3.1. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Содержание
  1. 3.1 Оценка радиационной обстановки по данным разведки местности
  2. 3.1. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ: Под радиационной обстановкой понимают совокупность последствий
  3. «Оценка радиационной обстановки». Часть 1: Оценка радиационной обстановки при авариях на РОО
  4. Прогнозирование радиационной обстановки
  5. Задачи, решаемые при оценке обстановки на радиационно загрязненной местности при авариях на РОО
  6. Физические основы методов оценки обстановки
  7. Определение скорости распада смеси радионуклидов n при известном времени аварии
  8. Определение n при неизвестном времени начала отсчета
  9. Определение уровней радиации на загрязненной местности на заданное время (Приведение уровней радиации к одному времени после аварии)
  10. Определение доз облучения, полученных за время пребывания на загрязненной местности
  11. Определение допустимого времени пребывания людей в зоне радиоактивного загрязнения
  12. Определение допустимого времени начала работ
  13. Оценка радиационной обстановки
  14. Глава 1: Оценка радиационной обстановки на объекте

3.1 Оценка радиационной обстановки по данным разведки местности

3.1. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Отдел,сектор (штаб) по делам ГОЧС объектаэкономики и командир формирования ГОЧСвыполняют оценку РО на основании данных,полученных от радиационной разведкиместности.

Разведывательные формированияГОЧС оснащаются средствами радиационнойразведки.

Для успешного выполнениязадач по ведению разведки личный составформирований должен хорошо знать основыдозиметрии, устройство и правилаэксплуатации дозиметрических приборовразведки местности (рентгенметры,например, типа ИМД-5, ДП-5В, ИМД-1Р).

Подоценкой РОпо данным разведки понимается решениетиповых задач по различным вариантамдействий формирования ГОЧС илипроизводственной деятельности ОЭ вусловиях РЗ, анализ результатов и выборнаиболее целесообразного режима защитырабочих, служащих и населения, исключающегоих радиационное поражение.

Решениезадач по оценке РО на ОЭ в настоящеевремя в основном осуществляетсяграфоаналитическим способом сиспользованием соответствующих расчетныхзависимостей и таблиц. Однако такиезадачи могут решаться в случае ядерноговзрыва и приближенно с помощью радиационнойлинейки (РЛ).

Приэтом рассматривается методика решенияследующих основных типовых задач пооценке фактической РО при авариях,катастрофах на АЭС и при примененииядерных боеприпасов (ядерном взрыве):

– приведениеизмеренных уровней радиации к различномувремени после аварии на АЭС или ЯВ;

– определениевозможной дозы радиации при действияхна РЗ местности;

– определениедопустимой продолжительности работыили пребывания людей на РЗ местности;

– определениевремени выброса РВ при аварии, катастрофена АЭС и времени ядерного взрыва;

– определениережима радиационной защиты.

Решениезадач по оценке радиационной обстановкиграфоаналитическим способом производитсяпо формулам, полученным в результатеинтегрирования и преобразованиязависимости, которая описывает законизменения уровней радиации на РЗместности:

(1)

гдеP0 – уровень радиации в рассматриваемыймомент времени t0 после аварийноговыброса РВ (ядерного взрыва);

Pt –уровень радиации в рассматриваемыймомент времени t после аварийного выбросаРВ (ядерного взрыва);

n –показатель степени, характеризующийвеличину спада радиации во времени изависящий от изотопного составарадионуклидов (при ядерном взрыве n =1,2; при аварии на Чернобыльской АЭС(ЧАЭС) n = 0,4). Изменения уровней радиациипоказано на рис. 1.

Величинаобеспечиваетвозможность пересчитывать измеренныеуровни радиации на различное время tпосле аварии (катастрофы) на АЭС илипосле ядерного взрыва.

Коэффициентыдля пересчета:

–при катастрофе наЧернобыльской АЭС;

–при ядерном взрыве.

Рис.9. Спад уровня радиации на местности приЯВ и аварии на ЧАЭС

Радиационнаяавария– это нарушение предела допустимойэксплуатации, при котором произошелвыход РВ и ионизирующего излучения заграницы, предусмотренные проектом длянормальной эксплуатации, в количествах,превышающих установленные для эксплуатациизначения.

Подрежимом радиационной защиты рабочихи служащих ОЭ, населения, личного составаформирований ГОЧС понимается порядокработы и применения средств, способовзащиты в зонах радиоактивного заражения,исключающие радиоактивное облучениелюдей выше допустимых норм и сокращающиедо минимума вынужденную остановкупроизводства.

Режимырадиационной защиты рабочих и служащихОЭ при ЯВ рассчитываются заблаговременнодля конкретных условий (защитных свойствпроизводственных, жилых зданий ииспользуемых защитных сооружений) иразличных возможных уровней радиациина территории объекта.

Внастоящее время для случая ядерноговзрыва разработаны и рекомендуются 8типовых режимов для различных категорийнаселения: 1–3-й режимы – для неработающегонаселения; 4–7-й режимы – для рабочих ислужащих ОЭ;

8-йрежим – для личного состава формированийГОЧС. При этом режимы радиационнойзащиты рабочих и служащих включают триосновных этапа, которые должны выполнятьсяв строгой последовательности

первыйэтап:продолжительность времени прекращенияработы объекта и пребывания рабочих ислужащих ОЭ в защитных сооружениях;

второйэтап:продолжительность работы ОЭ сиспользованием для отдыха рабочих ислужащих защитных сооружений;

третийэтап:продолжительность работы объекта сограничением пребывания людей наоткрытой РЗ местности до 1–2 часов всутки.

Продолжительностьсоблюдения каждого типового режимазависит:

– отуровня радиации на местности (натерритории объекта) и спада его вовремени;

– отзащитных свойств (коэффициента ослабления)убежищ, ПРУ, производственных и жилыхзданий;

– отустановленных доз облучения людей.

Сучетом этих факторов для рабочих ислужащих разработаны четыре вариантатиповых режимов (4–7-й) радиационнойзащиты.

Крометого, предусматриваются режимы веденияаварийно-спасательных и других неотложныхработ в зонах радиоактивного зараженияподразделениями формирований ГОЧС идр. силами ликвидации ЧС в МЧС РФ.

Типовыережимы разработаны с учетом продолженияработы объекта в две смены по 10–12 часов,а также передвижения людей к местуработы и обратно (продолжительностьработы может быть и меньше, чем 10–12часов).

Предусматриваетсяследующий порядок ввода в действиережимов радиационной защиты.

Собъявлением угрозы радиоактивногозаражения на ОЭ выставляются постынаблюдения, оснащенные дозиметрическимиприборами. Эти посты замеряют уровнирадиации через каждые полчаса и результатыизмерений докладывают в отдел, сектор(штаб) ГОЧС объекта.

Начальникотдела, сектора ГОЧС по измеренным ирассчитанным на 1 ч уровням радиации итаблице типовых режимов определяетрежим радиационной защиты рабочих ислужащих и свои предложения докладываетначальнику ГОЧС объекта экономики(руководитель объекта). Если на территорииобъекта уровни радиации неодинаковые,режим выбирается и устанавливается помаксимальному уровню радиации,пересчитанному на один час после взрыва.

Источник: https://studfile.net/preview/8087246/page:7/

3.1. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ: Под радиационной обстановкой понимают совокупность последствий

3.1. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Под радиационной обстановкой понимают совокупность последствий радиоактивного загрязнения (заражения) местности, оказывающих влияние на деятельность объектов народного хозяйства, сил ГО и населения. Радиационная обстановка характеризуется масштабами (размерами зон) и характером радиоактивного загрязнения (заражения) (уровнем радиации).

Размеры зон радиоактивного загрязнения (заражения) и уровни радиации являются основными показателями степени опасности радиоактивного заражения для людей.

Оценка радиационной обстановки включает: определение масштабов и характера радиоактивного загрязнения (заражения); анализ их влияния на деятельность объектов, сил ГО и населения; выбор наиболее целесообразных вариантов действий, при которых исключается радиационное поражение людей.

Оценка радиационной обстановки производится методом прогнозирования и по данным разведки. 3.1.1.

Оценка радиационной обстановки при аварии (разрушении) АЭС Изменение уровней радиации на радиоактивно загрязненной местности в общем виде характеризуется зависимостью: Pt=Po(~i Г*              (31) где Р0— уровень радиации в момент времени t0 после аварии (взрыва); Рlt;— то же в рассматриваемый момент времени t после аварии (взрыва); п—показатель степени, характеризующий величину спада радиации во времени и зависящий от изотопного состава радионуклидов (при ядерном взрыве, как известно, я = 1,2). Тогда доза излучения за время от t\ до t2 составит: D= fP(t)dt= fP0(- Yn dt.              (3.2) t\              t\ \ to f После интегрирования получим: Подставив значения: р”ріії – найдем D~ J-b-PA).              (3.3) l—n Для ядерного взрыва при п= 1,2 формула 3.3 приобретает вид D = b{Pxtx-P2t2) или D = 5(PHtH-PJK), что соответствует формуле 3.12 при Косл — 1 • Здесь Рн и Рк— уровни радиации соответственно в начале (tH) и в конце (/„) пребывания в зоне заражения. Величина спада радиации при аварии (разрушении) АЭС, где, как известно, другой изотопный Состав радионуклидов, чем при ядерном взрыве, должна, по-видимому, в каждом конкретном случае определяться по данным радиационной разведки. Для этого из формулы 3.1 получим: 'Б 7Г” п= (3.4) Р, где —              отношение уровня радиации при первом измерении 2 Р к уровню радиации при втором измерении; h —              отношение времени после аварии при втором изме- U рении к времени после аварии при первом измерении. Применительно к аварии на ЧАЭС величину п можно ориентировочно определить на основе данных, опубликованных вскоре после аварии. По этим данным величина п0,4. При таком законе спада уровни радиации за 7-кратный промежуток времени уменьшаются примерно в 2 раза, а не в 10 раз, как при ядерном взрыве. В этом заключается одна из основных особенностей радиоактивного загрязнения местности при аварии (разрушении) АЭС. Таким образом, при оценке радиационной обстановки при аварии (разрушении) АЭС можно ориентировочно принять, что и              D= -!— (Pa*s-/Vi)«l,7(/tya–/yi), 1—0,4 или окончательно с учетом К осл- D= 1'7lt;р'/»-р”М .              (3.6) Кбсл

В этом случае оценка радиационной обстановки по данным разведки проводится по той же методике, как и при ядерном взрыве, но с использованием аналогичных таблиц, характеризующих закон спада радиации при аварии (разрушении) на АЭС (см.

табл. 3.1—3.2 и график рис. 3.1). Задачу Формированию ГО предстоит работать Т=6 ч на радиоактивно загрязненной местности (/С0ол = 1). Определить дозу излучения, которую получит личный состав формирования при входе в зону через /н=4 ч после аварии, если уровень радиации к этому времени составил Рі=5 рад/ч. Решение. По формуле 3.6 находим дозу излучения, которую получит личный состав формирования за время работ. Для чего предварительно определим /и и Рк: *„ = *н+Г=4 + 6=10 ч

Коэффициенты K(=t-°'4 для пересчета уровней радиации на различное время t поlt;;ле аварии (разрушения) АЭС

t, 4*t t, 4 gt;t, 4bft, 4**
0,51,324,50,545'8,50,427160,33
11 .50,52590,417200,303
1,50,855,50,5089,50,4081 сут0,28?
20,7660,49100,42 сут0,2 ?3
2,50,76,50,47410,50,393 сут0,182
30,64570,465110,3854 сут0,162
3,50,61 .7,50,44711,50,3775 сут0,146
-40,575 v80,434120,376 сут0,137

Таблиц-а 3.2 Допустимая продолжительность пребывания людей на радиоактивно загрязненной местности при аварии (разрушении) АЭС, Т (ч, мин) Рг а= •зад'осл Время, прошедшее с момента аварии до начала облучения, /н ч 24 12 11,30 7,10 5,10 4,05 3,20 2,40 2,25 2,05 1,55 16,00 10,30 7,30 6,00 4,50 4,00 3,30 3,05 2,45 12,30 8 00 5,50 4,30 3,45 3,10 2,45 2,25 2,10 14,00 900 6,30 5,00 4,10 3,30 3,00 2,40 2,20 21,00 13,30 10,00 7,50 6,25 5,25 4,50 4,00 3,40 8,35 5,35 4.00 3,05 2,35 2,10 1,50 1,35 1,30 10,00 6,30 4,35 3,35 3,00 2,30 2,10 1,55 1,40ч 7,30 4,50 3,30 2,45 2,15 1,50 1,36 1,25 1,15 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1,0 Из соотношения Р\= — ~~7Г имеем:, Ан Лк t ? -5- Щ р”/ч (значения К\0 И находим по табл. 3.1). Тогда D=1,7 (3,5* 10—5-4) =1,7(35—20) —25,5' рад. \ Задача. Определить допустимую продолжительность работы личного состава формирования ГО на радиоактивно загрязненной местности, если измеренный уровень радиации при входе в зону через tH=2 ч после аварии составлял Рг—3 рад/ч. Заданная доза излучения ?gt;3ад=10 рад. Решение. 1. Находим отношение Pi              Р2              3 d              *                            _              **                            ____________               Q Оэад • Кос л Къ • зад' Кос д 0,76 * 10 • 1 (К2 определяем по табл. 3.1). Рис. 3.1. График определения продолжительности пребывания в зоне радиоактивного загрязнения при аварии на АЭС 2. По таблице 3.2 при а=0,4 и /н = 2 ч получим продолжительность работы Т=4 ч или по графику рис. 3.1 при тех же значениях а и tB получим Т = 4 ч. Отметим, что формула 3.6, строго говоря, справедлива для суммарного воздействия всех радионуклидов аварийного выброса до момента практически полного распада основной их массы. После этого доза радиации в основном будет определяться «вкладом» обычно одного, наиболее долгоживущего гамма-ак- тивного радионуклида с периодом полураспада, на порядок и более отличающегося от основной массы и обладающего при этом довольно высокой средней энергией гамма-излучения. Спад активности этого радионуклида во времени, естественно, будет отличаться от спада всей суммы рсЭД:.онgt;клидов. Применительно к Чернобыльской аварии большинство радионуклидов, имея небольшой период полураспада (несколько минут, часов, дней), распались уже в течение нескольких месяцев. Из относительно долгоживущих гамма- и бета-активных радионуклидов остались: церий-144 с 7 = 284 суток, цезий-134 с Т=2 года и наиболее долгоживущий цезий-137 с Т=30 лет. Из бета-активных радионуклидов наиболее долгоживущим является стронций-90 с Т=28 лет, которого, кстати, в выбросе было относительно немного, поэтому опасности с точки зрения внешнего облучения он не представляет. Правда, при радиоактивном распаде стронций-90, прежде чем превратиться в стабильный элемент цирконий-90, вначале превращается в радиоактивный иттрий-90 с Т= 64 ч, являющийся гамма- и бета-активным. Однако средняя энергия гамма-излучения его ничтожно мала и составляет 1,7-10~6 МэВ (у це- зия-134 и цезия-137 она равна примерно 0,7 МэВ). Исходя из этого можно ориентировочно оценить время суммарного воздействия основной массы радионуклидов до их практически полного распада, взяв в качестве определяющего критерия спад активности наиболее долгоживущего (после цезия-137) радионуклида, т. е. цезия-134 с Т=2 года. Известно, что уже через 5 периодов полураспада активность радионуклида уменьшается в 32 раза (в 25 раза) и составляет около 0,03 от его первоначальной активности. Таким образом, можно ориентировочно принять, что практически суммарное воздействие основной массы радионуклидов аварийного выброса будет иметь место в течение примерно 10 лет (2 года-5 = = 10 лет). После чего доза внешнего облучения будет в основном определяться наиболее долгоживущим гамма-активным радионуклидом с относительно высокой средней энергией гамма- излучения— цезием-137 с Г=30 лет. Поэтому представляет практический интерес оценка возможной дозы излучения, которую может получить население при длительном его проживании (в том числе в течение жизни) на загрязненной территории от наиболее долгоживущего гамма- активного радионуклида в аварийном выбросе (для Чернобыля— цезий-137), и определение при необходимости его вклада в суммарную дозу излучения. С этой целью воспользуемся законом радиоактивного распада, в соответствии с которым изменение активности радионуклида (или уровня загрязнения) может быть представлено зависимостью: Nt=              (3.7) 2t/т 9              v ' где N0— первоначальная (исходная) активность (исходный уровень загрязнения) радионуклида; Nt — активность (уровень загрязнения) в рассматриваемый момент времени t\ t —время, отсчитываемое от исходной активности (исходного уровня загрязнения); Т —период полураспада радионуклида. Заменяя уровень загрязнения соответствующим ему уровнем сопровождающего гамма-излучения, получим: Ро Pt = (3.8) 2 цт где Ро — первоначальный (исходный) уровень радиации, соответствующий первоначальной поверхностной активности (уровню загрязнения) радионуклида; Pt— уровень радиации в рассматриваемый момент времени Л Тогда доза излучения за время от t\ до t2 составит: D= fP(t)dt= }р0.2-*'т(Н = t\              tx Т-Р0-2-*/_ '» =_ T-Po tx ln2 tx              ln2 или окончательно С учетом Косл- D= l,44T.Po(2i/r-2-Vr) (3.9) Кос л Для проведения практических расчетов по формуле 3.9 необходимо знать величину Ро, соответствующую данному уровню загрязнения радионуклидом. Для решения этой задачи воспользуемся зависимостью: Р = 0,0525|ы.?./, Р/ч (рад/ч),              (3.10) где Е — энергия гамма-квантов, МэВ; / — поток гамма-квантов через 1 см2 в 1 с; [л — линейный коэффициент ослабления гамма-лучей воздухом, можно определить по таблице 3.3.

Таблица 33

Я, МэВ0,10,250,51.02,03,0
\\, 1/см1,98-Ю-41,46 -Ю-41,1 ью-40,81-Ю-40,57-Ю-40,46 -10 ~4

При постоянной интенсивности гамма-излучения уровень или степень загрязнения N (в расп/см2-мин) будет равна: 60•/ 81 6 Заказ № 1423 п откуда 60 Здесь п — число гамма-квантов, приходящихся на один распад. Подставляя / в формулу 3.10, получим: P = 0,0525u-?- — я =              рад/ч. 60 Учитывая, что 1— =2,2-102 расп/см2-мин, км2 окончательно будем иметь: Р=9,1 •              -п-2,2-102= = 0,2|x-E-N-n,              (3.11) где рад/ч, N, Ки/км2. Задача. Определить дозу излучения сельского населения при проживании его на местности с уровнем первоначального загрязнения по цезию-137 5 Ки/км2 за период от 10 до 70 лет после аварии, когда доза в основном будет определяться цезием-137. Дано: N0=5 Ки/км2;              Кос л = 2,5; fi=10 лет;              ?=0,7 МэВ; /2=70 лет;              ц = 0,95-10″4 1/см; Г=30 лет              м=1 Определить: Р0 и D. Решение. 1. По формуле 3.11 находим: Ро=0,2jx• ?• yv0• л = 0,2• 0,95 -10-4 0,7 5-1 = = 0,7-Ю-4 рад/ч=0,7-10″4-8,75-103 = 0,6 рад/год. 2. По формуле 3.9 получим: 1,44-Г-Ро 1,44-30 0,6              , D— —                            {2~г\/т— 2~ Vr) —                             — – (2~10/30—2~7('/30) =6,5 рад (бэр). Лосл              2,5 При другом уровне загрязнений по цезию-137 N, Ки/км2 доза внешнего излучения за указанное время будет пропорциональна величине /V/5. Доза внутреннего излучения людей обусловлена поступлением радионуклидов в организм человека при вдыхании загрязненного воздуха и потреблением загрязненных продуктов питания и воды и поэтому наиболее трудна для оценки. Ориентировочно можно принять, что при длительном проживании населения на загрязненной территории при условии выполнения им соответствующих рекомендаций и проведении необходимых агрохимических мер возможная доза внутреннего облучения не превысит в среднем 0,15 бэр/год (при /V = = 5 Ки/см2), а за 70 лет— 10 бэр. При другом уровне загрязнения доза пропорциональна Nj5.

Источник: https://bookucheba.com/grajdanskaya-oborona-knigi/otsenka-radiatsionnoy-obstanovki-31010.html

«Оценка радиационной обстановки». Часть 1: Оценка радиационной обстановки при авариях на РОО

3.1. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Радиационная обстановка

складывается на территории определенных районов, населенных пунктов, объектов экономики в результате радиоактивного загрязнения местности и расположенных на ней предметов и требует принятия мер защиты для исключения или уменьшения радиационных поражений и потерь среди населения;

характеризуется масштабом (пространственным), стапенью (загрязненности) и ха­рактером (альфа-, бета-, гамма – ) радиоактивного загрязнения;

не является неизменной: со вре­менем, вследствие распада радионуклидов, степень загрязнения, а следова­тельно, и интенсивность ионизирующих излучений уменьшаются.

Оценка радиационной обстановки – это анализ последствий радиоактивного загрязнения окружающей среды и выбор наиболее целесообразных действий формирований ГО, производственной деятельности объектов экономики и мер по защите населения, при которых исключаются или максимально снижаются радиационные потери и поражения людей.

Основными факторами радиационного воздействия на людей в зонах радиоактивного загрязнения являются гамма – и бета – излучения продуктов деления. Возможно также действие альфа – излучателей, если из-за особенностей реактора и аварии происходит значительный выброс плутония.

При поступлении во внешнюю среду только радиоактивных благородных газов (РБГ) – аргон, криптон, ксенон – радиационная опасность обуславливается только внешним гамма – излучением при прохождении радиоактивного облака.

Во всех других случаях радиационная обстановка и степень радионуклидной опасности ( т. е. внешнего и внутреннего облучения) определяются количеством и радионуклидным составом выброшенных продуктов деления, расстоянием до места аварии, метеорологическими, гидрологическими и почвенными характеристиками, временем года и другими условиями.

Радиационная обстановка и ее оценка в значительной степени определяется этапом аварии.

На раннем этапе аварии проводится так называемая экстренная оценка обстановки и прогнозируется возможный масштаб аварии. Для этого необходим следующий объем сведений:

-количественная характеристика выброса и радионуклидный состав;

-пути выброса и его длительность;

-метеорологические условия на момент аварии (в том числе направление и скорость ветра на высоте выброса).

Для уточнения предварительных расчетов проводятся дозиметрические измерения. Кроме гамма-излучения определяется изотопный состав выброса. На основании расчетных данных и дозиметрических измерений принимаются меры по защите населения.

На промежуточном этапе проводится уточнение радиационной обстановки определяются уровни загрязнения местности и возможные дозы внешнего облучения.

На этом этапе расширяется фронт работ по оказанию помощи населению, проводится дезактивация, вывоз материальных ценностей и другие работы.

Так как формирования работают используя СИЗ, то основной опасностью для личного состава будет внешнее излучение.

Оценка радиационной обстановки может производиться методом прогнозирования ( до выпадения радиоактивных осадков ) или по данным радиационной разведки ( оценка фактической радиационной обстановки после выпадения осадков ).

Прогнозирование радиационной обстановки

Прогнозирование возможных аварий проводится на стадии проектирования АС, поскольку последствия аварии в большой степени определяются типом реактора и его защитными системами.

В каждом проекте устанавливается перечень аварийных ситуаций, последствия которых локализуются техническими системами реакторов. Эти аварии называются проектными.

Наибольшая из них – максимальная проектная авария (МПА) – определяется наихудшим событием (для каждого реактора своим) , при котором еще будут действовать предусмотренные защитные системы.

Расчеты показывают, что при МПА на АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК дозы внешнего и внутреннего облучения человека на расстояниях более 5 км от АЭС будут ниже пределов дозы аварийного облучения ( 0,1 Зв внешнего облучения ).

Однако, при аварийных ситуациях, превышающих по своим размерам МПА, защитные устройства АЭС могут оказаться неэффективными и последствия аварии превысят проектные. Поэтому прогнозируются и так называемые запроектные аварии, в том числе и максимальные (МЗА).

Результаты прогнозирования доз внутреннего и внешнего облучения МЗА показывают, что наибольшую значимость при небольших расстояниях от АЭС (до 3-х км) имеет гамма-излучение облака

12 Гр на расстоянии 1 км,

1 Гр на расстоянии 10 км,

7 · 10-3 Гр на расстоянии 100 км,

а на больших расстояниях возрастает значимость гамма-излучения от выпавших на местность продуктов деления

0,1 Гр на расстоянии 3 км,

1 Гр на расстоянии 4 км,

10 Гр на расстоянии 6 км,

14 Гр на расстоянии 10 км (максимум),

10 Гр на расстоянии 40 км,

2.5 Гр на расстоянии 100 км.

Таблица 0.1 Радиационная опасность аварий на ядерных реакторах

КлассТипАктивностьДоля активности
аварииРеакторавыброса, БкРБГЙодДЖИ
МПАВВЭР1,2 · 10170,990,001
РБМК6,3 · 10150,990,003
МЗАВВЭР4,4 · 10190,390,530,08
РБМК4,9 · 10190,730,120,16

РБГ – радиоактивные благородные (инертные) газы,

ДЖИ – долгоживущие изотопы.

Задачи, решаемые при оценке обстановки на радиационно загрязненной местности при авариях на РОО

При оценке радиационной обстановки решаются следующие основные задачи:

1.Определений уровней радиации на загрязненной местности на заданное время.

2.Определение доз облучения, получаемых людьми за время пребывания на загрязненной местности.

3.Определение допустимого времени пребывания людей в зонах радиоактивного загрязнения.

4.Определение допустимого времени начала работ или преодоления загрязненной местности.

5.Определение режимов радиационной защиты рабочих, служащих и производственной деятельности ОНХ.

6.Определение возможных радиационных потерь (поражений) в зонах радиоактивного загрязнения.

7.Определение степени загрязнения техники, транспорта, оборудования и т. п.

(Перечисленные задачи решаются как при авариях на РОО, так и при ядерном взрыве).

При авариях на РОО, кроме того, определяется радионуклидный состав выброса (перечень элементов) и оцениваются величины возможных внутреннего и внешнего облучений.

Физические основы методов оценки обстановки

Основным исходным понятием, используемым при оценке обстановки, является понятие “уровня радиации”.

Уровень радиации на радиоактивно загрязненной местности это ионизирующее действие находящейся на местности смеси радионуклидов на элементарный объем воздуха на высоте 1м от поверхности земли.

С точностью, приемлемой для целей оценки обстановки, уровень радиации приравнивается к мощности поглощенной дозы

.

Для более точных расчетов в физике используется понятие “кермы” и специально вводится величина, которая называется керма-постоянная.

Керма (kerma – kinetic energy released in material) это отношение суммы первоначальных кинетических энергий всех ионизированных частиц в элементарном объеме к массе вещества в этом объеме.

Понятие кермы очень близко к понятию поглощенной дозы – отношение всей переданной энергии веществу в элементарном объеме к массе вещества в этом объеме. Кроме того, следует отметить, что керма определяется при ограничениях на момент измерения и на изотропность источника излучения.

При практической оценке обстановки на загрязненной местности численное отличие воздушной кермы ( ионизация воздуха) от поглощенной дозы измеряется десятыми или сотыми долями процента.

По аналогии с мощностью дозы мощность воздушной кермы это изменение кермы в единицу времени.

Керма-постоянная Гб характеризует мощность воздушной кермы от точечного источника активностью в 1Бк на расстоянии 1м в воздухе

, Гр м2/(с Бк)

Таблица 0.2 Значения Гб аГр м2/ (c Бк) для некоторых радионуклидов

(1 аттогрей = 10-18 Гр )

ИзотопТ, годыГб, аГр
К401,28 · 1095,07
Ti4447,32,228
Cs13730,1721,24
Cs1342,0657,17
U2356,85 · 1084,653
Pm4717,72,98
Co605,384,23

Мощность воздушной кермы на расстоянии l от точечного излучающего источника данного радионуклида активностью А находят из выражения

.

Поглощением и рассеиванием излучения в воздухе при этом пренебрегают ввиду их незначительности, поэтому определяющим является геометрическое ослабление излучения.

При равномерном загрязнении местности точечными источниками одного радионуклида мощность кермы на высоте h над центром загрязненного круга радиусом R можно вычислить так:

или при h= 1м и R > 100 м

,

где Аs – поверхностная активность на поверхности загрязнения Бк/ м2 .

Если известен состав смеси радионуклидов, вышедших при аварии и могут быть спрогнозированы поверхностные активности по каждому из загрязняющих местность радионуклидов, то

На практике используется эмпирическая формула, отражающая спад суммарной мощности кермы, справедливая для достаточно большого периода времени

или Pt t n = Poton (1)

где Рt – уровень радиации на время t после аварии;

Рo – уровень радиации на время to;

n – коэффициент, характеризующий скорость распада смеси радионуклидов.

Данное выражение является основным и исходным при получении всех других зависимостей, составляющих методику расчета параметров обстановки на загрязненной местности в результате аварии на РОО, а в дальнейшем и после ядерного взрыва.

Замечание

Для населения, проживающего в зоне загрязнения длительное время (при уровнях не выше установленных действующими нормами), большую роль играет внутреннее облучение. Поэтому в качестве основного параметра, характеризующего степень опасности, используют не уровни радиации (при­годны только для расчетов внешнего облучения) , а активность радионук­лидов.

В частности, степень загрязнения местности характеризуют поверх­ностной активностью, выражаемой в Бк/м. кв., Ки/м. кв.,Ки/км. кв и т. п.. Таким образом возникает необходимость в переводе единиц активности в единицы мощности дозы.

Определение скорости распада смеси радионуклидов n при известном времени аварии

Оценка радиационной обстановки по результатам замеров, полученных при дозиметрическом контроле (разведке) местности, начинается с определения скорости распада смеси радионуклидов, что обеспечивает возможность использования основного выражения (1) при решении всех задач, решаемых при оценке обстановки.

Значение коэффициента n зависит от состава радионуклидов в аварийном выбросе, произошедшем на радиационно опасном объекте (РОО).

При аварийных выбросах из реактора радионуклидный состав будет зависеть от многих факторов – типа реактора, времени его работы до аварии, характера выброса и других, поэтому значение коэффициента n заранее неизвестно, но его можно определить по данным радиационного контроля после выпадения осадков.

Из выражения (1) следует:

(2)

где РI/РII – отношение уровней радиации при первом и втором измерениях, проведенных в одной и той же точке,

tII/tI – отношение времен второго и первого измерений, отсчитываемых от момента аварии.

Значение коэффициента по двум замерам при известном времени аварии может быть найдено расчетом по формуле (2) или с использованием данных, приведеных в табл.1 и табл.2 методического пособия 1993г.

Определение n при неизвестном времени начала отсчета

В случаях, когда при аварии происходит несколько выбросов (например, при аварии на ЧАЭС произошло три крупных выброса с интервалом в несколько дней), ни одно из времен отдельного выброса или их среднее нельзя принимать за время начало отсчета (время аварии).

Это связано с тем, что состав каждого отдельного выброса при этом учитываться не будет, поэтому использовать в таких случаях формулу (2) не представляется возможным.

Для учета суммарного воздействия от всех выбросов следует произвести несколько замеров и по их результатам попытаться определить параметры осредненной (суммарной) кривой спада уровня радиации.

В такой ситуации воспользуемся следующим свойством выражения (1). Запишем выражение (1) в следующем виде

PItIn = PIItIIn = PIIItIIIn = const

где индексы I, II, III относятся соответственно к первому, второму и третьему замерам. Обратим внимание на то, что это выражение можно прологарифмировать

ln PI + n ln tI = ln PII + n ln tII = ln const

Затем продифференцируем результат логарифмирования и перейдем к конечным разностям

Если проводить замеры через равные промежутки времени Dt, то для определения n будет достаточно трех замеров, для которых получим

и

Исключив из последнего выражения время получим формулу для расчета коэффициента n при нескольких выбросах

(3)

Замечание: при расчете необходимо учитывать для n не менее двух знаков после запятой.

После определения n появляется возможность определить необходимое для дальнейших расчетов условное время аварии – условную точку на оси времени, принимаемую при нескольких выбросах за начало отсчета.

Для определения времени отсчета используется формула для расчета интервала времени между условным временем аварии и первым произведенным замером:

(4)

где Dt – интервал между замерами.

Для удобства дальнейших расчетов целесообразно пользоваться третьей величиной, определяемой на предварительной стадии расчетов – уровнем радиации на время, равное одному часу после начала отсчета Р1 , определяемо также из выражения (1) PItIn = PIItIIn = const = Р1 :

(5)

(В дальнейшем следует быть внимательным: арабские индексы уровней обозначают время в часах, измеряемое от начала отсчета, а римские индексы – это номера замеров).

Пример 1.

Типичное условие задачи оценки обстановки после аварии на РОО начинается так:

Уровни радиации, замеренные в 11-00, 11-30 и 12-00 составили 1,5 Гр/ч, 1,35 Гр/ч, 1,24 Гр/ч.

Начинать решение следует с определения n и условного времени аварии, т. е. момента, принимаемого за начало отсчета.

1) Интервал между замерами Dt постоянный и равен 30 мин, значит для расчета n можем воспользоваться формулой (3):

= 0,45

2) Интервал времени между первым замером и условным временем аварии определим по формуле (4):

Следовательно временем отсчета в данном случае будет 1= 900 часов.

Уровень радиации на один час после аварии, т. е. на 10-00 будет равен:

= 1,5 20,45 = 2,05 Гр/ч

Пример 2.

Определить уровни радиации на 1 час после аварии, если n = 0,6 , а уровень, замеренный через 35 часов равен 0,03 Гр/ч.

Из (5) получаем

P1 = P35 (35/1)0,6 =0,25 Гр/ч.

Решение задач по оценке обстановки после аварии на РОО рекомендуется начинать с расчета величин n, tI, P1 .

Определение уровней радиации на загрязненной местности на заданное время (Приведение уровней радиации к одному времени после аварии)

При проведении дозиметрического контроля местности в различных ее точках фиксируются уровни радиации в определенные, произвольно складывающиеся, моменты времени. Для удобства нанесения зон загрязнения на карту и решения задач по оценке обстановки уровни радиации целесообразно приводить к конкретному времени: на 1 час после аварии, на 2, 3 и т. д. часа.

Перерасчет уровня радиации в данной точке местности на требуемое время производится с использованием выражения (1):

откуда

(6)

Пример 3.

Определить уровень радиации на 100 часов после аварии, если на 10часов он равен 0,40 Гр/ч, а n = 0,7.

Из (6) получаем

P100 = P10 (10/100)0,7 =0,08 Гр/ч.

Определение доз облучения, полученных за время пребывания на загрязненной местности

В соответствии с принятым положением о том, что уровень радиации может быть принят равным мощности поглощенной дозы, интегрированием получаем выражение для расчета доз:

; (7)

Пример 4.

Уровень радиации на 3 часа после аварии равен 0,035 Гр/ч. Определить дозу облучения, которую могут получить спасатели, если они начнут работы через 5 часов, а закончат через 10 часов после аварии. Коэффициент n =0,3.

Сначала определим уровни на 5 и на 10 часов после аварии :

Р5 = 0,035 · (3/5)0,3 = 0,0296 ~ 0,03 Гр/ч

Р10 = 0,035 · (3/10)0,3 = 0,0243 ~ 0,025 Гр/ч

Теперь можем рассчитать дозу (7)

D =(0,025 ·,03 · 5)/(1-0,3) = 0,143 Гр

Пример 5.

Уровни радиации, замеренные в 12.30, 13.00 и в 13.30 соответственно равны 0,20 Гр/ч, 0,18 Гр/ч и 0,165 Гр/ч.

Определить дозу облучения, которую могут получить люди, находящиеся в противорадиационном укрытии (ПРУ) с Косл = 100 за период времени с 70 ч по 100 ч после аварии:

1).Определяем коэффициент n по формуле (3):

= 0,5

2).Определяем время аварии (4):

3).Определяем Р70 и Р:

Р70 = 0,20 (2/70)0,5=0,0343 Гр/ч

Р100 = 0,20 (2/100)0,5 = 0,0286 Гр/ч.

4). Дозу определяем по формуле (7)

D = (0,0286 · ,0343 · 70 ) = 0,399/50 = 0,00798 Гр

Определение допустимого времени пребывания людей в зоне радиоактивного загрязнения

Преобразованием (7) можно получить выражение для времени выхода из зоны облучения, при котором полученная за время пребывания доза не превысит допустимое значение:

(8)

где Рвх – уровень радиации в момент времени tвх .

Время пребывания

Пример 6.

Уровень радиации в месте проведения работ на 1 час после аварии Р1 = 0,0645 Гр/ч.

Определить допустимую продолжительность работы при следующих условиях:

-коэффициент n = 0,5,

-коэффициент ослабления Косл = 1,

-начало работы через 10 часов после аварии,

-заданная доза облучения 0,10 Гр.

Уровень радиации при n=0,5 на 10 часов после аварии, т. е. на время входа :

Р10 = 0,0645 (1/10)0,5 = 0,02 Гр.

По формуле (8) :

tвых =10 ((0,5 · 10)/(0,02 · 10)+1)0,5 = 15,6 ч.

Продолжительность работы:

T = tвых – tвх = 15,= 5,6 ч.

Определение допустимого времени начала работ

Преобразованием формулы (8) можно получить:

(9)

По выражению (9) построенa таблица (см. Приложение), где входами являются величины tвх/T и n, а величина b равна

(10)

При определении допустимого времени начала работ в качестве дозы используется значение Dдоп.

Пример 7.

Определить допустимое время начала работ при следующих условиях:

-планируемая продолжительность работы T= 8 часов,

-уровень радиации на 1 час после аварии Р1= 0,12 Гр/ч,

-коэффициент n = 0,6 ,

-работы планируются на открытой местности (Косл =1 ),

-допустимая доза Dдоп= 0,10 Гр.

По формуле (10) находим

b = 0,12 · 80,4/(0,4 · 0,10 · 1) = 6,98.

По таблице “b” для n=0,6 и b = 6,98 получим

tвх/T = 4,7.

Отсюда t = 4,7 · 8 = 37,6 ч.

Пример 8.

Определить допустимое время начала работ, если

-уровень радиации, замеренный через 100 часов после аварии Р100 =0.142 Гр/ч,

-планируемая продолжительность работы на открытой местности T = 8 часов,

-Косл = 1,

-коэффициент n= 0,5,

-допустимая доза Dдоп = 0,08 Гр.

Определим уровень радиации на 1 час после аварии:

Р1= 0,142 · 1000,5 = 1,42 Гр/ч.

По формуле (10)

b = 1,42 · 80,5 /(0,5 · 0,08 · 1) ~ 100 .

Для b = 100 и n = 0.5 по таблице “b” находим

tвх/T = 25 , отсюда tвх = 25 · 8 =200 ч.

Изложенная методика может быть использована в начальное время после аварии, главным образом на промежуточном этапе, для формирований, ведущих АСДНР, или других лиц, которые, находясь на загрязненной местности, используют СИЗ и подвергаются только внешнему облучению.

На восстановительном этапе, когда облучение определяют несколько (2-3) наиболее долгоживущих изотопа (короткоживущие распались или не играют заметной роли), выражение (1) не обеспечивает достаточной точности и для расчетов не применяется. На этом этапе расчеты проводятся для каждого из оставшихся радионуклидов отдельно, а полученные результаты для внешнего облучения суммируются.

Перечень контрольных вопросов по теме

1.  Основные положения оценки обстановки: определения, поражающие факторы, этапы и методы оценки.

2.  Прогнозирование радиационной обстановки.

3.  Задачи, решаемые при оценке обстановки на радиационно загрязненной местности при авариях на РОО.

4.  Физические основы методов оценки обстановки.

5.  Общие положения оценки радиационной обстановки по данным дозиметрического контроля и разведки.

6.  Определение скорости распада смеси радионуклидов n при известном времени аварии.

7.  Определение n при неизвестном начале отсчета и времени отсчета.

8.  Определение уровней радиации на загрязненной местности на заданное время.

9.  Определение доз облучения, полученных за время пребывания на загрязненной местности.

10.  Определение допустимого времени пребывания людей в зоне радиоактивного загрязнения.

11.  Определение допустимого времени начала работ.

12.  Прогнозирование радиационной обстановки при ядерных взрывах.

13.  Определение доз облучения, получаемых людьми при преодолении зон.

14.  Определение допустимого времени начала работ (преодоления зон загрязнения)

Литература :

1.  и др. Гражданская оборона. Учебник для втузов. Высшая школа, – М., 1988.

2.  Основы защиты населения и территорий в чрезвычайных ситуациях. – издательство Московского государственного университета. 1998.

3.  Конспект лекций по курсу “Основы ГО в ЧС”, кафедра ГО МГТУ, 2000 г.

4.  “Гражданская защита”, пособие для преподавателей под ред. Л. Титоренко, МГТУ им. , 1998 г.

5.  ГОСТ Р 22.3.03-94 “Радиационная безопасность”, Госкомстандарт России, 1994 г.

6.  Мальцев оценки обстановки на промышленных предприятиях при ЧС. М. 1993. ГУ по подготовке кадров для ГС при правительстве РФ (учебно-ме тодическое пособие).

Источник: https://pandia.ru/text/78/195/15121.php

Оценка радиационной обстановки

3.1. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

4.1. Радиационная обстановка – это обстановка, которая создается в результате заражения радиоактивными веществами местности, воздуха, вооружения, военной техники, личного состава и различных объектов, способных оказывать влияние на боеспособность и действия войск.

Радиационная разведка – это мероприятия по выявлению заражения местности радиоактивными веществами, которые могут представлять опасность для военнослужащих, населения.

Радиационная разведка имеет задачи: определить начало выпадения радиоактивных осадков, измерить уровень радиации, подать сигнал оповещения о заражении местности, определить границы зараженной территории, обозначить территорию, определить пути объезда зоны радиоактивного заражения.

Радиометрический контроль заражения имеет задачу определить степень радиоактивного заражения военнослужащих, раненых, больных, вооружения, техники, снаряжения и другого имущества, находившихся на зараженной территории.

Дозиметрический контроль облучения имеет задачу определить дозу облучения, полученную военнослужащими в зоне ядерного взрыва или при нахождении на зараженной территории. цель контроля облучения – не допустить облучения более допустимых доз.

Радиационная разведка может быть воздушной и наземной. В подразделениях и частях медицинской службы она осуществляется своими силами. Радиационное наблюдение проводится во всех подразделениях медицинской службы и осуществляется наблюдателями – санитарным инструктором – дозиметристом, в помощь которому придаются два-три военнослужащих, обученных работе с приборами радиационной разведки.

Исходными данными для выявления фактической радиационной обстановки являются измеренные мощности экспозиционной дозы в различных точках местности и время ее измерения относительно момента взрыва.

Поступающая информация о результатах радиационной разведки заносится в журнал сбора данных и обрабатывается.

В результате выявленной радиационной обстановки на карту наносятся зоны радиоактивного загрязнения.

Радиационная разведка на этапах медицинской эвакуации организуется начальником (командиром) с целью: своевременного получения данных о радиоактивном загрязнении предполагаемого района развертывания или района дислокации этапа, маршрутов перемещения, путей эвакуации, для принятия необходимых мер защиты для личного состава, раненых, больных, пораженных, для организации лечебно-эвакуационных мероприятий.

Оценка радиационной обстановки производится методом прогнозирования и на основании данных радиационной разведки.

Исходя из знания характера радиационной обстановки, медицинская служба строит тактику своей работы, которая направлена на снижение потерь среди военнослужащих при ведении боевых действий на загрязненной радиоактивными веществами местности.

Неблагоприятная радиационная обстановка может быть причиной усложнения условий работы этапов медицинской эвакуации, в связи с необходимостью проведения комплекса защитных мероприятий. Исходными данными для прогнозирования радиационной обстановки являются координаты, мощность, вид, время предполагаемого ядерного взрыва, направление и скорость среднего ветра.

При прогнозировании радиационной обстановки применяется методика, основанная на вероятностных расчетах.

Сущность методики в том, что находят район, в пределах которого возможно радиоактивного загрязнения.

Район возможного загрязнения представляет собой сектор с углом 450, в пределах которого с вероятностью в 90% случаев окажется след радиоактивного облака. Весь район возможного загрязнения делится, по степени опасности, на зоны – А, Б, В, Г.

На карту наносятся зоны возможного загрязнения- зона: А – синим цветом, зона Б – зеленым цветом, зона В – коричневым, зона Г – черным.

Прогнозирование радиоактивного заражения осуществляется расчетным путем. Задачей прогнозирования радиационной обстановки являются предвидение наиболее вероятного направления движения радиоактивного облака ядерного взрыва и определение возможного уровня заражения местности по его следу.

Чаще всего эту задачу решают графическим методом с помощью специальных шаблонов, изготовленных для нескольких значений мощности ядерных зарядов и наиболее часто встречающейся силы ветра.

Если реальные условия применения ядерного оружия будут соответствовать тем условиям, для которых выполнен один из шаблонов, то, наложив последний на карту, можно легко установить возможные границы радиоактивного заражения. Ответ, таким образом, получается просто и быстро. Однако он зачастую оказывается недостаточно точным.

Существующие ошибки при использовании шаблонов получаются из-за того, что этот метод прогноза не учитывает возможных изменений направления ветра, высоты разрыва ядерного боеприпаса, характера местности и грунта.

В этом отношении более совершенен так называемый аналитический метод,- сущность которого заключается в том, что первоначально грибовидное облако, возникающее после атомного взрыва и состоящее из продуктов деления заряда и радиоактивных частиц грунта, разбивают на несколько слоев.

Затем определяют участки местности, на которые из каждого слоя облака будут выпадать движущиеся под влиянием ветра и силы тяжести радиоактивные частицы. Очерченный вокруг участков выпадения частиц внешний контур и будет границей района радиоактивного заражения. Сумма же радиоактивностей на каждом из участков определит уровень заражения местности.

Поскольку частицы выпадают из радиоактивного облака не одновременно, то с помощью этого метода, обозначая границы районов заражения и уровни радиации, через определенные промежутки времени можно получить достаточно полный прогноз радиационной обстановки, по крайней мере, на несколько ближайших часов. Несмотря на внешнюю простоту, этот метод связан с большим объемом расчетов, выполнение которого возможно лишь с помощью электронно-вычислительной техники.

Оценка радиационной обстановки включает в себя решение следующих основных задач:

1. определение возможных доз облучения при действиях в зонах загрязнения;

2. определение возможных доз облучения при преодолении зон загрязнения;

3. определение допустимой продолжительности пребывания в зонах загрязнения при заданной дозе облучения;

4. определение допустимого времени начала входа в зону загрязнения по заданной дозе облучения;

5. определение допустимого времени начала преодоления зон загрязнения (начала выхода из зоны) по заданной дозе излучения;

6. определение необходимого количества смен для выполнения работ в зоне загрязнения;

7. определение возможных радиационных потерь в людях при действии в зоне загрязнения.

4.2. Методы определения продуктов ядерного взрыва в воде и продовольствии

При контроле за содержанием ПЯВ в воде и продовольствии должны применяться три метода количественного определения ПЯВ:

1-расчетный. 2-гамма-метод, 3-лабораторный.

4.2.1. Расчетный метод изложен в Инструкции, введенной в действие приказом заместителя Министра обороны. Он позволяет с необходимой для практических целей точностью определять содержание ПЯВ в воде и продовольствии.

Этот метод должен исполняться всеми звеньями медицинской службы для предварительной оценки зараженности РВ.

В тех случаях, когда использование других методов невозможно или не обеспечивает достаточной оперативности, расчетный метод может использоваться для окончательной оценки заражения ПЯВ воды и продовольствия (см. приложение № 1).

ПЯВ в растущих над землей овощах, фруктах, в зерне и других сыпучих продуктах, хранящихся в открытом виде, в воде открытых водоемов (непроточных), с точностью, необходимой для принятия решения о пригодности их на довольствие личному составу, можно определить при помощи таблиц.

ПЯВ в немытых (неочищенных) фруктах и растущих над землей овощах мКи/кг (при скорости среднего ветра во время формирования

радиоактивного следа 40-60 км/час)

Время после взрыва Мощность взрыва, Мт
0,1 0,5
2 ч. 2∙10-2 3∙10-2 1,2∙10-1 4∙10-1 6,5∙10-1
4 ч. 8,1∙10-3 1,2∙10-2 5∙10-2 1,8∙10-1 2,7∙10-1 4∙10-1
6 ч. 5∙10-3 7,6∙10-3 3∙10-2 2,1∙10-1 1,8∙10-1 2,5∙10-1
10 ч. 3,7∙10-3 4,1∙10-3 1,0∙10-2 2,1∙10-2 9∙10-2 1,7∙10-1
24 ч. 1∙10-3 1,5∙10-3 6∙10-3 1,3∙10-2 3∙10-2 5∙10-2
1,5 сут. 6,5∙10-4 9∙10-4 3,8∙10-3 1,1∙10-2 2,8∙10-2 3,1∙10-2
2 сут. 4,5∙10-4 6,5∙10-4 2,6∙10-3 8,5∙10-3 2,3∙10-2 2,3∙10-2
3 сут. 2,7∙10-4 4∙10-4 1,6∙10-3 5,5∙10-3 1,4∙10-2 1,4∙10-2
4 сут. 2∙10-4 2,8∙10-4 1,1∙10-3 4∙10-3 1∙10-2 9,1∙10-3
7 сут. 1∙10-4 1,5∙10-4 6∙10-4 2,1∙10-3 3∙10-3 5∙10-3
14 сут. 4,2∙10-5 6,5∙10-5 2,5∙10-4 8∙10-4 1,3∙10-3 22∙10-3

Примечание:

1. При скорости среднего ветра до 25 км/ч приведенные в таблице уровни заражения увеличиваются в 4 раза, при скорости выше 75 км/ч – уменьшаются в 2 раза.

2. ПЯВ в овощах и фруктах после очистки (мытья) снижается примерно в 100 раз.

Удельная активность зерна и других сыпучих продуктов, находившихся во время формирования радиоактивного следа открыто и подвергшихся после этого равномерному перемешиванию, мКи/кг.

Ср. толщина слоя зерна (см) Мощность дозы на местности, Р/ч
200,0
0,7 1,4 2,1 2,9 3,38 7,1 1,4 36,0
0,36 0,7 1,1 1,4 1,8 3,6 7,1 19,0
0,24 0,48 0,7 1,0 1,2 2,4 4,8 12,0
0,18 0,36 0,5 0,7 0,9 1,8 3,6 9,0
0,14 0,26 0,4 0,57 0,7 1,4 2,9 7,0
0,12 0,24 0,36 0,48 0,6 1,2 2,4 6,0
0,1 0,2 0,3 0,4 0,51 1,0 2,0 5,0
0,09 0,18 0,27 0,36 0,45 0,9 1,8 4,5
0,08 0,16 0,24 0,31 0,4 0,8 1,6 4,0
0,07 0,14 0,2 0,29 0,36 0,7 1,4 3,6

Примечание:

1. Удельная активность хлеба в 10 раз ниже удельной активности зерна, из которого он приготовлен.

2. Если сыпучий продукт не перемешали, то 95% попавших в него ПЯВ задерживается в поверхностном слое толщиной 3 см.

Удельная активность воды открытых непроточных водоемов при ядерном взрыве на силикатных грунтах, мКи/л.

Ср-яя. глубина водоема, м Мощность дозы на местности, Р/ч
0,5 0,004 0,008 0,012 0,016 0,02 0,04 0,08 0,2 0,4 0,8
0,002 0,004 0,006 0,008 0,01 0,02 0,04 0,1 0,2 0,4
0,001 0,002 0,003 0,004 0,005 0,01 0,02 0,05 0,1 0,2 0,5
0,0007 0,0014 0,002 0,0027 0,0035 0,007 0,014 0,033 0,07 0,14 0,35 0,7 1,4
0,0005 0,001 0,0015 0,002 0,0025 0,005 0,01 0,025 0,05 0,1 0,15 0,5
0,0004 0,0008 0,0012 0,0016 0,002 0,004 0,008 0,02 0,04 0,08 0,2 0,4 0,8
0,0002 0,0004 0,0006 0,0008 0,0010 0,002 0,004 0,01 0,02 0,04 0,1 0,2 0,4
0,00014 0,00003 0,0004 0,0005 0,0008 0,0014 0,003 0,007 0,014 0,03 0,07 0,14 0,3
0,0001 0,00002 0,0003 0,0004 0,0005 0,001 0,002 0,005 0,01 0,02 0,05 0,1 0,2
0,00005 0,00001 0,00015 0,0002 0,00025 0,0005 0,001 0,0033 0,005 0,01 0,015 0,05 0,1

Примечание:

1. При взрыве на карбонатных грунтах при тех же условиях и самом высоком реально возможном содержании карбонатов удельная активность воды может увеличиться в 50 раз.

2. ПЯВ в воде рек при одинаковых условиях заражения будет ниже, чем в воде открытых непроточных водоемов.

4.2.2. Гамма-метод является простым и в тоже время достаточно точным инструментальным методом определения содержание ПЯВ.

Его сущность заключается в том, что о степени радиоактивного заражения судят по мощности дозы гамма-излучения, измеренной с помощью прибора типа ИМД-1Р (ДП-5В) на расстоянии 1-15 см от поверхности пробы воды или продовольствия объемом 1000 см3.

Пробы жидких или сыпучих объектов должны быть помещены в отдельную тару. Измерение зараженности других видов продовольствия проводится частями. Данные о РЗ выраженные в мР/ч, можно перевести в значения удельной активности, выраженные в мКи/л.

В дальнейшем с помощью графиков зависимости последствий от количества пострадавших ПЯВ в организм человека. Определяются эти последствия и выдаются соответствующие рекомендации командованию (см. приложение).

Гамма-метод при наличии соответствующих условий должны использовать на войсковых этапах медицинской эвакуации.

Для медицинской службы части, соединения этот метод является основным при окончательной оценки содержания ПЯВ в воде и продовольствии. На радиационно зараженной местности достоверны результаты измерений по этому методу можно получить только при условии, что внешний гамма-фон не превышает или превышает не более, чем в 3 раза мощность дозы гамма-излучения от исследуемых проб.

На сформированном радиоактивном следе, особенно в зонах В и Г в первые дни после взрыва создать такие условия будет трудно, а в отдельных случаях невозможно даже при использовании подвалов, убежищ, др. укрытий.

4.2.3. Лабораторный метод предполагает использование измерителя мощности дозы ИМД-12 или радиометрической лаборатории в укладках (РЛУ). Метод изложен в инструкции по их эксплуатации ИМД-12 и РЛУ. Он будет применяться в работе санитарно-эпидемиологических учреждений.

С помощью этого метода можно получить наиболее точные данные о количестве ПЯВ в воде и продовольствии, а также определять их «возраст». В первые дни после взрыва использование ИМД-12 (РЛУ) будет затруднено из-за наличия высокого гамма – фона.

При применении лабораторного метода следует иметь ввиду, что на отбор проб, транспортировку их в лабораторию, проведение анализа, подготовку и доставку заключений в часть необходимо 2-3 дня, что при современных темпах ведения боевых действий не будет обеспечивать своевременную выдачу заключений.

Поэтому лабораторный метод целесообразно использовать в основном при исследовании крупных партий продовольствия на армейских и фронтовых складах и пунктах водоснабжения организованных на открытых водоисточниках. Лабораторный метод следует использовать также для выборочной проверки точности результатов, полученных расчетным или гамма – методом.

Оценка возможных последствий поступления ПЯВ в организм проводится в соответствии с требованиями.

При подготовке заключений о пригодности к употреблению воды и продовольствия следует иметь в виду то, что принятые безопасные для здоровья взрослого человека величины в 15 – 16 раз ниже средних значений вызывающих легкую степень острого лучевого поражения. (эти величины не приводят к снижению боеспособности личного состава и не отягощают сопутствующие поражения, вызываемые другими поражающими факторами ядерного взрыва).

В реальных условиях при применении ЯО – заражение воды и продовольствия ПЯВ в количествах, соответствующих безопасным величинам будет встречаться сравнительно редко.

Так, при наземных ядерных взрывах, на силикатных грунтах, которые характерны для большинства континентальных территорий, уровни заражения воды и открытых водоемов в зонах А, Б в значительной части зоны В, как правило, не будут превышать безопасные величины, что объясняется низкой растворяемостью в воде (около 2%), образующихся при таких взрывах ПЯВ. На участках с более высоким заражением (зона В и Г) концентрация ПЯВ будет превышать безопасные величины лишь в первые сутки после взрыва. В дальнейшем вследствие распада РВ концентрация их будет уменьшаться. Так на границе зоны В, Г где уровень радиации через один час равен 800 р/ч удельная радиоактивность воды в открытых водоемах со средней глубиной 1 м составляет около 2 мКи/л спустя двое суток уровень радиации на местности и заражение воды уменьшается в 100 раз и составит соответственно: 8 р/ч и 0,02 мКи/л. В водоемах, оказавшихся на участках следа, где уровень радиации через 1 час после взрыва достигает нескольких тысяч р/ч, будут высокие концентрации ПЯВ в воде, и сохраняются более значительное время, однако площадь таких участков составляет не более 3% от общей площади радиоактивного следа.

Вода и продовольствие, которые защищены от попадания пыли не будут подвергаться радиоактивному заражению.

Сравнительно высокие уровни заражения воды наблюдаются в открытых водоемах находящихся на следе радиоактивного облака, образовавшегося в результате ядерного взрыва, на грунте с высоким содержанием карбоната или на водной преграде, это обусловлено тем, что растворимость ПЯВ в этих случаях в 50 раз выше, чем образовавшемся в результате ядерных взрывов на силикатных грунтах

При принятии решения об использовании воды и продовольствия, зараженных ПЯВ необходимо руководствоваться следующими положениями:

1. Без исследования на содержание ПЯВ можно употреблять:

– воду подземных источников;

– воду находяшуюся в закрытых емкостях;

– продовольствие находящееся в неповрежденной таре, в том числе в вещевых мешках, в деревянных, картонных, бумажных упаковках;

– воду открытых водоемов в зимний период;

– воду открытых водоемов при взрывах на силикатных грунтах через одни сутки после взрыва в зоне А, через 2 суток – в зоне Б, через 3 – в зоне В.

2. Разрешается без ограничения использовать продовольствие и воду, имеющее заражение ПЯВ:

– до 0,02 мКи/кг;

– 1,4 мр/ч от котелка с водой, с жидкими, сыпучими пищевыми продуктами или пищей в сваренном виде, а также от буханки хлеба или от 1 кг сырой рыбы;

– 0,8 мр/ч от котелка с макаронными изделиями или сухофруктами;

– 20 мр/ч от туши (полутуши) сырого мяса.

3. Употреблять продукты питания и воду с радиоактивным заражением выше указанных в пункте 2 величин, разрешается при условии, что общее количество ПЯВ, поступающих внутрь с водой и пищей за одни сутки не будет превышать безопасных величин. При этом, суточное поступление ПЯВ в организм определяется как сумма произведений удельных активностей зараженных компонентов рациона на их массы.

4. В исключительных случаях допускается превышение этих величин, но не более чем в 15 раз.

5. В первую очередь использовать воду и продовольствие с меньшей степенью радиоактивного заражения.



Источник: https://infopedia.su/4x2ed0.html

Глава 1: Оценка радиационной обстановки на объекте

3.1. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Глава 1: Оценка радиационной обстановки на объекте                    3-5

1.1. Методы оценки радиационной обстановки                             5-11

Глава 2: Особенности управления объектом экономики при      радиоактивном заражении (загрязнении) местности                           11

2.1. Определение работоспособности предприятия в условиях возможного

радиоактивного заражения                                                                    12-14
2.2. Управление объектом экономики при радиационном загрязнении 14-16

Заключение                                                                                                17

Литература                                                                                                 18

Введение:

Радиация играет огромную роль в развитии цивилизации на данном историческом этапе. Благодаря явлению радиоактивности был совершен существенный прорыв в области медицины и в различных отраслях промышленности, включая энергетику.

Но одновременно с этим стали всё отчётливее проявляться негативные стороны свойств радиоактивных элементов: выяснилось, что воздействие радиационного излучения на организм может иметь трагические последствия. Подобный факт не мог пройти мимо внимания общественности.

И чем больше становилось известно о действии радиации на человеческий организм и окружающую среду, тем противоречивее становились мнения о том, насколько большую роль должна играть радиация в различных сферах человеческой деятельности. Проблема радиационного загрязнения стала одной из наиболее актуальных.

Радиоактивность следует рассматривать как неотъемлемую часть нашей жизни, но без знания закономерностей процессов, связанных с радиационным излучением, невозможно реально оценить ситуацию.

Осталось указать несколько искусственных источников радиационного загрязнения, с которыми каждый из нас сталкивается повседневно.

Это, прежде всего, строительные материалы, отличающиеся повышенной радиоактивностью. Среди таких материалов – некоторые разновидности гранитов, пемзы и бетона, при производстве которого использовались глинозем, фосфогипс и кальциево-силикатный шлак.

Известны случаи, когда стройматериалы производились из отходов ядерной энергетики, что противоречит всем нормам. К излучению, исходящему от самой постройки, добавляется естественное излучение земного происхождения. Существует огромное количество общеупотребительных предметов, являющихся источником облучения.

Это, прежде всего, часы со светящимся циферблатом, при производстве детекторов дыма принцип их действия часто основан на использовании альфа-излучения. При изготовлении особо тонких оптических линз применяется торий, а для придания искусственного блеска зубам используют уран. Очень незначительны дозы облучения от цветных телевизоров и рентгеновских аппаратов для проверки багажа пассажиров в аэропортах.

В комплексе мероприятий защиты населения и объектов экономики от последствий ЧС основное место занимает оценка радиационной, инженерной, химической и пожаро-взрывоопасной обстановок.

Оценка радиационной обстановкив общем плане включает определение:

– масштаба и характера ЧС.

– мер необходимых для зашиты населения.

– целесообразных действий сил РСЧС при ликвидации ЧС.

– оптимального режима работы объекта экономики в условиях ЧС.

В данной работе мы остановимся только на оценке радиационной обстановки. Необходимость этой оценки вытекает из опасности поражения людей радио­активными веществами, что требует быстрого вмещательства, учитывая ее влияние на организа­цию спасательных и неотложных ава­рийно-восстановительных работ, а так­же на производственную деятельность объекта народного хозяйства в услови­ях заражения.

Масштабы и степень радиоактивного заражения местности (РЗМ) зависят от количества ядерных ударов, их мощности, вида взрывов (от типа ядерного реактора атомных электростанций), времени, прошедшего с момента ядерного взрыва (аварии), расстояния и метеоусловий.

Глава 1: Оценка радиационной обстановки на объекте

Радиационная обстановка склады­вается на территории административ­ного района, населенного пункта или объекта в результате радиоактивного заражения местности и всех располо­женных на ней предметов и требует принятия определенных мер защиты, исключающих или способствующих уменьшению радиационных потерь среди населения.

Под оценкой радиационной обстановкипонимается решение основных задач по различным вариан­там действий формирований, а также производственной деятельности объек­та в условиях радиоактивного зараже­ния, анализу полученных результатов и выбору наиболее целесообразных ва­риантов действий, при которых исклю­чаются радиационные потери. Оценка радиационной обстановки производит­ся по результатам прогнозирования по­следствий применения ядерного ору­жия и по данным радиационной раз­ведки.

Оценка радиационной обстановки проводится как методом прогнозирования, так и по данным разведки (показаниям дозиметрических приборов).

Выявление прогнозируемой радиационной обстановки заключается в предварительном (до начала РЗМ) определении размеров зон заражения и отображении наиболее вероятного положения этих зон на карте. При оповещении населения об угрозе радиоактивного заражения необходимо учитывать возможные отклонения следа от его положения, нанесенного на карту (план местности).

Исходными данными для выявления прогнозируемой радиационной обстановки являются координаты центров взрывов (аварий), мощность, вид и время взрыва (аварии), направление и скорость среднего ветра (метеоусловия).

Нанесение прогнозируемых зон заражения (рис. 1, 2) начинают с того, что на карте обозначают эпицентр взрыва (аварии), вокруг него проводят окружность. Около окружности делают поясняющую надпись.

Для ядерного взрыва; в числителе – мощность (тыс. т.) и вид взрыва (Н – наземный, В – воздушный, П – подземный, ВП – взрыв на водной преграде). В знаменателе – время и дата взрыва (часы, минуты и число, месяц).

Для аварии на АЭС: в числителе – тип аварийного ядерного реактора и его возможность, в знаменателе – время и дата аварии.

От центра взрыва (аварии) по направлению среднего ветра проводят ось прогнозируемых зон заражения, определяют по таблицам длину и максимальную ширину каждой зоны заражения, отмечают их точками на карте. Через эти точки проводят эллипсы.

Для ядерного взрыва: окружность, поясняющую надпись, ось зон заражения и внешнюю границу зоны А наносят на карту (план) синим цветом, внешнюю границу зоны Б – зеленым, зоны В – коричневым, зоны Г -черным цветом.

Для аварии на АЭС: окружность и поясняющая надпись наносятся черным цветом, ось следа и внешняя граница зоны А – синим цветом, внешнюю границу зоны М ~ красным, Б – зеленым, В – коричневым, зоны Г – черным цветом.

Зоны заражения характеризуются как дозами облучения за определенное время, так и мощностями доз через определенное время после взрыва (аварии)

Так как прогноз РЗМ носит ориентировочный характер, то его обяза­тельно уточняют радиационной разведкой.

Выявление радиационной обстановки по данным радиационной разведки включает сбор и обработку информации о мощностях доз облучения (уровнях радиации) на местности, а также населения зон заражения на карту.

Оценка радиационной обстановки как по данным прогноза, так и радиационной разведки, включает решение основных задач, определяющих влияние РЗМ на жизнедеятельность населения и формирований ГО.

1.1. Методы оценки радиационной обстановки

Выявление радиационной обстановки предполагает определение ее характеристик и нанесение на карту местности зон радиоактивного заражения или на план объекта (карту) отдельных точек с мощностями доз (уровнями радиации) на определенное время после взрыва (аварии).

Оценка радиационной обстановки предполагает определение ожидаемых доз облучения, их анализ с точки зрения воздействия на организм человека и выбор наиболее целесообразных вариантов защиты, при которых исключаются или снижаются радиационные поражения людей.

Поскольку процесс формирования радиоактивных следов длится несколь­ко часов, предварительно производят оценку радиационной обстановки по результатам прогнозирования радио­активного заражения местности. Прог­ностические данные позволяют забла­говременно, т. е.

до подхода радиоактивного облака к объекту, провести мероприятия по защите населения, ра­бочих, служащих и личного состава формирований, подготовке предприя­тия к переводу на режим работы в ус­ловиях радиоактивного заражения, подготовке противорадиационных ук­рытий и средств индивидуальной защи­ты.

Для объекта народного хозяйства, размеры территории которого незначи­тельные по сравнению с зонами радио­активного заражения местности, воз­можны только два варианта прогноза: персонал объекта подвергается или не подвергается облучению. Поэтому для случая радиоактивного заражения тер­ритории объекта берут самый неблаго­приятный вариант, когда ось следа ра­диоактивного облака ядерного взрыва проходит через середину территории предприятия.

Исходные данныедля про­гнозирования уровней радиоактив­ного заражения: время осуществления ядерного взрыва, его координаты, вид и мощность взрыва, направление и ско­рость среднего ветра. По результатам такого прогноза нель­зя заранее, т. е. до выпадения радио­активных веществ на местности, опре­делить с необходимой точностью уро­вень радиации на том или ином участ­ке территории объекта.

Только достоверные данные о ради­оактивном заражении, полученные органами разведки с помощью дозимет­рических приборов, позволяют объ­ективно оценить радиационную обстановку.

На объекте раз­ведка ведется постами радиационного и химического наблюдения, звеньями и группами радиационной и химической разведки.

Они устанавливают начало радиоактивного заражения, измеряют уровни радиации и иногда (например, посты радиационного и химического наблюдения) определяют (засекают) время наземного ядерного взрыва.

Степень опасности и возможное вли­яние последствий радиоактивного за­ражения оцениваются путем расчета экспозиционных доз излучения, с уче­том которых определяются: возможные радиационные потери; допустимая про­должительность пребывания людей на зараженной местности; время начала и продолжительность проведения спа­сательных и неотложных аварийно-вос­становительных работ на зараженной местности; допустимое время начала преодоления зон (участков) радиоак­тивного заражения; режимы защиты рабочих, служащих и производствен­ной деятельности объектов и т. д.

Основные исходные данные для оценки радиацион­ной обстановки: время ядерного взрыва, от которого произошло радио­активное заражение, уровни радиации и время их измерения; значения коэф­фициентов ослабления радиации и до­пустимые дозы излучения; поставлен­ная задача и срок ее выполнения. При выполнении расчетов, связанных с вы­явлением и оценкой радиационной обстановки, используют аналитические, графические и табличные зависимости, а также дозиметрические и расчетные линейки.

Зная уровень радиации и время, прошедшее после взрыва, можно рас­считать уровень радиации на любое заданное время проведения работ в зо­не радиоактивного заражения, в част­ности для удобства нанесения 'обста­новки на схему (план) можно привести измеренные уровни радиации в раз­личных точках зараженной местности к одному времени после взрыва.

Приведение уровней радиации к одному времени после ядерного взры­ва. При решении задач по оценке ра­диационной обстановки обычно приво­дят уровни радиации на 1 ч после взры­ва. При этом могут встретиться два варианта: когда время взрыва извест­но и когда оно неизвестно.

Когда время взрыва известно, уро­вень радиации определяют по формуле (12), где tо=1 ч .Значения коэффици­ентов Kt для пересчета уровней радиа­ции на различное время t после взрыва i приведены в табл. 1:

Табл.1

t, ч Kt t, ч Kt t, ч Kt
0,5 1 2 3 4 5 6 7 8 2,3 1 0,435 0,267 0,189 0,145 0,116 0,097 0,082 9 10 11 12 13 14 15 16 17 0,072 0,063 0,056 0,051 0.046 0,042 0,039 0,036 0,033 18 20 22 24 26 28 32 36 48 0,031 0,027 0,024 0,022 0,020 0,018 0,015 0,013 0,01

При решении задач по оценке радиационной обстановки обычно приво-

дят уровни радиации на 1 час после взрыва. При этом могут встретиться

два варианта: когда время взрыва известно и когда оно неизвестно.

Для расчетов возможных экспозиционных доз излучения при действиях

на местности, зараженной радиоактивными веществами, нужны сведения об

уровнях радиации, продолжительности нахождения людей на зараженной

местности и степени защищенности. Степень защищенности характеризуется

коэффициентом ослабления экспозиционной дозы радиации Косл, значения

которого для зданий и транспортных средств приведены в таблице.

——————————————-T——————-

Наименование укрытий и транспортных ¦ Косл

средств или условия действия населения ¦

——————————————-+——————-

Открытое расположение на местности ¦ 1

¦

ТРАНСПОРТНЫЕ СРЕДСТВА ¦

Автомобили и автобусы ¦ 2

Железнодорожные платформы ¦ 1.5

Крытые вагоны ¦ 2

Пассажирские вагоны, локомотивы ¦ 3

¦

ПРОМЫШЛЕННЫЕ И АДМИНИСТРАТИВНЫЕ ЗДАНИЯ ¦

Производственные одноэтажные здания (цеха)¦ 7

Производственные и административные ¦

трехэтажные здания ¦ 6

¦

ЖИЛЫЕ КАМЕННЫЕ ДОМА ¦

Одноэтажные ¦ 10

Подвал ¦ 40

Двухэтажные ¦ 15

Подвал ¦ 100

Трехэтажные ¦ 20

Подвал ¦ 400

Пятиэтажные ¦ 27

Подвал ¦ 400

¦

ЖИЛЫЕ ДЕРЕВЯННЫЕ ДОМА ¦

Одноэтажные ¦ 2

Подвал ¦ 7

Двухэтажные ¦ 8

Подвал ¦ 12

¦

В СРЕДНЕМ ДЛЯ НАСЕЛЕНИЯ ¦

Городского ¦ 8

Сельского ¦ 4

Теперь разберем конкретные примеры решения задач на данную методику.

Пример. В 11 ч 20 мин уровень ра­диации на территории объекта состав­лял 5,3 Р/ч. Определить уровень ради­ации на 1 ч после взрыва, если ядер­ный удар нанесен в 8 ч 20 мин.

Решение 1. Определяем разность между временем замера уровня радиа­ции и временем ядерного взрыва. Оно равно 3 ч.

2. По табл. 1 коэффициент для пересчета уровней радиации через 3 ч после взрыва Кз= 0,267.

3. Определяем по формуле Pt=PoKt уровень радиации на 1 ч после ядерного взрыва Р1=Рз/Кз=5.З/0.267=19.8 Р/ч, так как Kt на 1 ч после взрыва К1==1, на З ч – Кз=0,267.

Не установленное разведкой время взрыва можно определить по скорости спада уровня радиации. Для этого в какой-либо точке на территории объекта измеряют дважды уровень ра­диации. По результатам двух измере­ний уровней радиации через опреде­ленный интервал времени, используя зависимость Pt=PoKt, можно рассчитать время, прошедшее после взрыва.

Пример. На территории объекта уровень радиации через 1 ч после взры­ва P1==135 Р/ч.

Определить время на­чала проведения спасательных и неот­ложных аварийно-восстановительных работ (СНАВР), количество смен и продолжительность работы каждой смены, если известно, что первая смена должна работать не менее Т=2 ч, а на проведение всех работ потребуется 12 ч. Экспозиционная доза излучения на первые сутки установлена Дзад = 50 Р.

Решение. 1. Вычисляем среднее значение уровня радиации на время проведения работ; оно равно Рср= ==Дзад/Г==50/2==25 Р/ч.

2. Определяем Kcp х Pcp-Ki/Pi =25.1/135=0,187.

3. По табл. 1 находим tcp==4: ч.

4. Время начала работ Тн==Тср – Т/2 =3ч.

5. Уровни радиации на начало (/н==3 ч) и окончание (к==15 ч) про­ведения СНАВР равны Рз= 135-0,267=36 Р/ч; Pi5=135.0,039 =5,3 Р/ч.

6. Суммарную экспозиционную дозу излучения находим D = 5х36х3 – 5х5,3х15 = 142,5 Р.

7. При заданной экспозиционной дозе излучения 50 Р потребуется 3 сме­ны. •

Первая смена проводит работы в течение 2ч (с 3 до 5 ч после взрыва).

Вторая смена начинает работы че­рез 5 ч после взрыва при уровне ради­ации P5= 135х0,145 19,6 Р/ч. Для времени начала работы 5 ч и отношения Dзад/P5 =50/19,6 = 2,5 находим продолжительность ра­боты второй смены 7=3 ч 28 мин.

Третья смена начинает работу через 8 ч 30 мин при уровне радиации P8,5= 10,3 Р/ч, и оканчивает через 15 ч после взрыва при уровне радиации P15 ==5,3 Р/ч. За это время личный состав смены получит экспози­ционную дозу излучения D = 5 х 10,З х 8,5 – 5х5,3х15=40Р.

Не нашли то, что искали? Воспользуйтесь поиском:

Источник: https://studopedia.ru/21_17897_glava--otsenka-radiatsionnoy-obstanovki-na-ob-ekte.html

Book for ucheba
Добавить комментарий