способ дистанционного измерения загрязнения радионуклидами подстилающей поверхности в следе радиоактивного выброса радиационно-опасных предприятий и система для его осуществления

Формула изобретения

1. Способ дистанционного измерения загрязнения радионуклидами подстилающей поверхности в следе радиоактивного выброса радиационно-опасных предприятий, включающий определение пространственного положения загрязненной подстилающей поверхности, выполнение измерения состава гамма-излучения от подстилающей поверхности с применением спектрометрического устройства детектирования и определение загрязнения радионуклидами в следе радиоактивного выброса из выражения, при этом пространственное положение радиоактивно-загрязненной подстилающей поверхности определяют путем сканированием подстилающей поверхности, выполняя измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, а при измерении загрязнения фиксируют спектрометрическое устройство детектирования гамма-излучения и устройство детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения непосредственно в заданной области или точке над подстилающей поверхностью, дополнительно к измерению состава гамма-излучения от поверхностной активности подстилающей поверхности измеряют мощность поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения и высоту сканирования, а для расчета парциальных концентраций радионуклидов, загрязняющих подстилающую поверхность, используют выражение



где - весовой множитель данного нуклида, определяемый по спектру гамма-излучения;

- измеренная мощность дозы гамма-излучения (на измеряемой высоте) в точке размещения блока детектирования;

x ₀; y₀ - координаты точки детектирования;

(E_i) - коэффициент поглощения гамма-излучения с энергией E_i в воздухе;

µ_i - коэффициент линейного ослабления гамма-излучения с энергией E_i в воздухе;

(E_i) - квантовый выход гамма-излучения с энергией E_i при распаде данного радионуклида;

h _D - высота точки детектирования,

а эффективный радиус области детектирования на подстилающей поверхности находят из выражения

r_эф=h_Dm, где m=3;

(E_i) - поправочный коэффициент, являющийся функцией энергии гамма-излучения, определяемый путем сравнения расчетных величин мощности дозы, полученных методом Монте-Карло и с использованием аналитических методов, основанных на использовании фактора накопления в виде формулы Бергера, для различных источников, отличающихся энергией гамма-квантов;

(E_i) - энергетическая чувствительность детектора гамма-излучения;

A_i и E_i - соответственно высота и полуширина пика при энергии E_i в спектре гамма-излучения, соответствующего данному радионуклиду;

_i - величина, обратная эффективности регистрации гамма-линии при энергии E_i;

a_i и b_i - безразмерные параметры формулы Бергера [4], зависящие от энергии гамма-излучения.

2. Система для определения поверхностного загрязнения радионуклидами в следе радиоактивного выброса радиационно-опасных предприятий, содержащая гамма-спектрометрическую установку, размещенную на легком летательном аппарате, несущем дополнительно дозиметр поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, лазерный высотомер, обеспечивающий измерение высоты сканирования подстилающей поверхности, и блок бесконтактной дистанционной передачи информации, анализатор спектра размещен на наземном средстве передвижения, снабженном блоком приема измерительной информации, причем летательный аппарат и наземное средство передвижения снабжены блоками определения координат и приемопередающими блоками управления полетом летательного аппарата, а блок бесконтактной дистанционной передачи информации соединен с выходами аналого-цифрового преобразователя и дозиметра, при этом радиус области детектирования на подстилающей поверхности находят из выражения r_эф =h_Dm, где m=3 и h_D - высота точки детектирования.

Описание изобретения к патенту

1. Изобретение относится к области радиометрии и может использоваться для определения радиационной обстановки в районе размещения радиационно-опасных предприятий в условиях нормальной эксплуатации контролируемого объекта и при аварийных выбросах.

Известен способ определения концентрации радиоактивной примеси в выбросе АЭС, включающий отбор проб воздуха из канала выброса (вентиляционной трубы), измерение объемной активности суммы аэрозолей, инертных радиоактивных газов (ИРГ) и паров йода с последующим расчетом концентрации указанных составляющих вдоль оси выброса с использованием одной из математических моделей метеорологического разбавления и обеднения облака [1, 2].

Недостатком известного способа является то, что определение концентрации реперных радионуклидов в облаке выброса невозможно, так как в канале выброса измеряют значения только суммарных объемных активностей составляющих выброса: аэрозолей, ИРГ и паров радиойода. Между тем, знание соотношений объемной активности реперных радионуклидов ИРГ и радиойода имеет большое значение при оценке радиационного воздействия на население в случае аварийного выброса и используется для разработки необходимых мер защиты.

Наиболее близким к настоящему изобретению является способ дистанционного определения концентрации радионуклидов, распространяющихся в атмосфере, в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления [3], включающие определение концентрации газоаэрозольной радиоактивной примеси путем измерения мощности дозы гамма-излучения, измерение спектрального состава гамма-излучения от факела выброса и расчет концентрации радионуклидов в факеле.

Недостатком известного способа при определении поверхностной концентрации радионуклидов, осевших на подстилающую поверхность, является отсутствие информации относительно геометрических параметров, ограничивающих область радиоактивного загрязнения, что приводит к невозможности использования расчетной формулы оценки поверхностной концентрации радиоактивных аэрозолей, загрязняющих подстилающую поверхность. Это связано с тем, что в отличие от объемного источника, где область интегрирования ограничивается радиусом сферы, определяемым величиной порядка пробега гамма-кванта, для оценки мощности дозы от загрязненной подстилающей поверхности необходимо знание двух дополнительных параметров: высоты точки детектирования и эффективного радиуса загрязненной подстилающей поверхности, являющейся поверхностным источником гамма-излучения.

Техническим результатом заявленного изобретения является повышение чувствительности и точности определения концентрации радиологически значимых радионуклидов в следе радиоактивных облаков, возникающих в атмосфере в результате радиационных аварий на радиационно-опасных предприятиях, например атомных станциях.

В предлагаемом способе дистанционного определения загрязнения радионуклидами подстилающей поверхности (в следе радиоактивных облаков, возникающих в атмосфере в результате радиационных аварий на радиационно-опасных предприятиях), включающем выполнение измерения состава гамма-излучения от загрязненного радиоактивными аэрозолями участка подстилающей поверхности с применением спектрометрического устройства детектирования и расчета загрязнения радионуклидами на выделенной подстилающей поверхности из выражения, согласно изобретению загрязнение радионуклидами на выделенной подстилающей поверхности определяют, выполняя измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, для чего фиксируют спектрометрическое устройство детектирования и устройство детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения на определенной высоте от подстилающей поверхности, дополнительно измеряют высоту полета (высотомером), на которой измеряют мощность дозы, а для расчета парциальных активностей радионуклидов на подстилающей поверхности используют выражение:

где - весовой множитель данного нуклида, определяемый по спектру гамма-излучения;

- измеренная мощность дозы гамма-излучения (на измеряемой высоте) в точке размещения блока детектирования;

х₀, у₀ - координаты точки детектирования;

(E_i) - коэффициент поглощения гамма-излучения с энергией E_i в воздухе;

µ _i - коэффициент линейного ослабления гамма-излучения с энергией E_i в воздухе;

(E_i) - квантовый выход гамма-излучения с энергией E_i при распаде данного радионуклида;

h_D - высота точки детектирования, а эффективный радиус области детектирования на подстилающей поверхности находят из выражения: r_эф=h_Dm, где m=3;

(E_i) - поправочная функция энергии гамма-излучения, определяемая путем сравнения расчетных величин мощности дозы, полученных методом Монте-Карло, и с использованием аналитических методов, основанных на использовании фактора накопления в виде формулы Бергера, для различных источников, отличающихся энергией гамма-квантов;

(E_i) - энергетическая чувствительность детектора гамма-излучения;

A_i и E_i - соответственно высота и полуширина пика при энергии E_i в спектре гамма-излучения, соответствующего данному радионуклиду;

_i - величина, обратная эффективности регистрации гамма-линии при энергии E_i,

a_i и b_i - безразмерные параметры формулы Бергера [4], зависящие от энергии гамма-излучения.

Способ дистанционного определения концентрации примеси радионуклидов на выделенной подстилающей поверхности, возникающей в следе радиоактивного облака, образующегося в атмосфере в результате радиационной аварии на радиационно-опасном предприятии, например атомной электростанции, основан на измерении спектра гамма-излучения, высоты точки детектирования и мощности дозы гамма-излучения, создаваемого радионуклидами, загрязняющими подстилающую поверхность.

Блоки детектирования при измерениях размещают на высоте над подстилающей поверхностью с помощью, например, радиоуправляемого легкого беспилотного летательного аппарата. Измерительная информация передается в наземный комплекс обработки и управления с помощью дистанционного приемо-передающего устройства, а управление летательным аппаратом осуществляют с наземного комплекса с помощью дистанционного устройства.

Используя данные обработки спектрограмм, определяют площади пиков полного поглощения гамма-излучения различных нуклидов и рассчитывают весовые множители, характеризующие вклад каждого из них в величину суммарной активности радионуклидов на подстилающей поверхности. На основе полученных данных, а также результата измерения мощности дозы в воздухе рассчитывают парциальные активности интересующих радионуклидов, загрязняющих подстилающую поверхность в соответствии с приведенным выражением.

При этом, поскольку высота, на которой осуществляется измерение значения мощности дозы, согласуется с измеряемым значением высоты, входящей в выражение, представленное в знаменателе расчетной формулы, то это обеспечивает уменьшение погрешности определения парциальных активностей радионуклидов.

Вывод расчетного выражения приведен в Приложении.

2. Известно устройство определения концентрации радиоактивной примеси в выбросе АЭС, включающее линии отбора проб воздуха из канала выброса (вентиляционной трубы), блоки детектирования для измерения объемной активности суммы аэрозолей, инертных радиоактивных газов (ИРГ) и паров йода [1]. Недостатком известного устройства является то, что с его помощью осуществляется определение величины суточного выброса по отдельным его составляющим: аэрозолям, ИРГ и сумме радионуклидов йода. Устройство не позволяет измерять концентрации радионуклидов ни в факеле выброса, ни на подстилающей поверхности.

Наиболее близким к настоящему изобретению является устройство дистанционного определения концентрации радионуклидов, распространяющихся в атмосфере, в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий [3], содержащее управляемый по радиоканалу беспилотный летательный аппарат, на котором крепятся датчик мощности поглощенной дозы в воздухе, спектрометрический датчик для измерения спектрального состава гамма-излучения от факела выброса, показания которых используются для расчета концентрации радионуклидов в факеле выброса, блок бесконтактной дистанционной передачи информации, а анализатор спектра размещен на наземном средстве передвижения, снабженном блоком приема измерительной информации, причем летательный аппарат и наземное средство передвижения снабжены блоками определения координат и приемо-передающими блоками управления полетом летательного аппарата, а блок бесконтактной дистанционной передачи информации соединен с выходами амплитудно-цифрового преобразователя, дозиметра.

Недостатком известного устройства в условиях его применения к определению поверхностного загрязнения радионуклидами, осевшими на подстилающую поверхность, является отсутствие информации относительно геометрических параметров, ограничивающих область радиоактивного загрязнения, приводящей к невозможности использования расчетной формулы, предназначенной для оценки поверхностного радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности. Это обусловлено тем, что в отличие от объемного источника, где область интегрирования ограничивается радиусом сферы, определяемым величиной порядка пробега гамма-кванта, для оценки мощности дозы от загрязненной подстилающей поверхности необходимо знание двух дополнительных параметров: высоты точки детектирования и эффективного радиуса загрязненной подстилающей поверхности, являющейся поверхностным источником гамма-излучения.

Техническим результатом заявленного изобретения является реализация возможности выполнения измерений радиоактивного загрязнения, располагающегося непосредственно на подстилающей поверхности, и повышение точности измерений. Этот результат достигается за счет того, что кроме размещения на легком летательном аппарате спектрометрического устройства, дозиметра поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения и блока бесконтактной дистанционной передачи информации, дополнительно размещается высотомер, а анализатор спектра размещен на наземном средстве передвижения, снабженном блоком приема измерительной информации, причем летательный аппарат и наземное средство передвижения снабжены блоками определения координат и приемо-передающими блоками управления полетом летательного аппарата, а блок бесконтактной дистанционной передачи информации соединен с выходами амплитудно-цифрового преобразователя, дозиметра и высотомера.

Сущность изобретения иллюстрируется чертежом, на котором изображена гамма-спектрометрическая установка (1), размещенная на легком беспилотном летательном аппарате (2) и частично на наземном средстве передвижения (3), содержащая спектрометрический блок детектирования (4), блок усиления (5) импульсов, блоки высоковольтного (6) и низковольтного (7) питания, блок (8) амплитудно-цифрового преобразования, блоки (9), (10) дистанционной бесконтактной приемо-передачи измерительной информации и анализатор спектра (11). Кроме того, устройство по данному изобретению дополнительно содержит дозиметр (12) мощности поглощенной дозы гамма-излучения, приемо-передающие блоки управления полетом летательного аппарата (13) и (14) дистанционного управления летательным аппаратом, а также блоки (15) и (16) определения координат летательного аппарата (2) и наземного средства передвижения (3) и высотомер (17). При этом информационный выход спектрометрического блока детектирования (4) связан с входом блока усиления (5) импульсов, выход которого связан с входом блока (8) амплитудно-цифрового преобразования, а анализатор спектра (11) выполнен виде промышленного компьютера.

Устройство работает следующим образом.

Беспилотный летательный аппарат с устройством детектирования (4), дозиметром (12), блоками (5)-(10) и блоками (13) и (15) и высотомером (17) на борту направляют в заданный сектор пространства, в котором выполняют сканирование подстилающей поверхности, управляя летательным аппаратом с помощью блоков (13) и (14), принимая во внимание изменение показаний дозиметра (12). Передачу и прием информации дозиметра обеспечивают блоки (9) и (10) дистанционной бесконтактной приемо-передачи измерительной информации. Фиксируют показание дозиметра, устанавливая летательный аппарат в данной точке воздушного пространства и выполняют измерения спектра гамма-излучения, мощности дозы и высоту сканирования (17) подстилающей поверхности. Измерительная информация через блоки (9) и (10) поступает в анализатор спектра (11), где выполняется ее обработка с расчетом весовых коэффициентов p_i соответствующих радионуклидов. Далее с учетом измеренных значений мощности дозы и высоты, на которой находится измерительная аппаратура, рассчитывают искомые парциальные концентрации радионуклидов в области радиоактивного загрязнения следа выброса. С помощью блоков (15) и (16) определения координат устанавливают истинное положение в пространстве летательного аппарата (2) и наземного средства передвижения (3). Использование этих данных позволяет с помощью специального программного обеспечения осуществить визуализацию области радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности.

Литературные ссылки

1. Установка радиометрическая РКС-07П. Технические условия 95 2191-90 ЖШ1.289.404. ТУ Установка радиометрическая РКС-07П. Руководство по эксплуатации. ЖШ1.289.404.РЭ.

2. "Метеорология и атомная энергия". Пер. с англ. под ред. Н.Л.Бызовой и К.П.Махонько. Л.: Гидрометеоиздат, 1971, 618 с.

3. Елохин А.П., Рау Д.Ф., Пархома П.А. "Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления". Патент № 2299451, бюл. № 14, от 07.12.2006, стр.604-605, ч.3.

4. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. "Защита от ионизирующих излучений". Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1995, 494 с.

5. RU 2007128982/28 А (Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации Институт теоретической и экспериментальной физики им. А.И.Алиханова" (RU), 2009.02.10 - Способ измерения константы радиоактивного распада.

ПРИЛОЖЕНИЕ

После обработки приборного спектра получают амплитудное распределение семейства гамма-линий (см. Фиг.1), каждая из которых характеризуется амплитудой A(E_i) соответствующего пика и полушириной пика E_i измеряемой на его полувысоте.

Произведение А(E_i)· E_i пропорционально произведению поверхностной концентрации радионуклида _i(х₀, y₀, p_i ) на выход соответствующих гамма-квантов на распад данного нуклида - _i:

где k - поправочный коэффициент, учитывающий геометрические условия измерения; (E_i) - коэффициент, характеризующий энергетическую зависимость ксенонового спектрометра (величина, обратная эффективности регистрации гамма-квантов), определяемую экспериментально или расчетным путем, например с использованием метода Монте-Карло. В этом случае поверхностная концентрация _i может быть определена по формуле:

Если в воздухе содержится N радионуклидов, то

При этих условиях весовой вклад радионуклида в общую активность примеси при ограниченном времени счета (для осуществления передачи информации в режиме on-line) найдем как отношение:

Запишем выражение для мощности дозы гамма-излучения, создаваемой радионуклидом с энергией E_i, квантовым выходом _i в точке расположения детектора:

где (E_i), µ(E_i) - коэффициенты поглощения и линейного ослабления гамма-излучения соответственно; (E_i) - поправочный коэффициент, являющийся функцией энергии гамма-излучения, определяемый путем сравнения расчетных величин мощности дозы, полученных методом Монте-Карло и с использованием аналитических методов, основанных на использовании фактора накопления в виде формулы Бергера, для различных источников, отличающихся энергией гамма-квантов; B(E_i,R) - дозовый фактор накопления гамма-излучения в гомогенной среде (воздухе); R - расстояние между точкой детектирования и элементарным источником площадью ds;

x₀, y₀ - координаты точки детектирования из области интегрирования S; h_D - высота точки детектирования; х, у - текущие координаты.

Если в пределах области интегрирования S считать, что поверхностное распределение радиоактивной примеси любого радионуклида имеет один и тот же характер, (x, y), то вес p_i не будет зависеть от координаты, т.к. для любого _i можно будет записать:

и соответственно для суммы:

При этом из (4), (7), (8) следует:

Если считать

где X₀ не зависит от координат, то, используя (5), получим для _i выражение:

где p_i определено формулами (4), (9), а распределение (x, у) задается либо аналитическим, либо численным решением уравнения переноса примеси в атмосфере [П2].

Следует обратить внимание, что весовой множитель p_i (относительная величина активности отдельного радионуклида в общей величине поверхностной активности) определяется через амплитудное распределение спектрального состава нуклидов (4) и через концентрацию радиоактивной примеси в воздухе (9). Очевидно, в любом случае значения p _i, полученные тем или иным образом, должны быть одинаковы, но значение величины X₀, определяемой формулой (10), и аналогичная ей величина, определяемая знаменателем формулы (4), могут различаться, поскольку, например, увеличение времени счета может привести к изменению амплитудных характеристик приборного и обработанного спектров гамма-излучения, а концентрация примеси при стационарных условиях ее распространения в атмосфере должна оставаться неизменной. Поэтому для определения Х₀ целесообразно воспользоваться некоторыми интегральными характеристиками радиоактивной примеси, распространяющейся в воздушной среде, которые выражались бы непосредственно через концентрацию радиоактивной примеси.

Воспользуемся выражением для мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, регистрируемой соответствующим блоком детектирования для определения величины Х₀, подставляя (11) в выражение (6):

где (E_i) - энергетическая чувствительность дозиметра, определяемая экспериментально; (E_i) - поправочная функция, зависящая от энергии гамма-излучения, определяемая путем сравнения (отношения) расчетных величин мощности дозы, полученных методом Монте-Карло и с применением аналитических методов, основанных на использовании фактора накопления в виде формулы Бергера, для различных источников, отличающихся энергией гамма-квантов (см. Фиг.2). Такая коррекция энергетической чувствительности аналитической формулы обусловлена тем, что расчеты методом Монте-Карло нецелесообразно включать в расчетный алгоритм, предусматривающий проведение расчетов в режиме реального времени (on-line), поскольку расчет этим методом, обеспечивая небольшую погрешность в отличие от аналитической формулы, требует значительно больше времени, чем расчет по аналитической формуле, что не дает возможность осуществлять передачу информации в режиме реального времени. В связи с чем включение поправочной функции в виде сомножителя в аналитическую формулу дает такую же точность оценки исследуемой величины (погрешность расчета не превышает 10%), как и метод Монте-Карло, но в то же время дает возможность проводить расчеты в режиме реального времени. Поскольку каждый радионуклид характеризуется своей энергией гамма-излучения, то мощность дозы смеси радионуклидов будет определяться суммой:

Вычисляя интеграл в правой части равенства (12) и подставляя в левую его часть показание детектора гамма-излучения, находим величину Х₀. Определив величину Х₀ , мы, таким образом, по формуле (11) находим концентрацию любого радионуклида на подстилающей поверхности в зоне ее радиоактивного загрязнения.

Откуда с учетом выражения 11 определяем парциальную активность каждого радионуклида в области радиоактивного загрязнения от факела выброса:

Кроме того, если перейти к полярной системе координат и ограничить область интегрирования некой граничной площадью с граничным радиусом r_гр, в центре которой находится детектор на высоте h_D (см. Фиг.3) [П4], то, полагая, что газоаэрозольная примесь равномерно распределена на этой ограниченной поверхности, т.е. (^*Неравномерность распределения концентрации радиоактивных аэрозолей на подстилающей поверхности может быть обусловлена двумя причинами:

1. За счет различия в гравитационной скорости их оседания при различном дисперсном составе в процессе переноса их по ветру в атмосфере.

2. За счет неоднородности подстилающей поверхности, характеризуемой уровнем шероховатости z₀.) и принимая фактор накопления для гомогенной среды (воздуха) в виде формулы Бергера [П3], нетрудно вычислить интеграл в знаменателе формулы (14), вынося за знак интеграла постоянную а также учитывая, что в числителе этой формулы функция (x, у) также должна быть заменена на Тогда после сокращения на эту величину и вычисления интеграла в знаменателе (14) в результате получаем следующее выражение для определения плотности поверхностной активности любого радионуклида, находящегося в рассматриваемой области на подстилающей поверхности факела выброса:

где a_i, b_i - безразмерные параметы формулы Бергера, зависящие от энергии гамма-излучения [П3]. При этих условиях парциальная поверхностная концентрация радионуклида на выделенной площади определится выражением:

где p_i определено формулой (4).

Для оценки величины радиуса ограниченно-эффективной площади подстилающей поверхности воспользуемся формулой для мощности дозы от подстилающей поверхности, загрязненной радиоактивными аэрозолями после прохождения радиоактивного облака [П5], с учетом рассеянного излучения, определяемого фактором накопления, представленного в виде формулы Бергера [П3]. Тогда в полярной геометрии получим:

где k - размерная постоянная; - эффективная энергия фотонов смеси радионуклидов, определяющих поверхностное радиоактивное загрязнение подстилающей поверхности; - коэффициент передачи энергии; - азимутальный угол; (r, ) - активность подстилающей поверхности, В(µ,R) - фактор накопления в форме Бергера, B(µ,R)=1+aµR·exp(bµR), где , - известные функции энергии [П3]; - коэффициент линейного ослабления; - расстояние от точки наблюдения до элемента поверхности dr; r - радиус элементарного кольца на подстилающей поверхности. Полагая распределение поверхностной активности равномерным, формулу (17) преобразуем к виду:

Если сканирование осуществляется с бесконечной плоскости, то вместо формулы (18) записывают:

Очевидно, что если с некоторого r _гр отношение

будет близко к единице, то площадь, ограниченную этим радиусом, можно было бы считать ограниченно-эффективной. Для вычисления отношения (20) перейдем к переменной U=R, так что и UdU=rdr, что следует после дифференцирования последнего равенства. Подставляя в подынтегральные выражения числителя и знаменателя формулу Бергера, отношение, определяемое формулой (20), преобразуем к виду:

Измеряя r_гр в единицах h, т.е. r_гр=mh_D, где m - необязательно целое, последнюю формулу перепишем в следующем виде:

Вычисляя интегралы в числителе и знаменателе выражений (21) и учитывая, что при m 0, и , окончательно получаем:

Результаты вычислений эффективного значения числа m_эф для Е =0,279 МэВ по формуле (22) с использованием пакета "MathCAD-2000" представлены в табл.1 и на Фиг.4 [П4]. Абсцисса касательной прямой, в которой ордината равна 1 и определяет искомое значение m _эф, значение которого равно 2,804. При этом значение эффективного радиуса равно r_гр=h_Dm_эф=2,8·h _D=198,58 м. При высоте сканирования подстилающей поверхности, равной пробегу гамма-кванта, эффективный радиус, при котором погрешность оценки мощности дозы составляет не более 13%, составляет 3 высоты.

Вычисления m_эф для энергий 0,5, 1, 1,5 МэВ, для которых высота сканирования подстилающей поверхности (высота точки детектирования) выбиралась также из условия h_D=1/µ, с учетом того, что относительная погрешность оценки мощности дозы при выбранном r_гр не должна была превышать 13%, показали аналогичные результаты, но величина m_эф 2 (при m_эф = 3 относительная погрешность оценки мощности дозы составляла менее 5%) (см. Фиг.5) и табл.2 [П4].

Таблица 2
Зависимость эффективного числа mэф от энергии гамма-квантов
2,13247	0,5
2,096154	1
2,075107	1,5
2,06654	2

Проведение измерений на большей высоте, если это не обусловлено резким изменением характера подстилающей поверхности (орографией подстилающей поверхности), очевидно, нецелесообразно, поскольку с ростом высоты уменьшается мощность дозы, а это, в свою очередь, требует увеличения времени сканирования, необходимого для набора статистики при регистрации энергии гамма-излучения, что не позволит проводить измерения в режиме реального времени. Таким образом, из вышеприведенных графиков следует, что значение эффективного числа m_эф, при котором погрешность оценки мощности дозы от эффективного радиуса сканирования подстилающей поверхности, загрязненной радионуклидами, не превышает 13%, для высот детектирования порядка пробега гамма-кванта составляет порядка 3. Как видно из графика, эффективное число m_эф незначительно убывает с ростом энергии гамма-квантов, что указывает на слабую зависимость эффективного радиуса сканирования от энергии гамма-квантов, поскольку эффективный радиус определяется произведением r_гр=h_Dm_эф.

Определенный интерес также представляет вопрос изменения эффективного радиуса сканирования радиационно-загрязненной подстилающей при понижении высоты сканирования. Мощность дозы с понижением высоты сканирования, очевидно, будет расти, что не означает более корректной ее оценки. Зависимости радиуса сканирования как функции высоты сканирования для различных энергий гамма-квантов приведены на Фиг.6. Эту зависимость также можно аппроксимировать ранее принятым соотношением r _гр h_Dm_эф, при m_эф=3. Как следует из графика, радиус сканирования подстилающей поверхности растет с увеличением высоты сканирования.

Литературные ссылки

П1. Власик К.В., Грачев В.М., Дмитренко В.В., Дружинина Т.С., Котлер Ф.Г., Улин С.Е., Утешев З.М., Муравьев-Смирнов С.С. "Автоматизированная система на основе ксеноновых гамма-спектрометров для контроля газообразных радиоактивных выбросов ядерного реактора". Ядерные измерительно-информационные технологии. № 2(10) 2004, с.45-53.

П2. Учет дисперсионных параметров атмосферы при выборе площадок для атомных электростанций. Руководство по безопасности (серия изданий по безопасности № 50-SG-S3). Международное агентство по атомной энергии, Вена, 1982 г., 105 с.

П3. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. "Защита от ионизирующих излучений". Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1995, 494 с.

П4. Елохин А.П., Пархома П.А., Голембиовская М.Д. Оценка оптимальной высоты сканирования радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности с использованием беспилотного дозиметрического комплекса. Экологические системы и приборы, № 12, 2008, с.40-44.

П5. Метеорология и атомная энергия. Пер. с англ. Под ред. Н.Л.Бызовой и К.П.Махонько. Л.: Гидрометеоиздат, 1971, 618 с.