一种基于辐射环境监测数据的核事故剂量评估方法与流程

1.本发明属于辐射防护技术领域，具体涉及一种基于辐射环境监测数据的核事故剂量评估方法。


背景技术：

2.在核突发事件情况下，辐射环境监测是必不可少且十分重要的，同时，基于辐射环境监测数据来评估人员的辐射受照剂量，是核突发事件情况下评估人员受照剂量大小重要的手段，也是核突发事件下事故应急决策和医学救治重要依据。
3.从iaea(国际原子能机构)safety series no.81号报告(1986年)到iaea saftey standards no.gsr part7(2015年)，iaea给出了在核突发事件下，采用环境监测数据快速评估人员受照剂量的方法。联合国原子辐射效应科学委员会(unscear)2020年技术报告中采用环境监测数据对福岛核电站事故后的人员剂量进行评估，该报告中指出，事故后人员剂量评估中空气中核素浓度为一段时间内空气中的平均浓度，不是时间积分浓度。同时，国际放射防护委员会(icrp)146号报告(2020年)中指出，可以使用固定和移动的辐射环境监测数据来更精确地评估人员剂量受照情况，但辐射环境监测数据为取样时间段的平均值，不能反应事故短期释放后环境空气中放射性核素随时间和空间的变化。


技术实现要素：

4.针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种基于辐射环境监测数据的核事故剂量评估方法，基于核事故放射性核素积分浓度计算方法和最小二乘法理论，结合大气预测模型的模拟预测结果，对辐射环境监测数据随着时间和空间的变化进行修正，解决事故短期释放内环境中放射性水平时空变换问题，基于辐射环境监测数据精准评估核事故人员受照剂量。
5.为达到以上目的，本发明采用的技术方案如下：一种基于辐射环境监测数据的核事故剂量评估方法，包括如下步骤：
6.s1、获得环境空气中核素i的活度浓度时间积分浓度；
7.根据辐射环境监测点处环境空气中核素i的活度浓度测量结果，计算核事故后放射性烟羽完全通过辐射环境监测点处所致环境空气中核素i的活度浓度时间积分浓度；
8.s2、计算环境空气中核素i的空间分布浓度；
9.采用大气扩散模型预测给出设定时间段m辐射环境监测点处环境空气中核素i的活度浓度，并结合基于辐射环境监测数据给出的在t时刻环境空气中辐射环境监测点处核素i的活度浓度时间积分浓度，计算各辐射环境监测点处环境空气中核素i的活度浓度间的残差；
10.采用回归克里金空间插值方法估计未监测点环境空气中核素i的活度浓度；
11.s3、评估核事故人员受照剂量；
12.根据步骤s1、s2中计算的不同时间不同空间下的环境空气中核素i的活度浓度，扣
除天然本底水平或对照点处环境空气中核素i的活度浓度水平，结合事故期间人员生活习性和活动范围计算人员的辐射受照剂量。
13.进一步，所述步骤s1包括如下步骤：
14.s11、收集待评估区域风速随时间变化数据资料、事故期间环境空气中核素i活度浓度测量结果，并分析和估计事故持续时间；
15.s12、核事故后，放射性烟羽完全通过辐射环境监测点处所致环境空气中核素i的活度浓度时间积分浓度采用公式(1)计算：
[0016][0017]
式中：
[0018]
ψi(x,y)表示核事故后放射性烟羽完全通过辐射环境监测点(x,y)处，环境空气中核素i的活度浓度时间积分浓度，bq
·
s/m3；
[0019]bi
(x,y)表示辐射环境监测点(x,y)处在测量时间t2－t1之间测量得出的环境空气中核素i的活度浓度测量结果，bq/m3；
[0020]
t1表示取样起始时间，s；
[0021]
t2表示取样结束时间，s；
[0022]
tr表示事故情况下放射性核素i释放时间，s，t1《t2《tr；
[0023]
s表示下风向距离释放点的距离，m；
[0024]
u(t)表示在t时刻时10m高处的风速，m/s。
[0025]
进一步，所述各辐射环境监测点处环境空气中核素i的活度浓度间的残差根据公式(2)计算：
[0026][0027]
式中：
[0028]
m是计算环境空气中核素i的活度浓度的时间，表示核素i从开始释放到计算时间的累计时间段，s；
[0029]
εi(x,y,m)表示辐射环境监测点(x,y)处环境空气中核素i的活度浓度间的残差，bq/m3；
[0030]ci
(x,y,m)表示采用大气扩散模型预测给出的时间段m内环境空气中辐射环境监测点(x,y)处核素i的活度浓度，bq/m3；
[0031]bi
(x,y)表示辐射环境监测点(x,y)处在测量时间t2－t1之间测量得出的环境空气中核素i的活度浓度测量结果，bq/m3；
[0032]
t1表示取样起始时间，s；
[0033]
t2表示取样结束时间，s；
[0034]
s表示下风向距离释放点的距离，m；
[0035]
u(t)表示在t时刻时10m高处的风速，m/s；
[0036]
u(m)表示在时间段m内10m高处的风速，m/s。
[0037]
进一步，步骤s2中，采用回归克里金空间插值方法估计未监测点环境空气中核素i的活度浓度时，需要考虑大气扩散模型预测给出的环境空气中核素i的活度浓度空间分布特征。
[0038]
进一步，步骤s2中，采用回归克里金空间插值方法估计未监测点环境空气中核素i的活度浓度，是指采用公式(3)估计未监测点环境空气中核素i的活度浓度：
[0039][0040]
式中：
[0041]
εi(x,y,m)表示辐射环境监测点(x,y)处环境空气中核素i的活度浓度间的残差，bq/m3；
[0042]ci
(l,k,m)表示时间段m内环境空气中未监测点(l,k)处核素i的活度浓度，bq/m3；
[0043]
j表示采用回归克里金空间插值方法估计的第j个未监测点，j为非负整数0～n；
[0044]ci
(x,y,m)表示采用大气扩散模型预测给出的时间段m内环境空气中辐射环境监测点(x,y)处核素i的活度浓度，bq/m3；
[0045]
βj表示第j个未监测点的待回归系数。
[0046]
进一步，所述步骤s2还包括：参照回归克里金空间插值方法理论中待回归系数的计算方法，根据辐射环境监测点处环境空气中核素i的活度浓度测量结果，采用广义最小二乘方法估计未监测点的待回归系数。
[0047]
进一步，所述步骤s3还包括：
[0048]
收集核事故后环境空气中γ剂量率实时测量数据。
[0049]
进一步，在核事故早期阶段，所述人员受照剂量的计算主要包括：人员外照射剂量、人员吸入内照射剂量、人员再悬浮内照射剂量的计算。
[0050]
进一步，采用所述核事故后环境空气中γ剂量率实时测量数据，直接计算所述人员外照射剂量；
[0051]
计算所述人员外照射剂量时，还需要考虑辐射环境本底水平和受照人员在事故影响区域的活动范围和居留因子。
[0052]
进一步，采用辐射环境监测点处环境空气中核素i的活度浓度、未监测点环境空气中核素i的活度浓度，来计算不同居民通过吸入途径所致的所述人员内照射辐射剂量。
[0053]
本发明的有益效果如下：采用本发明所提供的一种基于辐射环境监测数据的核事故剂量评估方法，能够针对核设施事故放射性物质短时释放后放射性核素在环境空气中随时间和空间变化快、大气预测模型受事故源项影响大的、辐射环境监测数据无法表征放射性核素在空间和时间上的变化的问题，基于事故情况下环境空气中放射性核素时间积分浓度计算方法、广义最小二乘法和回归克里金插值方法，采用辐射环境监测数据和大气扩散模型预测结果，得到基于辐射环境监测数据的随着时间和空间变化的环境空气中放射性核素活度浓度，并通过计算结果精准评估人员受照剂量，从而建立基于辐射环境监测数据的核事故剂量精准评估方法。
附图说明
[0054]
图1为本发明实施方式提供的一种基于辐射环境监测数据的核事故剂量评估方法流程示意图。
具体实施方式
[0055]
下面结合附图和实施例对本发明实施方式中的技术方案进行进一步清楚、完整地描述，显然，所描述的实施方式仅仅是本发明一部分实施方式，而不是全部的实施方式，基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下而获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
[0056]
如图1所示，本实施方式提供的一种基于辐射环境监测数据的核事故剂量评估方法，用于精准评估核事故情况下人员的受照剂量。本发明实施方式从核事故后放射性核素短期释放特点出发，考虑到环境空气中放射性核素活度浓度的空间和时间分布变化的特点，基于最小二乘法理论，结合大气预测模型的模拟预测结果，对辐射环境监测数据随着时间和空间的变化进行修正，从而建立起一种基于辐射环境监测数据的核事故剂量精准评估方法。所述方法包括如下步骤：
[0057]
s1、获得环境空气中核素i的活度浓度时间积分浓度；
[0058]
本实施方式中，参照《核环境学基础》(宋妙发等，1999年)中给出的事故情况短期释放的时间积分浓度计算方法理论，结合辐射环境监测点(x,y)处环境空气中核素i的活度浓度测量结果bi(x,y)，给出核事故后放射性烟羽完全通过辐射环境监测点(x,y)处所致环境空气中核素i的活度浓度时间积分浓度ψi(x,y)的计算方法。
[0059]
步骤s1包括如下步骤：
[0060]
s11、收集待评估区域风速随时间变化数据资料、事故期间环境空气中核素i活度浓度测量结果，并分析和估计事故持续时间tr。
[0061]
s12、核事故后，放射性烟羽完全通过辐射环境监测点(x,y)处所致环境空气中核素i的活度浓度时间积分浓度采用公式(1)计算：
[0062][0063]
式中：
[0064]
ψi(x,y)表示核事故后放射性烟羽完全通过辐射环境监测点(x,y)处，环境空气中核素i的活度浓度时间积分浓度，bq
·
s/m3；
[0065]bi
(x,y)表示辐射环境监测点(x,y)处在测量时间t2－t1之间测量得出的环境空气中核素i的活度浓度测量结果，bq/m3；
[0066]
t1表示取样起始时间，s；
[0067]
t2表示取样结束时间，s；
[0068]
tr表示事故情况下放射性核素i释放时间，s，t1《t2《tr；
[0069]
s表示下风向距离释放点的距离，m；
[0070]
u(t)表示在t时刻时10m高处的风速，m/s。
[0071]
s2、计算环境空气中核素i的空间分布浓度；
[0072]
本实施方式中，采用大气扩散模型预测给出t时刻辐射环境监测点(x,y)处环境空气中核素i的活度浓度ci(x,y,m)，并结合基于辐射环境监测数据给出的在t时刻环境空气中辐射环境监测点(x,y)处核素i的活度浓度时间积分浓度ψi(x,y,m)，计算各辐射环境监测点(x,y)处环境空气中核素i的活度浓度间的残差εi(x,y,m)。然后考虑大气扩散模型预测给出的环境空气中核素i的活度浓度空间分布特征，采用回归克里金空间插值方法(rk)估计未监测点(l,k)环境空气中核素i的活度浓度ci(l,k,m)。
[0073]
在一个具体的实施例中，采用事故后果评价模型(pavan程序)模拟计算事故后环境空气中在一定时间段m内不同辐射环境监测点(x,y)处核素i的活度浓度水平ci(x,y,m)；并根据空间位置和环境空气中核素i的活度浓度水平间构成的数据矩阵，采用广义最小二乘方法来估计回归系数βj。
[0074]
步骤s2包括如下步骤：
[0075]
s21、采用大气扩散模型预测给出设定时间段m内环境空气中辐射环境监测点(x,y)处核素i的活度浓度ci(x,y,m)，并结合基于辐射环境监测数据给出的在t时刻环境空气中辐射环境监测点(x,y)处核素i的活度浓度时间积分浓度ψi(x,y)，根据公式(2)计算各辐射环境监测点(x,y)处环境空气中核素i的活度浓度间的残差εi(x,y,m)：
[0076][0077]
式中：
[0078]
m是计算环境空气中核素i的活度浓度的时间，表示核素i从开始释放到计算时间的累计时间段，s；
[0079]
εi(x,y,m)表示辐射环境监测点(x,y)处环境空气中核素i的活度浓度间的残差，bq/m3；
[0080]ci
(x,y,m)表示采用大气扩散模型预测给出的时间段m内环境空气中辐射环境监测点(x,y)处核素i的活度浓度，bq/m3；
[0081]bi
(x,y)表示辐射环境监测点(x,y)处在测量时间t2－t1之间测量得出的环境空气中核素i的活度浓度测量结果，bq/m3；
[0082]
t1表示取样起始时间，s；
[0083]
t2表示取样结束时间，s；
[0084]
s表示下风向距离释放点的距离，m；
[0085]
u(t)表示在t时刻时10m高处的风速，m/s；
[0086]
u(m)表示在时间段m内10m高处的风速，m/s。
[0087]
s22、考虑大气扩散模型预测给出的环境空气中核素i的活度浓度空间分布特征，采用回归克里金空间插值方法(rk)估计未监测点(l,k)环境空气中核素i的活度浓度ci(l,k,m)；
[0088]
采用公式(3)估计未监测点(l,k)环境空气中核素i的活度浓度ci(l,k,m)：
[0089][0090]
式中：
[0091]
εi(x,y,m)表示辐射环境监测点(x,y)处环境空气中核素i的活度浓度间的残差，bq/m3；
[0092]ci
(l,k,m)表示时间段m内环境空气中未监测点(l,k)处核素i的活度浓度，bq/m3；
[0093]
j表示采用回归克里金空间插值方法估计的第j个未监测点，j为非负整数0～n；
[0094]ci
(x,y,m)表示采用大气扩散模型预测给出的时间段m内环境空气中辐射环境监测点(x,y)处核素i的活度浓度，bq/m3；
[0095]
βj表示第j个未监测点的待回归系数。
[0096]
本实施方式中，参照回归克里金空间插值方法理论中待回归系数的计算方法，根据辐射环境监测点(x,y)处的环境空气中核素i的活度浓度测量结果，采用广义最小二乘方法来估计未监测点的待回归系数。
[0097]
s3、评估核事故人员受照剂量；
[0098]
根据以上步骤s1、s2中计算的不同时间不同空间下的环境空气中核素i的活度浓度(包括监测点、未监测点)，再扣除天然本底水平或对照点处环境空气中核素i的活度浓度水平后，结合事故期间人员生活习性和活动范围采用剂量评估方法计算人员的辐射受照剂量。
[0099]
本实施方式中，在事故情况下扣除天然本底水平或对照点处环境空气中核素i的活度浓度水平时，考虑到天然核素、全球核事故和核试验产生的人工放射性核素的影响问题，需要收集事故区域内事故释放核素i在环境空气中的辐射环境本底数据或者对照点环境空气中核素i的活度浓度。
[0100]
同时，还需要收集核事故后环境空气中γ剂量率实时测量数据。
[0101]
核燃料循环设施事故分为早期、中期和晚期，在核事故早期阶段主要照射途径为外照射、吸入内照射、再悬浮内照射，中后期可能会有饮水内照射和食入内照射。
[0102]
本实施方式中，以核事故早期阶段为例，人员受照剂量的计算主要包括：人员外照射剂量、人员吸入内照射剂量、人员再悬浮内照射剂量的计算：
[0103]
s31、计算人员外照射剂量；
[0104]
采用核事故后环境空气中γ剂量率实时测量数据，直接计算人员外照射剂量。同时，计算人员外照射剂量时还需要考虑辐射环境本底水平和受照人员在事故影响区域的活动范围和居留因子。
[0105]
s32、计算人员吸入内照射剂量；
[0106]
采用辐射环境监测点(x,y)处环境空气中核素i的活度浓度ci(x,y,m)、未监测点(l,k)处环境空气中核素i的活度浓度ci(l,k,m)，来计算不同居民通过吸入途径所致的人员内照射辐射剂量。同时，主要考虑关键居民组在事故影响区域的居留时间和活动范围，并考虑人员在户外活动的呼吸速率较室内高，分别给出在室内居留的辐射剂量和室外居留的辐射剂量。
[0107]
s33、计算人员再悬浮内照射剂量；
[0108]
再悬浮内照射是指核事故后放射性核素沉降到地面后，因风力扰动再悬浮进入空气中所致人员的内照射。人员再悬浮内照射剂量的计算需要考虑核事故后放射性核素沉降量和再悬浮因子，其它需要考虑的因素同人员吸入内照射剂量计算。
[0109]
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精
神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。