Математическое моделирование радиационного воздействия атомных объектов морской техники на окружающую среду и человека

Математическое моделирование радиационного воздействия атомных объектов морской техники на окружающую среду и человека

Автор: Кучин, Николай Леонидович

Шифр специальности: 05.13.18

Научная степень: Докторская

Год защиты: 2002

Место защиты: Санкт-Петербург

Количество страниц: 297 с. ил.

Артикул: 2638235

Автор: Кучин, Николай Леонидович

Стоимость: 250 руб.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ.
ЧАСТЬ 1. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ И ПЕРЕНОСА ИЗЛУЧЕНИЯ В ОДНОРОДНЫХ И НЕОДНОРОДНЫХ СРЕДАХ.
1. ЧИСЛЕННЫЕ МЕТОДЫ РАСЧЕТА ГЛУБОКОГО ПРОНИКНОВЕНИЯ ИЗЛУЧЕНИЯ.
1.1. Обзор основных методов решения задач глубокого проникновения.
1.2. Бметод в расчетах поля гаммаизлучения.
1.2.1. Алгоритм численной реализации Бп метода.
1.2.2. Влияние факторов, обусловленных численной реализацией Бпметода при применении
его к задачам о глубоком проникновении
1.3. МЕТОД МОНТЕКАРЛО В РАСЧЕТАХ ПОЛЯ ИЗЛУЧЕНИЯ ПРИ ГЛУБОКОМ ПРОНИКНОВЕНИИ ГАММАКВАНТОВ.
1.3.1. Математическая формулировка моделирования процесса переноса гаммаквантов в веществе с помощью метода МонтеКарло.
1.3.2. Оценки поля излучения на больших расстояниях от источника
1.3.3. Вычисление плотности потока в точке
2. ИССЛЕДОВАНИЕ ПОЛЯ ГАММАИЗЛУЧЕНИЯ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ РАССМАТРИВАЕМЫХ ЧИСЛЕННЫХ МЕТОДОВ.
2.1. Метод МонтеКарло в задачах глубокого проникновения гаммаквантов в однородных средах.
2.2. Мегод МонтеКарло в задачах прохождения гаммаизлучения в протяженных блоках защиты с ограниченными поперечными размерами
2.3. Бпметод в задачах глубокого проникновения гаммаквантов в однородных средах
2.3.1. Факторы накопления гаммаизлучения.
2.3.2. Энергетические и угловые распределения плотности потока гаммаизлучения за водяными барьерами различной толщины
2.3.3. Дифференциальные энергетические распределения гаммаизлучения
2.3.4. Угловое распределение мощности дозы гаммаизлучения
2.4. Физические процессы и их роль в переносе гаммаизлучения.
2.4.1. Вклад аннигиляционного излучения.
2.4.2. Роль учета тормозного излучения
2.4.3. Учет процесса когерентного рассеяния.
2.4.4. Роль учета флуоресцентного излучения.
2.4.5. Учет эффектов поляризации гаммаизлучения
3. АНАЛИЗ ОБУСЛОВЛЕННЫХ УЧЕТОМ ТРЕХМЕРНОЙ ГЕОМЕТРИИ ВОЗМУЩЕНИЙ ПОЛЯ ИЗЛУЧЕНИЯ ВНУТРИ ОБЛУЧАЕМОГО СНАРУЖИ ПОМЕЩЕНИЯ КОНЕЧНОГО ОБЪЕМА
3.1. Модель учета влияния неодномерности объекта в расчетах поля излучения внутри него.
3.1.1. Геометрическая модель
3.1.2. Математическая модель
3.2. Эффективность метода и его экспериментальное обоснование.
3.3. Выводы по первой части.
ЧАСТЬ 2. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ АТОМНЫХ ОБЪЕКТОВ В ПРОБЛЕМЕ БЕЗОПАСНОСТИ МОРСКОЙ СРЕДЫ.
4. ИСТОЧНИКИ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МОРСКОЙ СРЕДЫ
4.1. Защитные барьеры АОМТ относительно выхода радионуклидов во внешнюю среду
4.2. Процессы переноса радионуклидов через защитные барьеры
4.3. Производительности источника выхода радионуклидов.
5. РАСПРОСТРАНЕНИЕ РАДИОНУКЛИДОВ В МОРСКОЙ СРЕДЕ.
5.1. Уравнения переноса радионуклидов в морской воде.
5.2. Уравнение переноса радионуклидов в донных осадках.
5.3. Граничные условия на границе дновода.
5.4. Определение коэффициентов уравнений по экспериментальным данным.
5.4.1. Коэффициенты турбулентного обмена.
5.4.2. Коэффициенты распределения
5.4.3. Скорость осаждения взвеси.
5.4.4. Эффективная скорость осаждения взвеси и скорость осадконакоплсния.
5.4.5. Коэффициенты диффузии в донных осадках
5.5. Применение уравнений переноса радионуклидов.
5.5.1. Перенос радионуклидов в придонном слое
5.5.2. Перенос радионуклидов в толще морской среды.
6. КРИТЕРИИ ДОПУСТИМОГО ТЕХНОГЕННОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МОРСКОЙ СРЕДЫ И РАДИАЦИОННЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ЗАТОПЛЕНИЯ АОМТ.
6.1. Особенности облучения человека, связанного с загрязнением морской среды.
6.2. Допустимое радиоактивное загрязнение воды в районах морского промысла.
6.3. Допустимые уровни техногенного радиоактивного загрязнения воды бухт и эстуариев при эксплуатации АОМТ
6.4. Радиационные последствия затопления АОМТ
6.4.1. Положение границы зоны радиоактивного загрязнения.
6.4.2. Радиационные последствия затопления атомного судна в море.
6.4.3. Радиационные последствия затопления судна АТО.
6.5. Выводы по второй части
ЧАСТЬ 3. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ ПРЕДПРИЯТИЙ АТОМНОГО СУДОСТРОЕНИЯ НА ПЕРСОНАЛ, НАСЕЛЕНИЕ И ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ.
7. МЕТОДЫ РАСЧЕТОВ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИЙ.
7.1. Состав комплекса методов расчета
7.2. Исходные данные комплекса методов расчета.
7.3. Моделирование состояния аварийного объекта в зависимости от типа аварии и сценария ее протекания
7.3.1. Расчет термодинамических параметров среды в аварийных помещениях
7.3.2. Состояние радиационноопасного оборудования и систем при затоплении и внешних воздействиях.
7.4. Определение характеристик источника радионуклидов.
7.4.1. Расчет накопления продуктов деления в активной зоне.
7.4.2. Расчет энерговыделения при СЦР
7.5. Перенос активности по помещениям, утечка в окружающую среду.
7.5.1. Концентрация радионуклидов в защитной оболочке и смежных помещениях
7.5.2. Перенос радионуклидов внутри затопленных атомных объектов.
7.6. Рассеяние и осаждение радионуклидов при их выбросах в атмосферу.
7.6.1. Приземные концентрации и плотность отложения радионуклидов на поверхность при постоянных выбросах
7.6.2. Рассеяние и осаждение радионуклидов при аварийных выбросах
7.6.3. Концентрация радионуклидов в факеле выброса в окружающую среду
7.7. Радиационная обстановка в помещениях корабля и в окружающей среде.
7.7.1. Метод расчета дозы гаммаизлучения в помещениях корабля.
7.7.2. Облучение от выброса радионуклидов в окружающую среду.
8. РАДИАЦИОННЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ АВАРИЙ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ АТОМНОГО СУДОСТРОЕНИЯ И СУДОРЕМОНТА.
8.1. Последствия аварии с потерей теплоносителя на корабле с ЯЭУ
8.2. Последствия при падении перегрузочного контейнера при выгрузке ОЯТ
8.2.1. Выгрузка ОЯТ из утилизируемой АПЛ.
8.2.2. Выгрузка ОЯТ из ремонтируемой АПЛ.
8.3. Пожар в энергетическом отсеке утилизируемой АПЛ и в хранилище ЖРО.
8.3.1. Локальный пожар в энергетическом отсеке утилизируемой АПЛ.
8.3.2. Общий пожар в энергетическом отсеке утилизируемой АПЛ.
8.3.3. Пожар в хранилище ЖРО.
8.4. Аварийный выброс газа из системы газа высокого давления АПЛ.
8.5. Аварии с выходом радионуклидов в акваторию
8.5.1. Несанкционированный сброс в акваторию ЖРО.
8.5.2. Затопление АПЛ с не выгруженной активной зоной
8.5.3. Затопление спецтанкера в акватории предприятий
8.5.4. Разрушение хранилища ЖРО
8.6. Радиационные последствия выброса при СЦР
8.7. Оценка масштаба радиационных последствий аварий.
8.7.1. Оценка масштабов аварий в соответствии со шкалой МАГАТЭ.
8.7.2. Радиационный риск аварий с воздушным выбросом радионуклидов.
8.8. Зона радиационной аварии
8.9. Выводы по третьей части.
9. ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Приложение 1. ЗАГРЯЗНЕНИЕ МОРСКОЙ СРЕДЫ ПРИ ХРАНЕНИИ НА ПЛАВУ ВЫРЕЗАННЫХ РЕАКТОРНЫХ ОТСЕКОВ УТИЛИЗИРУЕМЫХ АПЛ
Приложение 2. РАДИАЦИОННЫЕ АВАРИИ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ АТОМНОГО СУДОСТРОЕНИЯ И СЦЕНАРИИ ИХ РАЗВИТИЯ
ЛИТЕРАТУРА


Второй этап состоит в расчете плотности потока излучения фг,2,. Вообще, как показано в работе , любой групповой метод с группами для решения уравнения 1. Авторы демонстрируют успешное применение этой теоремы к Бп методу. Кинетическое уравнение 1. Е. х,р. При реализации метода в Р,приближении вся область изменения переменной р от I до 1 делится на 6 интервалов, разделенных между собой 7 дискретными значениями р0, щ, Р2, Рб Предполагается, что плотность потока излучения Фх,р,Е является непрерывной кусочнолинейной функцией угла, изменяющейся линейно в каждом из угловых интервалов. Ч. В связи с этим, для корректного описания угловой зависимости искомой плотности потока частиц предложено неравномерное разбиение на интервалы, задаваемые следующими значениями р 1, 0,9 0,6 0 0,6 0,9 1. Ефункция, определяющая долю гаммаквантов с энергией вблизи значения Е в энергетическом спектре источника. Ф,А,Е ЧЧи. ФА
х,,ЕдхаЕ
1. Ет в состояние с энергией Е Для случая комптоновского рассеяния и реакции образования аннигиляционного излучения а. Тогда ст ст0 с7, где рс и р концентрации
электронов в рассматриваемом веществе и воде. Явный вид подинтефальной части выражения 1. Е, Е р1ГЕт. Е0 р2 ГЕт. Д при переходе Еи Е, щАД. Е. и x. Такая запись выражает факт рождения двух квантов с энергией Е0,2 Мэв и изотропным угловым распределением 0. В выражении 1. Есечение образования пар 0,0 и 0,2 значения дискретных энергий, введенные для учета аннигиляционного излучения. Уравнение 1. М,, Я,, 2у. Х х,,Ф,А,, 5л,а,, 1. Фх 0 Ц. Е,,. Фх 0 ц,, Я, . Д, ,4. Фх,,Е, Ф х,. Выражения для численного решения уравнений 1. Х с шагом Нхц. При интегрировании уравнений 1. Ф, Ф,, и фхсс Ах1 Ф где Ф, Фх и Дх1 Х хм. Влияние факторов, обусловленных численной реализацией Бпмстода при применении его к задачам о глубоком проникновении. Для получения информации о поле гаммаизлучения факторы накопления, спектральные и угловые распределения на больших расстояниях от источника использовался метод Карлсона в ЯбРбприближении. Следует отметить, что 8пметод в различных его программных реализациях применяется, как правило, для расчетов при ограниченной глубине проникновения на толщинах, не превышающих д. На практике при численной реализации данного метода имеются ограничения его точности, обусловленные конечностью шагов по пространственным, угловым и энергетическим переменным, использованием конечного числа гармоник и разложении индикатрисы. Кроме того существуют погрешности в ядерных данных, а также в распределении источников, что обусловлено пренебрежением некоторых процессов взаимодействия, могущих приводить к возникновению вторичного излучения. В связи с этим необходимо иметь представление о пределах погрешностей, которые допущены при определении величин, описывающих поле излучения при глубоких проникновениях гаммаквантов. Очевидно, что всегда желательно иметь по возможности более мелкий шаг по пространственной переменной, но в задачах о глубоком прохождении достигнуть этого не всегда возможно. Полное число узлов пространственного разбиения при используемой программной реализации метода в расчетах с кратностями ослабления, соответствующими глубинам проникновения в д. Таким образом, величина шага пространственного разбиения Ь принималось равной 0,3 д. Карлсона. Для того, чтобы исследовать влияние шага 1з, проводились расчеты для случаев более частой сетки пространственного разбиения с шагами Ь0,8 д. Ь0. Ь0. Одна из главных трудностей при решении уравнения переноса гаммаизлучения с помощью Э,, метода заключается в необходимости учета существенной анизотропии рассеяния квантов высоких энергий. Е,х сгДЯЕР,Ы 1. В указанном варианте реализации метода было выбрано Рб приближение 6. Для исследования влияния порядка разложения индикатрисы рассеяния в ряд по полиномам Лежандра на величины факторов накопления рассматривалось прохождению гаммаквантов плоского изотропного источника с начальной энергией Ео8,0 МэВ в однородной среде из железа, т. Результаты расчетов, представленные на рис 1. Так на глубинах до д.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.280, запросов: 244