая полоса

о 10 20 30 40 50

Растояние от середины реки, м

Рис з- Расчетные дозовые профили для источника дальней зоны, работает на про- фотонов 662 кэВ в модели ближней зоны

межутке 50—500 м и описывает спад дозы в воздухе с расстоянием от ленточных источников шириной 15 м с различным заглублением (до 95 см). По результатам, структура гамма-поля такова, что можно выделить две зоны. Первая зона — это область пространства непосредственно над источником, где формируется поле первичных фотонов. Вторая — на промежутке (50 < х< 500) м, где профиль может быть хорошо описан экспоненциальной функцией: О(х) = з,99-ехр(—1,22ю"4х). При этом расчетное значение скорости убывания дозы с расстоянием для заглубления источника ю см сопоставимо с аналогичной величиной, оцененной по данным измерений в НП Метлино в 1952—1954 гг.

На основе описанных тестовых расчетов, делается вывод о возможности верификации дозы внешнего облучения в НП Метлино на основе данных люминесцентных измерений строительной керамики. Задача верификации включает разработку двух моделей, описывающих геометрию облучения кирпичей Метлинской мельницы в период 1949—1956 гг. (модель реки) и после 1956 г. (модель пруда). Задача верификации состоит из следующих этапов:

1. Расчет коэффициентов перехода от дозы в воздухе в реперных точках к дозе в кирпиче мельницы моделированием переноса излучения в модели реки и модели пруда.

2. Вычисление накопленной за период 1949—1956 гг. техногенной дозы в кирпиче с учетом коэффициентов перехода, рассчитанным по модели реки, и значениям МПД из пшв-гооо (табл. 1).

3. Вычисление накопленной за период 1957—1997 гг- техногенной дозы в кирпиче с учетом коэффициентов перехода, рассчитанным по модели пруда, и данным современных измерений МПД на берегу Шубинского пруда.

4. Сопоставление результатов люминесцентных измерений дозы в кирпиче (табл. 2) и расчетных значений для разной высоты отбора проб.

Решение поставленной задачи верификации описано в следующих двух главах работы.

Глава 3. Моделирование соотношения поглощенной дозы внешнего облучения в воздухе и строительной керамики в НП Метлино

Целью разработки модели реки является вычисление коэффициента перехода СИ от дозы в реперной точке на высоте 1 м у уреза воды напротив мельничной стены на правом берегу реки к дозе в кирпиче мельничной стены на высоте И в геометрии облучения от загрязненной поймы реки. Схема геометрии модели в предположении линейности речного сегмента реки (в соответствии с картографическими данными) представлена на рис. 4.

Расчеты по модели ближней зоны показали, что основные источники, формирующие гамма-поле в ю метрах у воды — это береговая полоса и пойма (см. рис. з). Таким образом, было выделено три источника: береговая полоса (оба берега) толщиной с1 = 10 см, и две поймы, левая и правая, (I = 5 см.

Схема конструкции модели пруда представлена на рис. 5. Уровень воды в Шубинском пруду был поднят приблизительно на 1 м относительно уровня воды в реке; вода подошла вплотную к стене мельницы. Описание конфигурации источников излучения после сооружения Шубинского пруда базировалось на данных современного мониторинга МП Д на территории перед юго-западной стеной мельницы (Воидгоу е1 а1. 2002). В описании источников были приняты следующие допущения: донные отложения — загрязненный грунт дна пруда на

Рис. 4- Схема геометрии модели облучения от реки (1949—1956 гг.)

расстоянии до I м от стены под эффективным слоем воды 30 см, мощностью ю см и длиной 6 м вдоль стены; берег — неэкранированная береговая полоса пруда мощностью ю см, располагается перпендикулярно стене (состоит из двух сегментов: 4 и б м).

В результате проведения Монте-Карло расчетов по переносу фотонов с начальной энергией 662 кэВ (основная линия излучения ,57тВа — продукта распада "'Се) была оценена поглощенная доза в /-ом детекторе от /-го источника §5/ (на единицу поверхностной мощности источника). В случае модели реки результирующая доза от всех источников записывается как: =Ш*к + шЗ)^, Э/* = + (33),", где , Щи, — соответствуют: береговой полосе,

составной пойме, левой и правой поймам; со — относительная (поверхностная) мощность составного источника «пойма» к источнику «береговая полоса»; (5 — относительная мощность источника «левая пойма» к источнику «правая пойма».

Величина со вычислялась из отношения результирующей дозы на берегу

(числитель) к результирующей дозе вюмот уреза на пойме (знаменатель):

„

(2)

где Л — показатель спада МПД на расстоянии ю м от уреза воды. Учитывая результаты измерений МПД с расстоянием от берега, проводившихся в НП Метлино в 1952—1954 гг.: Д = 6. В результате расчетов ш = 0,033. Малая относительная мощность поймы отражает более низкое, по сравнению с береговой

Вертикальное сечение

Вид сверху

Рис. 5. Схема геометрии модели облучения от пруда (1957—1997 гг.)

полосой, поверхностное содержание цезия. Коэффициент перехода в модели облучения от реки определяется как отношение суммарной расчетной дозы в строительной керамике на высоте к (2, 4 и 6 м) к суммарной расчетной дозе в реперной точке в воздухе у уреза воды: Ск = —^. Результат вычисления Сн по детерминистической схеме расчета (вышеописанная конфигурация источников с наиболее репрезентативными оценками по заглублению и /?) представлен в табл. 3. Оценки оказались практически равны для всех высот детектирования. В вероятностной схеме расчета использовались функции распределения для ключевых параметров. Во-первых, треугольные распределения, отражающие изменение расчетной дозы в детекторах в зависимости от величины заглубления источников в соответствии с результатами дополнительных Монте-Карло расчетов (для толщины береговой полосы 5 и 15 см и для поймы 2 и ю см). Во-вторых, для описания распределения, связанного с показателем К использовалось логнормальное распределение с медианой 6 и 95%-м доверительным интервалом (ДИ) 3—12; коэффициент вариации (КВ) — 0,36. Возможное различие в концентрации радионуклидного загрязнения в правой и левой пойме, а, следовательно, неравенство их относительных поверхностных мощностей, было учтено путем варьирования коэффициента {} — логнормальное распределение с медианой 1,0 и 95%-м ДИ 0,5—2,0; КВ — 0,36.

Таблица з

Расчетные коэффициенты перехода для геометрии облучения от реки

Высота отбора Детерминистическая Вероятностная схема расчета

пробы, м схема расчета Медиана 95%-Й ДИ КВ

б 0,10 0,10 0,086—0,15 0,16

4 0,11 0,11 0,084—0,17 0,20

2 0,11 0,11 0,071—0,19 0,29

Таблица 4 Расчетные коэффициенты перехода для геометрии облучения от пруда

Высота отбора Детерминистическая Вероятностная схема расчета

пробы, м схема расчета Медиана 95%-Й ДИ КВ

б 0,45 0,45 0,28—0,63 0,21

4 0,50 0,50 0,31—0,70 0,20

2 0,60 о,бо 0,37—0,83 0,20

Интересно отметить, что при расчете коэффициентов перехода для речной модели по вероятностной схеме, последние обладали меньшим рассеянием чем исходные данные. Уменьшение неопределенности в данном случае связано с тем, что в расчете использовалось отношение коррелирующих величин. Учет корреляций между входными распределениями существенно влияет на рассеяние вычисляемых коэффициентов.

Для расчета коэффициентов перехода в модели пруда использовался аналогичный подход по оценке относительных мощностей модельных источников с тем, чтобы рассчитать результирующую дозу в детекторах. Коэффициент перехода в модели облучения от пруда соотносит результирующую (от всех источников) дозу в керамике на высоте к к результирующей дозе в реперной точке, расположенной напротив кирпичного детектора на той же высоте к. Относительная мощность источников оценивалась на базе данных современных измерений МПД в 1996—1997 гг. Результаты представлены в табл. 4.

Для учета эффекта ослабления гамма-поля в зимнее время были разработаны соответствующие модификации геометрии речной модели и модели пруда. Это позволило количественно оценить степень уменьшения поглощенной энергии в керамических детекторах — коэффициенты ослабления Для характерных величин мощности снежного покрова (40 см) и льда (50 см) на Урале, результаты оценки для высоты 2, 4 и 6 м, соответственно, составили:

♦ для речной модели 0,30; 0,33 и 0,36;

♦ для модели пруда 0,63; 0,62 и о,6о.

Глава 4. Анализ результатов оценки поглощенной дозы в строительной керамике и сопоставление с результатами измерений

Кумулятивная техногенная доза в кирпиче на высоте h, вследствие облучения от реки вычисляется, как:

1956

А, = (QT,um +c,whrmn) £ P(t)At (3)

¿=1949

где P(t) — МПД в воздухе в реперной точке на берегу в «летнее время»; At = 1 год; Tsum, Tw n — относительная продолжительность «летнего» (без снега) и «зимнего» (со снегом) периодов времени в году (тшт +Twin = 1). В детерминистической схеме расчета в качестве P(t) из табл. i использовались: i) средние значения; ъ) крайние значения 95%-х ДИ. В вероятностной схеме расчета учитывались:

♦ для летних МПД в реперной точке — логнормальные случайные величины, со средними за год по табл. i;

♦ для относительной продолжительности «зимнего» периода времени т — случайные величины с симметричным треугольным распределением с медианой, соответствующей продолжительности 4 месяца в году, минимумом и максимумом 2—6 месяцев; KB — 0,21.

Аналогично выражению (з) вычисляется кумулятивная техногенная доза в строительной керамике на высоте h в геометрии облучения от пруда:

1997

dh = (С* ^ + C„Wkrm) f Ph {t) dt (4)

1

ln(2)

/>(i) = P„(1997)exp

T 1<0

-(1997 -i)

(5)

где Рк(1) — МПД в реперной точке у стены на высоте И в «летнее время» усредненная за год £ 1957 ¿х< 1997; Рк(1997) — данные измерения за 1997 г.; Тя — эффективный период полураспада цезия в пруду.

Вероятностная схема расчета накопленной дозы в кирпиче за 1957—1997 гг. в целом более проста по сравнению с речной моделью, так как дозы, получен-

ные в этой геометрии по величине незначительны. Были определены следующие распределения:

♦ для коэффициентов перехода — треугольные распределения, где моды соответствуют наиболее репрезентативным оценкам, использованным в детерминистической схеме расчета, а минимальное и максимальное значения — вариантам облучения, целиком от донных отложений и дальнего сегмента береговой полосы;

♦ для МПД в реперных точках — логнормальные распределения;

♦ для эффективного период полураспада цезия в Шубинском пруду —треугольное распределение с модой 21,2 г. (по результатам измерений), максимумом 30,1 г. (период радиоактивного распада "'Се), и минимумом 12,3 г. (симметричная нижняя граница); КВ — 0,16.

В главе приводится сравнительный анализ результатов расчета и люминесцентных измерений интегральной дозы в кирпичах с учетом неопределенности входных данных МПД и параметров моделирования.

Сравнение вкладов в поглощенную дозу в строительной керамике на разной высоте вследствие облучения от реки и пруда представлено на рис. 6. Если

Л, м пруд б

река

Н, м 6

$з ЬфЩ

ЕфЁЩЫШШ

гт измерения ■м дет. схема 02а вер. схема

ш

т

0 12 3 4

Доза в кирпиче, Гр

Рис. 6. Расчетная доза в кирпиче для модели реки превышает аналогичную величину, реконструированную по модели пруда. Интервалы представляют 95%-е ДИ: полностью закрашенные — с учетом неопределенности МПД; заштрихованные рассчитаны по вероятностной схеме

23456 Доза в кирпиче, Гр

Рис. 7- Сопоставление между данными измерения техногенной дозы в кирпиче и соответствующими результатами реконструкции. Интервалы представляют 95%-е ДИ. Вертикальные линии — средние значения

принять во внимание только наилучшие оценки (средние), то для всех высот доза вследствие облучения от реки выше как минимум на 1 Гр, чем доза облучения от пруда. Во-вторых, высотная зависимость различна для разных геометрий облучения. В геометрии пруда, верхний керамический детектор на высоте 6 м получает половину дозы детектора на высоте 2 м. В геометрии реки, дозы на всех высотах приблизительно одинаковы. Таким образом, оценка по среднему дозы в кирпиче, полученной в геометрии, в 4 раза ниже для высоты детектирования 6 м (чем вклад от облучения от реки) и в два раза ниже для высоты детектирования 2 м.

Сравнение результатов реконструкции техногенной дозы в кирпиче с дан-нымилюминесцентныхизмеренийпредставленонарис. 7- Реконструированные дозы в кирпиче по схеме с детерминированными параметрами приблизительно на 15 % ниже измеренн ых для всех трех высот. С учетом неопределенности МП Д в ранний период облучения от реки, 50%-е перекрытие доверительных интервалов было выявлено для высоты 6 м. Интервалы реконструированной дозы в кирпиче, вычисленные по вероятностной схеме расчета, полностью перекрываются интервалами результатов измерений для всех высот детектирования.

Реконструированные дозы лучше согласуются с результатами измерений при расчете с учетом неопределенности входных параметров, в особенности при завышении относительной мощности левой поймы относительно правой ее части в геометрии облучения от реки. Вариабельность параметров модели облучения от пруда влияет лишь на нижние детекторы, так как вклад в дозы в верхних детекторах в этой геометрии не велик (см. рис. 6). Параметры, влияющие в наибольшей степени, были учтены в вероятностной схеме расчета: во-первых, распределение МПД в воздухе у уреза воды в 1949—1956 гг.; степень неоднородности загрязнения поймы (параметры и и (3). В итоге, как иллюстрирует рис. 8, было выявлено достоверное согласие результатов реконструкции с данными измерений на всех трех рассматриваемых высотах детектирования.

выводы

1. Разработана серия моделей переноса излучений в окружающей среде, имитирующая радиоактивное загрязнение компонентов речной системы. Модели позволяют методом Монте-Карло оценить распределение дозы внешнего облучения в воздухе и строительных материалах зданий, расположенных на берегах.

2. Получены расчетные значения коэффициентов перехода от дозы в воздухе в реперных точках на территории НП Метлино в верховье реки Теча к дозе в детекторах, расположенных в местах отбора проб строительной керамики. В расчетах учтено изменение геометрии облучения кирпичей, связанное с созданием в 1956 году искусственного водоема, а также дополнительное экранирование источников зимой.

3. Оценены вероятностные распределения поглощенной дозы в образцах строительной керамики, обусловленные неопределенностью значений исходных параметров, характеризующих уровни загрязнения компонентов речной системы и геометрию облучения.

4. Показано, что расчетные значения интегральной дозы в строительной керамике хорошо согласуются с экспериментальными данными, полученными методом люминесцентной дозиметрии.

СПИСОК РАБОТ, ОПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Ретроспективная дозиметрия при проживании на радиоактивно-загрязненных территориях: анализ результатов исследований на реке Теча / М. О. Дёгтева, А. Р. Анспо, П. Якоб, А. В. Аклеев, Д. В. Иванов, Е. А. Шишкина, Н. Г. Бугров, М. И. Воробьёва, А. В. Возилова, В. А. Швед, А. Визер, В. А. Тараненко, Й. Гёксу, Р. Мекбах, С. Н. Баянкин. В кн. «Медико-биологические эффекты хронического радиационного воздействия». Т. 2. Челябинск: Из-во «Фрегат», 2005. С, 305—360.

2. Taranenko V., Próhl G., Gómez-Ros J. M. Absorbed dose rate conversion coefficients for reference terrestrial biota for external photon and internal exposures. Journal of Radiological Protection, 2004, vol. 24, p. A35-A62.

3. Jacob P., Goksu Y., Taranenko V., Meckbach R., Bougrov N. G., Degteva M. O., Vorobiova M. I. On an evaluation of external dose values in the Techa River Dosimetry System (trds) 2000. Radiation and Environmental Biophysics, 2003, vol. 42, p. 169-74.

4. Taranenko V., Meckbach R., Degteva M. O., Bougrov N. G., Gqksu Y., Vorobiova M. I., Jacob P. Verification of external exposure assessment for the upper Techa riverside by luminescence measurements and Monte Carlo photon transport modeling. Radiation and Environment Biophysics, 2003, vol. 42, p. 17—26.

5. Тараненко В. А. Вероятностный подход в задаче реконструкции накопленной дозы в кирпичах здания мельницы села Метлино // Адаптация биологических систем к естественным и экстремальным факторам среды: Материалы II регион, науч. конф., 2—5 декабря 2002 г. Челябинск: Из-во Челяб. гос. пед. ун-та, 2002. С. 49—56.

6. Meckbach R., Taranenko V., Goksu Н. Y., Bougrov N. G., Degteva M. O., Vorobiova M. I., Jacob P. Verification of external gamma doses at the Techa river by luminescence measurements and Monte Carlo simulation of radiation transport. Proceedings of workshop on radiation risk research in Southern Urals. Chiemsee, Germany, 2002, cd-rom.

7. Тараненко В. А., Дёгтева M. О., Мекбах Р. Распределение гамма-полей вокруг радиоактивно загрязненного водоема // Проблемы экологии и экологического образования Челябинской области: Материалы V регион, науч. конф. Челябинск: Изд-во Челяб. гос. пед. ун-та, 2001. С. 80—83.

8. Сравнительный анализ методов реконструкции доз внешнего облучения населения реки Теча / М. О. Дёгтева, П. Якоб, М. И. Воробьёва, Н. Г. Бугров, А. В. Аклеев, А. А. Романюха, А. Визер, Р. Мекбах, X. Й. Гёксу, В. А. Тараненко. Международный симпозиум «Хроническое радиационное воздействие: возможности биологической индикации»: Тез. докл., г. Челябинск, 14—16 марта 2000 г. С. 179.

foofrA IHM

P111 9 9

Содержание диссертации, кандидата физико-математических наук, Тараненко, Валерий Александрович

Основные обозначения и сокращения.

Введение.

Глава 1. Аналитический обзор результатов исследований уровней внешнего облучения на реке Теча, загрязненной радиоактивными отходами ПО «Маяк».

1.1. Описание радиоэкологической ситуации на реке Теча.

1.2. Радиационная обстановка на территории ближайшего к месту сбросов НП Метлино.

1.2.1. Мощности дозы в воздухе в начальный период после загрязнения реки в 1949—1956 гг.

1.2.2. Динамика уровней внешнего облучения после отселения жителей в 1956 году.

1.2.3. Результаты исследований накопленной дозы в строительных материалах из НП Метлино.

Глава 2. Развернутая постановка задачи и методы ее решения.

2.1. Общий вид уравнения переноса излучения.

2.2. Роль метода Монте-Карло в задачах на перенос излучения.

2.3. Описание программного обеспечения MCNP, использованного для моделирования переноса излучений.

2.3.1. Геометрия моделируемого пространства.

2.3.2. Методы оценки поглощенной энергии.

2.3.3. Розыгрыш источника излучения.

2.3.4. Фотон-электронные сечения взаимодействий и физические процессы.

2.4. Общие подходы к моделированию распределения доз внешнего облучения при радиоактивном загрязнении речной системы.

2.5. Оценка подходов к задаче верификации доз в НП Метлино на тестовых моделях, имитирующих простейшие случаи геометрии облучения при радиоактивном загрязнении окружающей среды.

2.5.1. Расчет энергетической зависимости кермы в воздухе для проскопараллельных источников в почве.

2.5.2. Расчет воздушной кермы вблизи источника, имитирующего радиоактивное загрязнение дна и берегов реки.

2.5.3. Расчет кермы в воздухе в удалении от загрязненной радионуклидами реки.

2.6. Расчет распределения дозы в строительной керамике по глубине.

2.7. Постановка задачи верификации дозы внешнего облучения в НП Метлино на реке Теча.

Глава 3. Моделирование соотношения поглощенной дозы внешнего облучения в воздухе и строительной керамики в НП Метлино.

3.1. Моделирование распределения поглощенной дозы на территории Метлино в 1949—1956 гг.: «модель реки».

3.1.1. Описание геометрии модели.

3.1.2. Характеристика источников излучения.

3.1.3. Конфигурация модельных детекторов.

3.1.4. Оценки коэффициентов перехода от дозы в воздухе к дозе в кирпичах.

3.2. Моделирование распределения поглощенной дозы возле Метлинской мельницы после 1956 г.: «модель пруда».

3.2.1. Описание геометрии модели.

3.2.2. Характеристика источников излучения.

3.2.3. Конфигурация модельных детекторов.

3.2.4. Оценка коэффициентов перехода от дозы в воздухе к дозе в кирпичах.

3.3. Модификация моделей для учета экранирования излучения снегом и льдом в зимний период.

Глава 4. Анализ результатов оценки поглощенной дозы в строительной керамике и сопоставление с результатами измерений.

4.1. Схема расчета поглощенной дозы в строительной керамике по «модели реки» за 1949—1956 гг.

4.2. Схема расчета поглощенной дозы в строительной керамике по «модели пруда» за 1957—1997 гг.

4.3. Анализ факторов, влияющих на неопределенность результатов расчетов.

4.3.1. Факторы неопределенности в «модели реки».

4.3.2. Факторы неопределенности в «модели пруда».

4.4. Сравнительный анализ результатов расчета и люминесцентных измерений интегральной дозы в кирпичах с учетом неопределенности.

Введение Диссертация по биологии, на тему "Использование метода Монте-Карло для расчета дозы внешнего облучения при радиоактивном загрязнении речной системы"

Актуальность проблемы. Развитие атомной промышленности со времен ее зарождения неразрывно связано с выбросами радиоактивных веществ в окружающую среду — среду обитания живых организмов и человека. Поэтому, вместе с ростом атомной промышленности, все более актуальным становятся проблемы обеспечения безопасного проживания человека в условиях радиоактивного загрязнения окружающей среды и минимизации радиационного воздействия на биоту. Для решения этих проблем необходим тщательный анализ последствий радиационных аварий и инцидентов, имевших место в прошлом.

В результате сбросов жидких радиоактивных отходов в реку Теча ПО «Маяк» были загрязнены в 1949—1956 гг. обширные территории Челябинской и Курганской областей. Около 30 тыс. жителей территории, прилегающей к реке, подверглись хроническому облучению. В целях реконструкции доз внешнего облучения пострадавшего населения возникла необходимость восстановления гамма-полей на территории прибрежных населенных пунктов.

Ретроспективные дозиметрические исследования радиационной ситуации на реке Теча представляют собой комплексную задачу, для решения которой используются архивные данные измерения концентрации радионуклидов в воде, донных отложениях и пойменных почвах, а также МПД в воздухе; данные современных измерений, например, накопленной дозы в кварц-содержащих строительных материалах методами ТА дозиметрии [3], а также, модельные расчеты. При этом для реконструкции доз внешнего облучения спустя более

50 лет после начала загрязнения в условиях отсутствия измерений 1949— 1951 гг., особенно актуальными являются расчетные методы [6].

Сбросы радионуклидов в реку Теча привели к долговременному загрязнению всех компонентов речной системы (воды, донных отложений и пойменных почв) и, таким образом, образовался источник внешнего излучения сложной геометрии, параметры которого менялись со временем. Уровни радиационного воздействия на население были максимальны в селе Метлино, ближайшему к месту сбросов и расположенному в верховье реки Теча [6]. Для верификации доз облучения жителей этого НП, рассчитанных по дозиметрической системе реки Теча TRDS-2000 [43], на основании имеющихся данных ТА дозиметрии [3] необходима детальная оценка распределения гамма-полей и поглощенных доз на берегу реки в месте отбора проб строительных материалов (кирпичей).

Цель работы состоит в решении задачи верификации поглощенной дозы • ионизирующего излучения в воздухе в верховье реки Теча на основании данных люминесцентной дозиметрии с использованием моделирования переноса излучения методом Монте-Карло.

Задачи исследования:

1. Проанализировать данные о характере загрязнения компонентов речной системы и уровнях мощности дозы в воздухе по берегам реки Теча на территории НП Метлино в период с 1949 года, а также результаты люминесцентных измерений проб кирпича Метлинской мельницы. Цель — формирование массива исходных данных, необходимых для моделирования в динамике геометрии расположения источников и детекторов излучения.

2. Разработать и протестировать модели переноса фотонного излучения в геометрии, характерной для условий радиоактивного загрязнения компонентов типичной речной системы. Исследовать распределения поглощенной дозы в воздушных и керамических детекторах, расположенных на берегах реки.

3. Рассчитать значения поглощенных доз в воздухе и образцах строительной керамики из НП Метлино для различных периодов времени от начала загрязнения реки Теча с использованием метода Монте-Карло на базе разработанных моделей.

4. Разработать вероятностную схему вычисления поглощенной дозы в керамике и проанализировать чувствительность расчетной интегральной дозы относительно вариации основных параметров моделей.

5. Провести сравнительный анализ результатов расчетов интегральной дозы в образцах строительной керамики и результатов измерений, полученных экспериментально люминесцентными методами.

Метод исследования. Используется метод стохастического моделирования переноса излучения в веществе — метод Монте-Карло. Применение данного метода позволяет рассчитать отношение дозы в воздухе в реперных точках к дозе в керамических детекторах, находящихся в местах отбора проб строительной керамики, а также оценить вероятностные распределения искомых дозовых величин.

Научная новизна работы:

• Разработан и реализован новый подход к верификации интегральной дозы в воздухе. Он использован для реконструкции уровней облучения жителей НП

Метлино на реке Теча, на основании данных люминесцентной дозиметрии и результатов моделирования переноса излучения методом Монте-Карло.

• На основании анализа архивных данных и собственных измерений впервые восстановлена геометрия расположения основных источников гамма-излучения, которые образовались в результате радиоактивного загрязнения реки Теча в НП Метлино на участке ниже Метлинской плотины.

• Впервые получены распределения поглощенных доз в воздухе и образцах строительной керамики из НП Метлино, обусловленные неопределенностью значений исходных параметров, характеризующих уровни радиоактивного загрязнения компонентов речной системы и геометрию облучения.

• Впервые показано, что реконструированные интегральные дозы в керамике и результаты люминесцентных измерений кирпичей статистически достоверно не отличаются друг от друга.

Практическая значимость работы. Результаты моделирования переноса излучения методом Монте-Карло будут использованы для усовершенствования системы реконструкции доз внешнего облучения на реке Теча. Уточненные с учетом вариабельности параметров, результаты расчетов доз внешнего облучения могут быть использованы для более достоверной оценки риска отдаленных последствий у облученного населения.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Разработанная серия моделей переноса излучений методом Монте-Карло в геометрии, характерной для условий радиоактивного загрязнения речной системы, позволяет оценить распределение поглощенной дозы в воздухе и строительных материалах зданий, расположенных на берегах.

2. Расчетные оценки коэффициентов перехода от дозы в воздухе в реперных точках на территории НП Метлино в верховье реки Теча к дозе в детекторах, находящихся в местах отбора проб строительной керамики, получены с учетом реальных изменений геометрии облучения.

3. Вероятностные распределения значений поглощенных доз в воздухе и образцах строительной керамики в НП Метлино, обусловленные неопределенностью значений исходных параметров, характеризуют уровни радиоактивного загрязнения компонентов речной системы и геометрию облучения.

4. Результаты сравнительного анализа вероятностной оценки интегральной дозы в керамике и люминесцентных измерений кирпичей, показывают отсутствие статистически достоверных отличий между данными, полученными с помощью расчетных и экспериментальных методов.

Личный вклад соискателя. В диссертационной работе представлены следующие результаты научных исследований, выполненных автором самостоятельно:

• Конструирование трехмерной геометрии моделей Монте-Карло и проведение расчетов по переносу излучения.

• Оценка относительных мощностей модельных источников излучения и расчет переходных коэффициентов от дозы в реперных точках к дозе в кирпиче.

• Разработка и расчет вероятностной модели реконструкции дозы в кирпиче.

• Оценка неопределенности параметров вероятностной модели и анализ чувствительности расчетных значений дозы.

Апробация работы. Результаты диссертационной работы были представлены на II Международном симпозиуме «Хроническое радиационное воздействие: возможности биологической индикации» (Челябинск, 2000); V региональной научной конференции «Проблемы экологии и экологического образования Челябинской области» (Челябинск, 2000); Международном рабочем совещании «Исследование радиационного риска на Южном Урале» (Кимзее, ФРГ, 2002); II региональной научной конференции «Адаптация биологических систем к естественным и экстремальным факторам среды» (Челябинск, 2002); а также обсуждались на семинарах в институте радиационной защиты Национального исследовательского центра по охране окружающей среды и здоровья GSF (Мюнхен, ФРГ, 2001), Флоридском атлантическом университете (Бока-Ратон, США, 2005) и в Национальном агентстве по охране здоровья (Чилтон, Великобритания, 2006).

Публикации. По теме диссертационной работы имеется 8 публикаций в отечественных и международных научных изданиях.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы. Работа изложена на 100 страницах машинописного текста и содержит 25 рисунка и 11 таблиц. Список цитированной литературы содержит 90 ссылок, из которых 20 на русском языке.

Заключение Диссертация по теме "Экология", Тараненко, Валерий Александрович

Выводы. В результате анализа неопределенности и естественной вариабельности ключевых параметров, участвующих прямо или косвенно в вычислениях накопленной дозы в кирпиче, были описаны функции их распределения. Значения, разыгрываемые в соответствии с законами распределения варьируемых величин, использовались в вероятностной схеме расчета для построения результирующего распределения. Таким образом, были получены 95%-е доверительные интервалы для поглощенной техногенной дозы в кирпиче на высоте 2,4 и 6 м.

По результатам вычислений доза для верхних позиций детектирования в стене обладала меньшей неопределенностью, а именно, коэффициент вариации для детектора на высоте 6 м составил 0,16 против 0,29 для детектора на высоте 2м в геометрии облучения от реки (при облучении от пруда коэффициент вариации равнялся приблизительно 0,2 для всех высот).

Интересно отметить, что при расчете по вероятностной схеме коэффициентов перехода для речной модели, последние обладали меньшим коэффициентом дисперсии по сравнению с входными распределениями. Уменьшение неопределенности в данном случае связано с тем, что в расчете использовалось отношение коррелирующих величин. Учет корреляций между входными распределениями существенно влияет на размах вычисляемых распределений.

Результаты раздельного вычисления поглощенной дозы в строительной керамике показали, что медианные значения дозы, полученной от облучения в геометрии пруда как минимум на 1 Гр меньше дозы облучения от реки для всех высот детектирования.

Сравнение результатов вероятностной реконструкции дозы в кирпиче и люминесцентных измерений проб кирпича выявило достоверное согласие этих данных для всех трех рассматриваемых высот детектирования.

Заключение

В работе описывается реконструкция техногенной составляющей поглощенной дозы в пробах строительной керамики отобранных с юго-западной стены Метлинской мельницы вследствие облучения от источников 137Cs в окружающей среде со сложной пространственной структурой. Две модели пространственной геометрии были разработаны в целях расчета переноса излучения — речная модель для облучения до 1957 г. и модель облучения от пруда с 1957 г. Также рассчитывалась поправка для сезонной зависимости формирования гамма-полей.

Результаты моделирования переноса излучения методом Монте-Карло говорят о том, что основной вклад в дозу был сделан до момента отселения жителей НП Метлино в 1956 г.

Показано, что реконструированные дозы в строительной керамике в целом согласуются с результатами люминесцентных измерений. Однако, в последних также учитывается вклад коротко живущих радионуклидов, которые не были рассмотрены в данной работе ввиду недостатка информации. В результате, наблюдается 15%-е занижение реконструированных доз (по наилучшим оценкам и медиана'м) в среднем по всем трем высотам детектирования 2, 4 и 6 м. Учет неопределенности ключевых параметров в вероятностной схеме реконструкции (как то: заглубление источников, неоднородность загрязнения правого и левого берегов) привел к закономерному уширению интервальных оценок накопленной дозы в кирпиче, что привело в свою очередь к полному перекрытию 95%-х доверительных интервалов результатов реконструкции и измерений. В реконструкции использовались восстановленные мощности поглощенной дозы в воздухе в реперной точке на высоте 1 м на берегу за 1949—1956 гг. — данные, которые используются в дозиметрической системе TRDS-2000 для расчета внешних доз облучения людей. Согласие результатов реконструкции дозы в кирпиче с данными измерений кирпичных проб говорит о состоятельности восстановленных мощностей дозы в воздухе у уреза за 1949—1956 гг.

Таким образом, верификация поглощенной дозы в воздухе проведенная для НП Метлино, находящегося в верховье реки Теча, по данным люминесцентных измерений проб строительной керамики и с использование моделирования переноса излучения методом Монте-Карло дала положительные результаты. Восстановленные мощности дозы в воздухе за период 1949—1956 гг. находятся в согласии с данными люминесцентных измерений.

Библиография Диссертация по биологии, кандидата физико-математических наук, Тараненко, Валерий Александрович, Челябинск

1. Медико-биологические и экологические последствия радиоактивного загрязнения реки Теча / Под ред. А. В. Аклеева, М. Ф. Киселева. М., 2001. С. 531.

2. Арутюнян Р. В., Большое Л. А„ Зенич Т. С., Решетин В. П. Математическое моделирование вертикальной миграции в почве Cs-137, Cs-134 // Атомная энергия, 1993,74(3), С. 223-229.

3. Бугров Н. Г. Использование термолюминесцентного метода для реконструкции доз гамма-излучения от радиоактивно загрязненного водоема / Дисс. канд. техн. наук. М. 1999.105 с.

4. Бугров Н. Г., Дёгтева М. О., Гексу Й., Мекбах Р., Якоб П. Ретроспективная термолюминесцентная дозиметрия на прибрежных территориях верховьев реки Теча // Вопросы радиационной безопасности. 2001 3. С. 51—62.

5. Бусленко Н. П., Голенко Д. И., Соболь И. М., Срагович В. Г., Шрейдер Ю. А. Метод статистических испытаний (метод Монте-Карло). М.: Физматгиз, 1962.332 с.

6. Воробьёва М. И. Реконструкция доз внешнего облучения населения, обусловленных сбросами радиоактивных отходов ПО «Маяк» в реку Теча / Дисс. канд. физ.-мат. наук. Челябинск, 2000.112 с.

7. Гусев Н. Г., Климанов В. А., Машкович В. П., Суворов А. П. Защита от ионизирующих излучений: в 2 т., т. 1. Физические основы защиты от излучений. 3-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1989.512 с.

8. Ильин Д. И. Миграция радиоактивных веществ из открытых водоемов / Дисс. докт. техн. наук. Челябинск-65.1956.270 с.

9. Косенко М. М„ Дёгтева М. О. Оценка радиационного риска популяции, облучившейся вследствие сбросов радиоактивных отходов в р. Течу // Атомная энергия, 72,1992. С. 386—390.

10. Марей А. Н. Санитарные последствия удаления в водоемы радиоактивных отходов предприятия атомной промышленности / Дисс. докт. мед. наук. М. 1959.441 с.

11. Пригарин С. М. Основы статистического моделирования переноса оптического излучения: Учеб. пособие. Новосибирск: Изд. Новосиб. ун-та, 2001.82 с.

12. Сафронова Н. Г., Питкянен Г. Б. Оценка поражения пресноводной рыбы, населяющей загрязненные стронцием-90 и цезием-137 водоемы. Челябинск: ФИБ 4, Технический отчет № 1439; 1982.

13. Смагин А. И. Распределение радионуклидов в компонентах экосистемы залива водоема-хранилища отходов и оценка эффективности дезактивации воды методом вымораживания // Вопросы радиационной безопасности, 1, С. 64—70.

14. Соболь И. М. Численные методы Монте-Карло. М.: Наука, 1973. 312 с.

15. Фано У., Спенсер Л., Бергер Л. Перенос гамма-излучения. М.: Госатомиздат, 1963.283 с.

16. Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications // Monte Carlo 2000. Lisbon, Portugal: Springer, 2000.

17. Aarkrog A., Trapeznikov A. V., Molchanova I. V., Yushkov P. I., Pozolotina V. N„ Polikarpov G. G., Dahlgaard H„ Nielsen S. P. Environmental modelling of radioactive contamination of floodplains and sorlakes along the Techa and Iset rivers // Journal of

18. Environmental Radioactivity, 2000,49:243—257.

19. Anspaugh L. R., Degteva M. O., Vasilenko E. K. Mayak Production Association: introduction // Radiat Environ Biophys, 2002,41(l):19-22.

20. Bailiff I. K„ Botter-Jensen L., Correcher A., Delgado A., Goksu H. Y., Jungner H„ Petrov S. Absorbed dose evaluations in retrospective dosimetry: methodological developments using quartz // Radiation Measurements, 2000,32:609-613.

21. Booth E. A Sample Problem for Variance Reduction in MCNP. Los Alamos: Los Alamos National Laboratory, LA-10363-MS; 1985.

22. Botter-Jensen L. Luminescence techniques: instrumentation and methods // Radiation Measurements, 1997,27:749-768.

23. Bougrov N. G., Baturin V. A., Goksu H. Y„ Degteva M. O., Jacob P. Investigations of thermoluminescence dosimetry in the Techa river flood plain: analysis of the new results // Radiat Prot Dosimetry, 2002,101(l-4):225-8.

24. Bougrov N. G., Goksu H. Y., Haskell E., Degteva M. O., Meckbach R., Jacob P. Issues in the reconstruction of environmental doses on the basis of thermoluminescence measurements in the Techa riverside // Health Phys, 1998,75(6):574-83.

25. Bougrov N. G., Vlasov V. I<„ Kiryukhin О. V., Fatkulbayanova N. L. Thermoluminescence measurements of ceramic samples from accidentally polluted territory of South-Urals // Radiat Meas, 1995,24:493-498.

26. Briesmeister J. F. MCNP—A general Monte Carlo n-particle transport code, version 4C manual. Los Alamos, NM, USA: Los Alamos National Laboratory; 2000.

27. Brown F. В., Sutton Т. M. Monte Carlo Fundamentals. New York, NJ, USA: Knolls Atomic Power Laboratory, KAPL-4823; 1996.

28. Bunzl K., Schimmack W., Jacob P. Uncertainty analysis of the external gamma-dose rate due to the variability of the vertical distribution of 137Cs in the soil // J Environ Radioact, 2001, 54(2):243-52.

29. Carter L. L., Cashwell E. D. Particle-Transport Simulation with the Monte Carlo Method. Los Alamos, NM, USA: Technical Information Center, Energy Research and Development Administration, 1975.

30. Cashwell E. D., Everett C. J. A Practical Manual on the Monte Carlo Method for Random Walk Problems. Los Alamos: Pergamon Press, 1959.

31. Chen S. Y. Calculation of Effective Dose Equivalent Responses for External Exposure from Residual Photon Emitters in Soil // Health Physics, 1991,60(3):411-426.

32. Chesnokov A. V., Govorun A. P., Ivanitskaya M. V., Liksonov V. I., Shcherbak S. B.

33. Cs-137 contamination of Techa river Flood plain in Brodokalmak settlement // Applied Radiation and Isotopes, 1999,50:1121—1129.

34. Chesnokov A. V., Govorun A. P., Linnik V. G., Shcherbak S. B. Cs-137 contamination of the Techa river flood plain near the village of Muslumovo // Journal of Environmental Radioactivity, 2000,50:179—191.

35. Degteva M. O., Kozheurov V. P., Burmistrov D. S., Vorobyova M. I., Valchuk V. V., Bougrov N. G., Shishkina H. A. An approach to dose reconstruction for the Urals population // Health Phys, 1996,71(l):71-6.

36. Degteva M. O., Kozheurov V. P., Tolstykh E. I. Retrospective dosimetry related to chronic environmental exposure // Radiat Prot Dosimetry, 1998,79(l-4):155-60.

37. Degteva M. O., Kozheurov V. P., Vorobiova M. I. General approach to dose reconstruction in the population exposed as a result of the release of radioactive wastes into the Techa River // Sci Total Environ, 1994,142(l-2):49-61.

38. Degteva M. O., Shagina N. B„ Tolstykh E. I., Vorobiova M. I., Napier B. A., Anspaugh L. R. Studies on the Techa river populations: dosimetry // Radiat Environ Biophys, 2002,41(l):41-4.

39. Degteva M. O., Vorobiova M. I., Kozheurov V. P., Tolstykh E. I., Anspaugh L. R., Napier B. A. Dose reconstruction system for the exposed population living along the Techa river // Health Physics, 2000,78(5):542-54.

40. Dupree S. A., Fraley S. K. A Monte Carlo Primer: A Practical Approach to Radiation Transport. 2002.

41. Eckerman K. F., Ryman J. C. External Exposure to Radionuclides in Air, Water, and Soil. Washington, DC, USA: US Environmental Protection Agency, Federal Guidance Report No. 12, EPA 402-R-93-081; 1993.

42. EPA Guiding Principles for Monte Carlo Analysis. Washington, DC, USA: US Environmental Protection Agency. Risk Assessment Forum, EPA/630/R-97/001; 1997.

43. EPA Report of the Workshop on Selecting Input Distributions for Probabilistic Assessments. Washington, DC, USA: US Environmental Protection Agency. Risk Assessment

44. Forum, EPA/630/R-98/004; 1999.

45. Faw R. E., Shultis J. 1С Radiological assessment: sources and doses. La Grange Park, IL, USA: American Nuclear Society, Inc., 1999.

46. Gierga D. P., Adams K. J. Electron photon verification calculations using MCNP 4B. Los Alamos, NM, USA: LANL, LA-UR-98-363; 1998.

47. Hammersley J. M„ Handscomb D. C. Monte Carlo Methods. London: Chapman and Hall, 1979.

48. Helton J. C., Davis F. J. Sampling-based methods for uncertainty and sensitivity analysis. Albuquerque, NM, USA: Sandia National Laboratories, SAND99-2240; 2000.

49. Applications of New Technology: External Dosimetry / Под ред. Higginbotham J. — Madison, WI, USA: Medical Physics Publishing, 1996.

50. ICRP Radionuclide Transformations: Energy and Intensity of Emissions. International Commission on Radiological Protection, Publication No. 38; 1983.

51. ICRU Measurement of dose equivalents from external photon and electron radiations. Bethesda, MD, USA: International Commission on Radiation Units and Measurements, Report No. 47; 1992.

52. ICRU Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry. Bethesda, MD, USA:1.ternational Commission on Radiation Units and Measurements, Report No. 51; 1993.

53. ICRU Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation. Bethesda, MD, USA: International Commission on Radiation Units and Measurements, Report No. 60; 1998.

54. ICRU Retrospective assessment of exposures to ionising radiation. Bethesda, MD, USA: International Commission on Radiation Units and Measurements, Journal of the ICRU No 2; 2002.

55. Jacob P., Goksu Y., Meckbach R., Taranenko V., Wieser A. SURF Project. Final Report. Workpackage 3—Dosimetry. EU Contract No: EN В FP5RTD. 2003.

56. Monte Carlo Transport of Electrons and Photons / Под ред. Jankins Th. M., Nelson W. R„ Rindi A. — New York and London: Plenum Press, 1988.

57. Kahn H. Appliciations of Monte Carlo. Santa Monica, CA, USA: RAND Corporation, United States Atomic Energy Commission Report No. ECU-3259; 1954.

58. Kalos M. H., Whitlock P. A. Monte Carlo Methods. Volume I: Basics. John Wiley and Sons, 1986.

59. Lorence L. J., Beutler D. E. Radiation Transport Phenomena and Modeling. Albuquerque: Sandia National Laboratories, SAND97-2135; 1997.

60. Lux I, Koblinger L Monte Carlo Particle Transport Methods: Neutron and Photon Calculations. Boca Raton: CRC Press, 1990.

61. Meckbach R., Bailiff I. K., Goksu H. Y., Jacob P., Stoneham D. Calculation and measurement of depth dose distributions in bricks // Radiation Protection Dosimetry, 1996, 66(1-4):183-186.

62. Napier B. A., Shagina N. В., Degteva M. O., Tolstykh E. I., Vorobiova M. I., Anspaugh L. R. Preliminary uncertainty analysis for the doses estimated using the Techa river dosimetry system—2000 // Health Phys, 2001, 81(4):395-405.

63. NCRP Conceptual Basis for Calculations of Absorbed-Dose Distributions. Bethesda,

64. MD, USA: National Counsil on Radiation Protection and Measurements, Report No. 108; 1991.

65. NCRP A Guide for Uncertainty Analysis in Dose and Risk Assessments Related to Environmental Contamination. Bethesda, MD, USA: National Council on Radiation Protection and Measurements, NCRP commentary no, 14; 1996.

66. OECD Advanced Monte Carlo Computer Programs for Radiation Transport: Nuclear Energy Agency, OECD, 1995.

67. OECD Computing Radiation Dosimetry—CRD 2002 Sacavem, Portugal: Nuclear Energy Agency, OECD, 2002.

68. ORNL Shielding Benchmark Problems. Oak Ridge, USA: Oak Ridge National Laboratory, ORNL-RSIC-25, ANS-SD-9; 1974.

69. Rubinstein R. Y. Simulation and the Monte Carlo Method. John Wiley & Sons, 1981.

70. Saito K., Jacob P. Gamma ray fields in the air due to sources in the ground // Radiation Protection Dosimetry, 1995,58(l):29-45.

71. Shultis J. K., Faw R. E. Radiation Shielding. American Nuclear Society, Inc., 2000.

72. Strand P., Brown J. E., Drozhko E., Mokrov Yu„ Salbu В., Oughton D., Christensen G. C., Amundsen I. Biogeochemical behaviour of Cs-137 and Sr-90 in the artificial reservoirs of Mayak PA, Russia // The Science of the Total Environment, 1999,241:107—116.

73. Strom D. J., Stansbury P. S. Determining parameters of lognormal distributions from minimal information // AIHAJ, 2000,61:877—880.

74. Taranenko V., Prohl G., Gomez-Ros J. M. Absorbed dose rate conversion coefficients for reference terrestrial biota for external photon and internal exposures // Journal of Radiological Protection, 2004,24:A35-A62.

75. Taylor B. N., Kuyatt С. E. Guidlines for Evaluating and Expressing the Uncertainty of N1ST Measurement Results. Gaithersburg: National Institute of Standards and Technology, 1297; 1994.

76. Trapeznikov A. V., Pozolotina V. N„ Chebotina M. Ya., Chukanov V. N., Trapeznikova V. N., Kulikov N. V., Nielsen S. P., Aarkrog A. Radioactive contamination of the Techa River, the Urals // Health Physics, 1993,65:481—488.

77. Vorobiova M. I., Degteva M. O. Simple model for the reconstruction of radionuclideconcentrations and radiation exposures along the Techa River // Health Physics, 1999, 77(2):142-149.

78. Vorobiova M. I., Degteva M. O., Burmistrov D. S., Safronova N. G., Kozheurov V. P., Anspaugh L. R., Napier B. A. Review of historical monitoring data on Techa river contamination // Health Phys, 1999,76(6):605-18.

79. Whalen D. J., Hollowell D. E., Hendricks J. S. MCNP: Photon Benchmark Problems. Los Alamos, NM, USA: Los Alamos National Laboratory, LA-12196; 1991.