4.2. ОЦІНКА РАДІАЦІЙНОЇ ОБСТАНОВКИ У РАЙОНІ ДІЙ НЕВОЄНІЗОВАНИХ ФОРМУВАНЬ ЦО ПРИ АВАРІЇ HA АЕС


Повернутися на початок книги
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 
15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 
30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 
45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 
60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 
75 76 77 78 79 80 81 82 83 84 85 86 87 88 89 
90 91 92 93 94 95 96 

Загрузка...

Оцінку радіаційної обстановки можна здійснювати ме-тодом прогнозування і за даними розвідки, враховуючи джерела радіоактивного зараження.

Визначення розмірів зон радіоактивного зараження здійсню-ється за даними розвідки, отриманими за допомогою вимірюва-льних приладів, які дозволяють встановлювати рівні радіації на місцевості і ступінь забруднення радіоактивними речовинами по-верхонь.

Визначення розмірів зон радіоактивного забруднення радіоак-тивними речовинами необхідно прогнозувати для прийняття за-хисних заходів.

Величина активності продуктів ділення може досягати 10 Кі. Основна активність (99,9 %) зосереджена в самому ядерному па-ливі. Розміщення реактора потужністю 1000 МВт за загальним виходом довгоживучих радіонуклідів і зараженню місцевості (по цезію-137) еквівалентне вибуху близько 50 ядерних боєприпасів потужністю в 1 Мт.

Радіоактивне зараження при аварії АЕС може відбуватися за рахунок викиду парогазової фази (аварія без руйнування активної зони).

Можлива висота викиду— 150—200 м, час викиду 20—30 хв. Склад радіоактивних ізотопів: ксенон, криптон, йод.

Більш серйозною аварією є викид продуктів ділення з реакто-ра (аварія з руйнуванням активної зони). При цьому радіоактивні продукти миттєво викидаються на висоту до 1 км з наступним виходом струменів радіоактивного газу на висоту до 200 м. Бі-льша частина активності припадає на вихід газів. Викид триває до повної герметизації реактора.

Визначення рівнів радіаційного забруднення на місцевості має вирішальне значення для проведення аналізу його впливу на життєдіяльність і для вибору найбільш доцільних варіантів дій, при яких виключається радіаційне ураження людей.

Вимірювання рівнів радіації характеризується закономірністю

V о)

де Ро — початковий (вихідний) рівень радіації на момент часу to, Pt — рівень радіації на момент часу t.  

Дози випромінювання, які отримують люди на забрудненій РР території при перебуванні там з моменту часу t„ після аварії до часу tK, розраховуються за формулою

tK Д = \P(t)dt

t

 

При аварії на АЕС п = 0,4, звідси:

 t

pt=p0

 

^   1,7\PKtK -P„t„)

Д —                ±J±J-.

^осл

Наведена формула обчислення дози випромінювання в ЗРЗ (2) справедлива для сумарної дії всіх радіонуклідів до моменту практично повного розпаду їх основної маси (2 роки). Після цього доза радіації буде визначатися внеском одного найбільш живучого елемента з періодом напіврозпаду на порядок більше інших.

Орієнтовно можна, виходячи з досвіду Чорнобильської аварії, враховуючи склад радіонуклідів, які викидаються в атмосферу прийняти, що сумарна дія основної маси радіонуклідів аварійно-го викиду буде мати місце протягом 10 років (п’ять напівперіодів напіврозпаду), після чого доза зовнішнього опромінення буде в основному визначатися цезієм-137 (Т1/2 = 30 років). Тому практи-чний інтерес становить оцінка можливої дози опромінення, яку може отримати населення при тривалому проживанні на забруд-неній території від цезію-137, і визначення при необхідності його внеску в сумарну дозу випромінювання.

На території України, Білорусії, Росії, де проживає 1 млн. чо-ловік населення, забру2неність РР з поверхневою щільністю 5 Кі/км понад 28 000 км .

Скористаємось законом радіоактивного розпаду

2

де Л^ — активність (рівень забруднення) в даний момент, TV0 — початкова (вихідна) активність радіонукліду, Т— період напів-розпаду. Замінюючи рівень забруднення відповідним йому рівнем су-проводжуючого гамма-випромінювання, отримаємо

 

Pt  

 

де Ро — початковий (вихідний) рівень радіації, який відповідає початковій поверхні активності радіонукліду; Pt — рівень радіа-ції в даний момент часу t.

Тоді доза випромінювання за час від ts до tK становитиме:

 

 

tn

ік

ТР0

           

In 2

К         К      -

2 т -2 т

Д= \P(t)dt= \Р02 т dt

t

t

або остаточно з урахуванням Косл (табл. № 5)

 

ш

 

ік

 

д

(4)

1,44ТР0(2  т -2 т)

            ^

^осл

Для визначення Р0 користуються залежністю при постійній ін-тенсивності гамма-випромінювання.

Р0 = 0,2[iEN0n,

де Е — енергія гамма-квантів, Мев;

TVo — початкова активність радіонукліду, Кі/км ;

N — число гамма-квантів, які припадають на один розпад;

[і — лінійний коефіцієнт ослаблення гамма-променів повіт-рям, що визначається з таблиці:

 

Е, Мев            0,1       0,25     0,5       1,0       2,0       3,0

М, І/см            Ґ       -4

1,96-10           Ґ       -4

1,46-10           1 А-4

1,1110 1 А-4

0,81-10           П   1 А-4

0,37-10           ґ   1 А-4

0,46-10

Основні задачі з оцінки радіаційної обстановки в районі дій невоєнізованих формувань після аварії на АЕС

При оцінці радіаційної обстановки в зоні радіоактив-ного зараження (ЗРЗ) найбільш типовими задачами є:

1.         Визначення дози опромінення, отриманої працюючими в ЗРЗ.

2.         Розрахунок тривалості перебування людей в ЗРЗ по заданій дозі опромінення. 3.         Визначення часу початку входу в ЗРЗ по заданій дозі ви-промінювання.

4.         Розрахунок кількості змін, які працюють в ЗРЗ по заданій дозі випромінювання.

5.         Визначення часу можливого входу в ЗРЗ по заданій дозі ви-промінювання.

6.         Розрахунок радіаційних втрат людей при діях в ЗРЗ.

7.         Визначення дози опромінення за 70 років життя при прожи-ванні на території ЗРЗ.

Задача 1. Визначення дози опромінення, отриманої працюю-чими в зоні радіоактивного зараження.

Приклад № 1. Невоєнізованому формуванню потрібно пра-цювати tnp = 6 год. на радіоактивно забрудненій місцевості (Косл = 1). Визначити дозу опромінення, яку отримають люди при вході в зону через tn04 = 4 год. після аварії АЕС, якщо рівень радіації на цей час Рн = 5 рад/год.

1.         Визначаємо кінець роботи:

tK = t„ + ?Прод = 4 + 6 = 10 годин.

2.         У формулі (1), замінюючи (t/to)" на коефіцієнт Kt, отримає-

мо Рп = РоКп, Рк = РоКк, звідки

Ро = Рп : Кп = Рк : Кк,

тоді рівень радіації на 10 годину становитиме:

Рк = РПКК : Кп = РдКю : IQ;

Рк = 5-0,4 : 0,575 ~ 3,5 (рад/год).

Коефіцієнти Кю і К4 визначаються з таблиці № 4.2.1.

Таблиця 4.2.1

КОЕФЩІЄНТИ К, = Ґ0,4 ДЛЯ ПЕРЕРАХУНКУ РІВНІВ

РАДІАЦІЇ НА РІЗНИЙ ЧАС ПІСЛЯ АВАРІЇ (РУЙНУВАННЯ) АЕС.

 

t, год   к,         t, год   к,         t, год   к,         t, год   к,

0,5       1,32     4,5       0,545   8,5       0,427   12,5     0,33

1,0       1,0       5,0       0,525   9,0       0,417   13,0     0,303

1,5       0,85     5,5       0,508   9,5       0,408   13,5     0,282

2,0       0,76     6,0       0,49     10,0     0,4       14,0     0,213

2,5       0,7       6,5       0,474   10,5     0,39     14,5     0,182

3,0       0,645   7,0       0,465   11,0     0,385   15,0     0,162

3,5       0,61     7,5       0,447   11,5     0,377   15,5     0,146

4,0       0,575   8,0       0,434   12,0     0,37     16,0     0,137

 

196

 

 

3. За формулою (2) визначимо дозу опромінення за 6 год. роботи:

^    \,l(PKtK-Pjn)    1,7(3,5x10-5x4)

д _ —\_K_K   n_nj_ _ —v     / _ 25;5 рад.

^осл    ^

Задача № 2. Розрахунок тривалості перебування людей в ЗРЗ по заданій дозі випромінювання.

Приклад № 2. Визначити допустиму тривалість роботи лю-дей на радіоактивно забрудненій місцевості, якщо виміряний рі-вень радіації при вході в зону після аварії на АЕС через t„ = 2 год. становитиме Рп = 3 рад/год. Допустима доза опромінення Дзад =

='?£?„»»,

1. Визначаємо значення а:

Р

a —

Дзад^осл

Рі = Рг: К2,

 

a —

 

 

2

Р

^ 2Дзад^осл

 

(К2 визначаємо з таблиці № 1),

 

3

а —

 0,4.

0,71x10-1

2. За таблицею 2 при a = 0,4 і t„ = 2 год визначаємо тривалість роботи ?трив = 4 год.

Таблиця 4.2.2

ДОПУСТИМА ТРИВАЛІСТЬ ПЕРЕБУВАННЯ

ЛЮДЕЙ НА РАДЮАКТИВНО ЗАБРУДНЕНІЙ МІСЦЕВОСТІ

ПРИ АВАРІЇ (РУЙНУВАННІ) АЕС, (год, хв).

 

р1        Час, що пройшов з моменту аварії до початку опромінення, год

Дзад^-осл      1          2          3          4          5          8          12        24

0,2       7,30     8,35     10,00   11,30   12,30   14,00   16,00   21,00

0,3       4,50     5,35     6,30     7,10     8,00     9,00     10,30   13,30

0,4       3,30     4,00     4,35     5,10     5,50     6,30     1,30     10,00

0,5       2,45     3,05     3,35     4,05     4,30     5,00     6,00     1,50

0,6       2,15     2,35     3,00     3,20     3,45     4,10     4,50     6,25

0,7       1,50     2,10     2,30     2,40     3,10     3,30     4,00     5,25

0,8       1,35     1,50     2,10     2,25     2,45     3,00     3,30     4,50

0,9       1,25     1,35     1,55     2,05     2,25     2,40     3,05     4,00

1,0       1,15     1,30     1,40     1,55     2,10     2,20     2,45     3,40 Задача № 3. Визначення часу початку входу в ЗРЗ по зада-ній дозі випромінювання.

Приклад № 3. Невоєнізованому формуванню потрібно пра-цювати в ЗРЗ після аварії на АЕС t^j, = 6 год. Допустима доза опромінення Дзад = 10 рад. Визначити час входу в ЗРЗ, якщо рі-вень радіації на 1 годину після аварії Рі = 10 рад/год.

Розв'язання:

1.         Визначаємо дозу випромінювання при входженні в ЗРЗ че-

рез 1 годину після аварії:

к„

л      л Кп        0,465

P-j - Р\ —- —10        — 4,65 рад/год.

Кі        1

^    \,l(PjK-P„t„)    1,7(7x4,65-1x10)

Д — —ь—iLJs           <±JLL — —ь L — 38,3рра.

К0СЛ  1

2.         Враховуючи співвідношення Д = PAT = Рі?триВ:

Дзад = Рх^трив = KJVTPHB = КХД.

Кх = Дзад: Д = 10 : 38,8 = 0,26.

3 табл. 1, використовуючи інтерполяцію, визначимо час вхо-дження в ЗРЗ — 30 годин після аварії АЕС.

Задача № 4. Розрахунок кількості змін, які працюють в ЗРЗ, по заданій дозі випромінювання.

Приклад № 4. Невоєнізованому формуванню потрібно пра-цювати 10 годин (t^j, = 10 год) в ЗРЗ після аварії АЕС. Допусти-ма доза Дуст = 25 рад. Визначити, скільки потрібно змін для вико-нання роботи при вході в зону через 2 години (tn = 2 год) після аварії, коли рівень радіації був 10 рад/год. (Рп = 10 рад/год).

Розв'язання:

1. Визначимо дозу випромінювання за 10 годин роботи:

h = tn + Ґхрив = 2 + 10 = 12 год.

Рк = РПКК : Кп,

Рі2 = 10 х 0,37 : 0,76 = 5 рад/год.

Д = 1,7(Рк?к - РіА),

Д = 1,7(5-12 - 10-2) = 68 рад. 2.         Розрахуємо кількість змін (N):

N = Д : Ду = 68 :25 = 3.

3.         Час роботи першої зміни:

Pj         Р2        10

 0,5.

Дзад^осл      ^2Дзад^осл      U,/OXZJXI

За табл. 2 визначаємо тривалість роботи:

1          зміна (no a = 0,53 і tu = 2 год) — 3 години;

2          зміна (no a = 0,53 і tn = 5 год) — 3 години;

3          зміна (no a = 0,53 і tu = 8 год) — 4 години.

Задача № 5. Визначення часу можливого входження в ЗРЗ по заданій дозі випромінювання.

Приклад № 5. Формуванню потрібно перетнути на автомо-білі зі швидкістю 30 км/год ділянку місцевості в ЗРЗ довжиною 45 км. Відомо, що рівні радіації через 1 год. після аварії на АЕС на пунктах № 1 - Рі = 10 рад/год; № 2 - Рі = 12 рад/год; № 3 -— Рі = 18 рад/год; № 4 - Рі = 14 рад/год; № 5 - Рі = 16 рад/год.

Визначити час початку руху при умові, що допустима доза не перевищить 5 рад (ДуСт = 5 рад).

1.         Визначаємо середній рівень радіації на маршруті:

*сер      *1(І)  1(H) "*" *1(Ш) ~*~ ^l(IV) "*" ^1(V)

= (10 + 12 + 18 + 14 + 16)/5 = 14 рад/год.

2.         Розрахуємо дозу випромінювання при в’їзді через 1 годину

після аварії:

L      1  45    1

Д = "сер          = 14—X—= 10,5 рад.

V  Косл          30    2

3.         По значенню Кх = Дуст: Д = 5 : 10,5 = 0,476.

По К3 = 0,476 визначимо час початку руху через 6,5 години пі-сля аварії. Це час з моменту аварії до перетинання формуванням середини ділянки маршруту в ЗРЗ. Увесь шлях займе 1,5 год. Час перетинання ділянки:

tu = 5 год. 45 хв. — tK = 7 год. 15 хв. після аварії.

Задача № 6. Розрахунок радіоактивних втрат людей при діях в ЗРЗ.

Приклад № 6. Особовий склад формування за час проведен-ня рятувальних робіт отримав протягом 4 діб сумарну дозу опро-мінення 150 рад. Визначити процент радіаційних втрат.

За таблицею № 3 радіаційні втрати на 30-ту добу після почат-ку опромінення становитимуть 15 %, смертельні випадки не про-гнозуються. У відповідності до табл. 4 буде обмеження трудоміс-ткістю 1 ступеня.

Таблщя 4.2.3

РАДІАЦІЙНІ ВТРАТИ

 

Сумарна    доза випр., рад   100      125      150      175      200      225      250      275      300

Вихід з ладу, %          —        5          15        30        50        70        85        90        100

Таблщя 4.2.4

РАДІАЦІЙНІ УРАЖЕННЯ ЛЮДЕЙ ( %) ПРИ ОПРОМІНЕННІДОЗОЮ ВИЩЕ 100 РАД

 

Доза,   Час початку   Трива-лість    Час втрати     працездатності          Смертність,

 

           

           

                                   дні      

 

рад      опромі-нення            опромі-нення                       

            %

 

           

           

            6          12        1          15        30       

 

125      ДО 4 діб         4 доби —        —        —        —        5          Од. випадок

150      ДО 4 діб         4 доби —        —        —        —        15        - " -

200      до 4 діб           30 хв.  5          5          5          5          50        - " -

                        1 год.  5          5          5          5          50        - " -

                        6 год.  —        5          5          5          50        - " -

                        12 год.            —        2          5          5          50        - " -

                        1 доба —        —        4          5          50        - " -

                        4 доби —        —        2          5          50        -"-

250      4 год.  30 хв.  10        10        10        10        85        10 %

                        1 год.  10        10        10        10        85        _ " _

                        6 год.  1          3          10        10        85        _ " _

                        12 год.            —        —        10        10        85        _ " _

                        1 доба —        —        5          10        85        _ " _

Задача № 7. Визначення дози опромінення за 70 років при проживанні на території ЗРЗ.

Приклад № 7. Визначити дозу опромінення сільського опромінення населення при проживанні на місцевості з рівнем початкового забруднення no цезію-137 5 Кі/км за період з 10 до 70 років після аварії, коли доза в основному буде визначатися це-зієм-137.

Дано: TVo = 5 Кі/км ; tn = 10 років; tK = 70 років; Тщ = 30 років; Косл = 2,5; Е = 0,7 Me; ц = 0,95-10"4 І/см, п=\.

1.         Визначимо  Ро  =  0,2|xE7VoW  =  0,2-0,95-10" -0,75-5-1   =  0,7

10" рад/год = 0,7-10" -8,75-10 = 0,6 рад/год.

ftj         tK

2.         Д =      . = 1,44-30-0,6-(2~       - 2~      ) : 2,5 =

^осл

= 6,5 рад (бер).

При іншому рівні забруднення по цезію-137 No (Кі/км ) доза зовнішнього випромінювання за вказаний час буде пропорційна величині ЛУ0/5.

Доза внутрішнього опромінення людей обумовлена надхо-женням радіонуклідів в організм людини при вдиханні забрудне-ного повітря, вживанням забруднених продуктів харчування і во-ди і тому найбільш складна для оцінки.

Орієнтовно можна прийняти, що при довготривалому прожи-ванні населення на забрудненій території при умові виконання ним відповідних рекомендацій і проведення необхідних агрохімі-чних заходів можлива доза внутрішнього опромінення не пере-вищує 0,15 бер/г (при TVo = 5 Кі/км ), а за 70 років — 10 бер. При іншому рівні забруднення доза пропорційна 7Vo/5.

Таблщя 4.2.5

КОЕФЩІЄНТИ ОСЛАБЛЕННЯ ВИПРОМІНЮВАННЯ УКРИТТЯМИ I ТРАНСПОРТНИМИ ЗАСОБАМИ

 

                       

№        Найменування укриттів і транспортних засобів   Косл

1          Відкрите розташування на місцевості        1

2          Відкриті окопи, траншеї, щілини     3

3          Дезактивовані (або відкриті на зараженій місцевості) траншеї, окопи, щілини            80

4          Перекриті щілини     50

5          Автомобілі та автобуси        2

6          Залізничні платформи          1,5

7          Криті вагони 2

№        Найменування укриттів і транспортних засобів   Косл

8          Пасажирські вагони  3

9          Виробничі одноповерхові будівлі (цехи)   7

10        Виробничі адміністративні будівлі 6

11        Одноповерхові кам’яні житлові будинки  10

12        Двоповерхові кам’яні житлові будинки     15

13        Підвали          100

14        Підвали під одноповерховими будинками           40

15        Триповерхові кам’яні житлові будинки     20

16        Підвали          400

17        П’ятиповерхові кам’яні житлові будинки  27

18        Підвали          400

            Житлові дерев’яні будинки

19        Одноповерхові          2

20        Підвали          7

21        Двоповерхові            8

22        Підвали          12

            В середньому для населення          

23        Міського         8

24        Сільського      4