6.4 ОЦІНКА СТІЙКОСТІ РОБОТИ ОБ’ЄКТА ДО ВПЛИВУ РАДЮАКТИВНОГО ЗАРАЖЕННЯ


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...

Мета:

1.         Закріплення і розширення теоретичних знань по проведен-ню оцінки стійкості роботи об’єкта.

2.         Набуття навичок у визначенні оцінки стійкості цеху до впливу радіоактивного зараження і проведенні заходів по її підвищенню.

Завдання на практичне заняття

1.         Оцінити стійкість роботи цеху до впливу радіоактивного зараження. Результати подати у вигляді розрахунку доз радіації, яку одержать робітники і службовці, в цеху і сховищі.

2.         Зробити висновки про стійкість роботи цеху в умовах ра-діоактивного зараження.

3.         Розробити пропозиції по підвищенню стійкості роботи цеху до впливу радіоактивного зараження і представити обґрунтуван-ня та розрахунки.

Порядок виконання завдання

Завдання слід виконувати у відповідності із запропонованими методикою оцінки стійкості роботи об’єкта до впливу радіоакти-вного зараження і варіантом радіаційної обстановки, що склалася після аварії на АЕС. Методика оцінки стійкості роботи об’єкта до впливу радіоактивного зараження

Головне завдання оцінки вразливості об’єкта до впливу радіаційних випромінювань зводиться до визначення допустимих доз радіації.

Оцінка стійкості роботи об’єкта в умовах радіоактивного за-раження полягає у визначенні граничних рівнів радіації, при яких робота об’єкта може відбуватися повними змінами при максима-льній тривалості (12 год.), а черговий персонал не одержить дозу опромінення вище установленої (допустимої).

При значеннях рівнів радіації вище граничного по дозі випро-мінювання оцінюється можливість продовження роботи об’єкта із скороченими змінами.

Вихідними даними для оцінки стійкості є:

•          максимальна доза випромінювання і рівень радіації, які очі-куються на об’єкті;

•          характеристика виробничих будівель, споруд, поверховість, місце розташування;

•          наявність на робочих місцях індивідуальних укриттів, їх за-хисні особливості;

•          характеристика сховищ (тип, матеріал і товщина кожного захисного шару перекриття).

Оцінка стійкості об’єкта до впливу радіоактивного зараження проводиться у такому порядку.

1. Визначають коефіцієнти ослаблення дози радіації кожної будівлі, споруди і сховища (табл. 6.11).

Таблиця6.11

КОЕФЩІЄНТИ ОСЛАБЛЕННЯ РАДІАЦІЇ

 

Об’єкт            Коефіцієнти

Будівлі:          

виробнича     7

одноповерхова виробнича адміністративна триповерхова       

I поверх          5

II поверх        7,5

III поверх       6

житлові дерев’яні будинки одноповерхові           2

Автомобілі, автобуси, кабіни бульдозера і екскаватора   4 Коефіцієнти ослаблення сховищ залежать від їх типу (вбудо-вані, окремо винесені), товщини і матеріалу перекриттів, місця розташування і обчислюються за формулою з використанням табл. 6.12:

k_

^осл.сх   =КрП2^   ,  І=  1, 2, 3,...

і=1

де п — число захисних шарів матеріалів перекриття сховищ; /г, — товщина /-го шару, CM; d{ — товщина шару половинного ослаб-лення матеріалу і-го шару, см; Кр — коефіцієнт, який враховує умови розташування сховища.

Таблицяб.12

ТОВЩИНА ШАРУ ПОЛОВИННОГО ОСЛАБЛЕННЯ РАДІАЦІЇ ДЛЯ РІЗНИХ МАТЕРІАЛІВ ПРИ РАДІОАКТИВНОМУ ЗАРАЖЕННІ

 

Матеріал        Щільність, г/см          Товщина, см

Вода    1          13

Деревина       0,7       18,5

Ґрунт  1,6       8,1

Цегла  1,6       8,1

Залізобетон    2,3       5,7

Кладка буртова         2,4       5,4

Глина утрамбована  2,06     6,3

Вапняк           2,7       4,8

Сталь (броня)            7,8       1,7

Свинець         11,3     1,2

Коефіцієнт Кр має різні значення залежно від розташування сховищ.

Окремо винесене:

поза районом забудови        1

урайоні забудови      2

Вбудоване в окремо винесеній будівлі:

для виступаючих над поверхнею землі стін         2

перекриттів    4

Вбудоване всередині виробничого комплексу або жилого кварталу:

для виступаючих над поверхнею землі стін         4

перекриттів    8

 

 

2.         Визначають дозу радіації, яку може одержати персонал

об’єкта під час впливу радіоактивного зараження з урахуванням

коефіцієнта ослаблення конструкцій будівель, споруд:

/-\      /-ф-З.відкр / ^осл.буд.

Тут Дрзвідкр — доза радіації, яку одержать люди на відкритій місцевості.

Дозу радіації радіоактивного зараження на відкритій місцево-сті визначають за формулою:

Др.з.відкр = 1,7(РА - Рп?п);

Тк = tn + tp = tn + 12 год,

де Рп,к — рівень радіації на tu,K після аварії, Р/ч; tu — час початку роботи (опромінення) після аварії, год; tK — час закінчення робо-ти (опромінення) після аварії, год; tp — час роботи зміни, год.

При невеликих відстанях (R) від центра аварії можна прийня-ти час випадання радіоактивних осадів tBHn° (час зараження t3ap), що дорівнює 1 год.:

4ар = R/V^ + t3Mn ~ 1 ГОД,

де Fcep — швидкість середнього вітру, км/год.

3.         Визначають граничне значення рівня радіації Рп (Р/год) че-

рез tu год. після аварії, до якого можлива виробнича діяльність у

звичайному режимі (дві зміни, повний робочий день і персонал

не одержить дозу випромінювання понад установлену):

D                    Дуст • Косл.6уд

г .■     —        

ШШІ

1,7

к

Кп

де Дуст — установлена доза випромінювання на першу добу, при-ймається, як правило, не більше половини однократної, що дорі-внює 50 Р або 25 Р. 3 урахуванням випромінювання, яке можуть отримати робітники і службовці у позаслужбовий час, Дуст доці-льно приймати не більше 20 (10) Р. На другу, четверту добу уста-новлену дозу випромінювання приймають 20-5% від однократної допустимої.

На прикладі механічного цеху розглянемо порядок оцінки стійкості роботи МБЗ до впливу радіоактивного зараження.

 

Вихідні дані:

—        рівень радіації на об'єкті через 1 год. після аварії Рі = 100

Р/год;

 

мінімальна ймовірна відстань від центра аварії до МБЗ 10 км; швидкість середнього вітру Vcep = 50 км/год; вбудоване сховище розташоване під одноповерховою буді-влею механічного цеху;

—        перекриття сховища із залізобетону завтовшки 53 см і ґрун-тової подушки 40 см;

—        для спрощення розв'язання приймемо приблизний початок роботи першої зміни через 1 год. після аварії;

—        установлена доза випромінювання 10 Р.

1.         Визначають коефіцієнти ослаблення дози радіації будівлею

механічного цеху радіоактивного зараження Косл.буд. = 7 (табл. 11).

Коефіцієнти ослаблення сховища визначають для радіоактив-ного зараження, використовуючи табл. 12, з якої для залізобетону d\ = 5,7 см, для ґрунту <і2 = 8,1 см.

Коефіцієнт Кр знаходять за даними, наведеними на с. 302— 303. Для вбудованого сховища в районі забудови Кр = 8,

hi         53        40

^ослсх =КрГ[2 ' = 8-25,7 -28,1 ~ 131000 .

2.         Обчислюють дози радіації, які можуть одержати робітники

і службовці чергової зміни при рівні радіації 100 Р/год після

аварії.

Час початку і закінчення роботи зміни:

^п(зар) = 10 / 5 + 1 = 1,2 год;

tK = tn + tp = 1,2 + 12 ~ 13 год.

Рівень радіаціїна 13 год. становитиме:

т^       т^   Кк  0,36     -г,,

Р13 = Рп — = 100     = 36 ґ/год,

Кп       1

Др.з.відкр= 1,7(36-13 - 100-1) = 626 Р.

Доза радіації, яку отримають робітники і службовці чергової зміни, що перебувають у приміщенні механічного цеху, дорівнює:

Мбуд       Мр.з.відкр'  ^осл.буд.      OZO /   /       ОУ,Ч- г.

             

3. Визначають граничне значення рівня радіації на 1 год. після аварії, до якого можлива робота механічного цеху у звичайному режимі:

 

1,7

Рп1,  

осл.буд

Дуст-К

к

■tK-tn 10-7

1,7-(0,36-13-1)

 

«11,2Р/год.

 

4. Для того щоб не отримати дозу випромінювання понад установлену (10 Р), необхідно припинити роботу і відвести робі-тників та службовців у захисні споруди, поки рівень радіації не спаде до 11,2 Р/год.

Час, необхідний для спаду рівня радіації до потрібного рівня, можна визначити по табл. 6.13 після обчислення коефіцієнта Kt:

Таблщяб.13

КОЕФЩІЄНТИ К = Г0,4 ДЛЯ ПЕРЕРАХУВАННЯ РІВНІВ НА РІЗНИЙ ЧАС t ПІСЛЯ АВАРІЇ (ЗРУЙНУВАННЯ) 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   16        0,33

1          1          5          0,525   9          0,417   20        0,303

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

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

2,5       0,7       6,5       0,474   10,5     0,39     3 доби 0,182

3          0,645   7          0,465   11        0,385   4 доби 0,162

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

4          0,575   8          0,434   12        0,37     6 діб    0,137

Kt = 11,2/100 = 0,112.

Оскільки у випадку, що розглядається, значення Kt більше ве-личин, наведених у табл. 13, то можна стверджувати, що час, не-обхідний для спаду рівня радіації зі 100 до 11,2 Р/год, більший 6 діб. Для уточнення слід скористатися формулою

 

Р,=Ро

 

 t

V   0

 

= 100

 

 -0,4

 t

V   0

 

звідки уточнений час для саду рівня становитиме приблизно 10 діб. Аналіз результатів оцінки стійкості об’єкта до впливу радіоак-тивного зараження дозволяє зробити такі висновки.

1.         Максимальна очікувана доза випромінювання радіоактив-ного зараження на відкритій території МБЗ становить 626 Р.

2.         Механічний цех нестійкий до впливу радіоактивного зара-ження, робітники і службовці протягом зміни отримують дозу радіації 89 Р. Дуст = 10 Р.

3.         Згідно з табл. 6.14 при дозі випромінювання 50-200 Р, отриманої протягом 4 діб, працездатність зберігається, але норми радіаційної безпеки НРБУ-97 будуть значно перевищені.

Таблиця6.14

ДАНІ ОЦІНКИ ПРАЦЕЗДАТНОСТІ ОПРОМІНЕНИХ

 

Категорії працездатності      Дози опромінення (рад), отримані протягом

 

            4 діб                                       30 діб

Повна Збережена Обмежена Суттєво обмежена менше 50 50—200 200—400 400—600      менше 100 100—300 300—500 500—700

4.Сховище забезпечує надійний захист виробничого персона-лу. За 12 год. безперервного перебування у сховищі люди отри-мають дозу випромінювання 4,8 мР, що значно менше Дуст = 10 Р.

5.3ахисні особливості будівлі механічного цеху не забезпечу-ють безперервності роботи у звичайному режимі.

6.Межа стійкості роботи МБЗ в умовах радіоактивного зара-ження — 11,2 Р/год на відкритій місцевості.

7.При рівнях радіації, більших за 11,2 Р/год через одну годину після аварії, можлива безперервна робота цеху скороченими змі-нами.

Пропозиції по підвищенню стійкості роботи механічного цеху в умовах радіоактивного зараження

1.         Закласти мішками з ґрунтом до третини площі віконних отворів першого поверху будівель.

2.         Облаштувати на робочих місцях для чергових операторів зміни розбірні залізобетонні або металеві індивідуальні укриття, які б додатково послаблювали дію випромінювання радіоактив-ного зараження у 4-8 і більше разів.

3.         Розробити режими радіаційного захисту робітників і службо-вців з урахуванням ослаблюючої дії індивідуальних укриттів для роботи об'єкта скороченими змінами і черговими операторами.

4.         У випадку неможливості перерви у роботі цеху слід ор-ганізувати роботу скороченими змінами. Для рівномірного розподілу дози випромінювання між змінами (у випадку, що розглядається, приблизно по 10 Р) потрібно визначити час ро-боти кожної зміни.

Скористаємось табл. 6.15, для чого обчислимо

Р          100

a —     —        ~ 0,48 .

К-пДзадК-осл       1-30-7

По табл. 6.15 визначаємо час роботи першої зміни:

Тізм = 2 год. 54 хв. ~ 3 год.

Аналогічно обчислюємо час роботи другої і третьої змін:

Т^ш ~ 4 год., Тззм ~ 5 год.

Таблиця6.15

ДОПУСТИМА ТРИВАЛІСТЬ ПЕРЕБУВАННЯ ЛЮДЕЙ НА РАДІОАКТИВНО ЗАБРУДНЕНІЙ МІСЦЕВОСТІ ПРИ АВАРІЇ (РУЙНУВАННІ) АЕС, Г(год, хв).

 

р          Час, що пройшов з моменту аварії до початку опромінення, tn год

А зад    осл    

 

            1          2          3458    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     7,30     10,00

0,5       2,45     3,05     3,35     4,05     4,30     5,00     6,00     7,50

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