Лабораторная работа №2 по курсу «Безопасность жизнедеятельности»«Оценка радиационной обстановки»

Московский государственный институт электроники и математики

(технический университет)

Кафедра «Экология и право»

Лабораторная работа №2

по курсу «Безопасность жизнедеятельности»

«Оценка радиационной обстановки»

Вариант-1

выполнили:

студенты группы С-95

проверил:

Доцент

2008

Теоретическая часть

Интенсивное развитие атомной энергетики и химической промышленности в Российской Федерации, а также аварийность в этих отраслях привели к существенному повышению уровня радиационных загрязнений окружающей природной среды и соответствующих вредных воздействий на население.

Под радиационной обстановкой понимаются масштабы и степень радиоактивного загрязнения (заражения) окружающей природной среды, оказывающее влияние на жизнедеятельность населения и работу объектов народного хозяйства.

Радиационная обстановка может создаваться при применении ядерного оружия, а также авариях (разрушениях) атомных электростанций, предприятий отрасли вследствие заражения радиоактивными веществами воздуха, местности и расположенных на ней сооружений, техники и имущества.

Радиационная обстановка может быть выявлена и оценена методом прогнозирования или по данным радиационной разведки.

Радиационная разведка проводится после завершения выпадений радиоактивных веществ, т. е. через несколько часов. Поэтому оценка радиационной обстановки производится предварительно по результатам прогнозирования радиоактивного заражения с использованием расчетов, монограмм, таблиц, известных зависимостей, данных о параметрах источника радиоактивного заражения.

Под оценкой радиационной обстановки понимают определение на основе анализа данных радиационной обстановки, возможности производственной деятельности объектов народного хозяйства, действий ГО и населения в условиях радиоактивного заражения.

На практике оценка радиационной обстановки сводится к решению задач по определению возможных доз облучения, допустимой продолжительности пребывания людей на зараженной местности, возможного времени начала ведения спасательных работ, режимов защиты рабочих, служащих, производственной деятельности объектов и т. д.

Исходными данными для оценки радиационной обстановки по данным разведки являются:

§  время взрыва;

§  уровни радиации и время их измерения;

§  коэффициенты ослабления зданий и защитных сооружений;

§  допустимые (установленные) дозы облучения;

§  поставленная задача и срок ее выполнения.

Практическая часть

Задача №1

Через 5 часов после выпадения РВ из облака, образованного ядерным взрывом уровень радиации на предприятии Р(2)=38 рад/час.

Производственные здания имеют Косл=10

Защитные сооружения (ПРУ) имеют Косл=150

Определить:

§  Режим работы предприятия;

§  Режим радиационной защиты рабочих и служащих;

§  Необходимость работы посменно;

§  Количество смен;

§  Время начала работы;

§  Продолжительность смен;

§  Дозы, полученные каждой сменой при восьми часовом объеме работ, при Ддоп=15.

Решение:

Уровень радиации на 1 час после взрыва

Приведение уровней радиации к одному времени после взрыва необходимо для сравнения интенсивности излучения различных точках на местности, а также для определения зон заражения и нанесения их на схему (план, карту). Целесообразно измеренные уровни радиации приводить на 1 ч после взрыва, т. к. облегчается контроль за спадом уровней радиации.

где - уровень радиации на 1 ч после взрыва;

- уровень радиации в момент времени t, отсчитанный с момента взрыва;

- коэффициент спада уровня радиации по времени.

Режим работы предприятия и радиационная защита рабочих

Режим работы предприятия: 6-А-1 (так как P1=87,36 )

Время соблюдения режима: 5 часов.

Дополнительное время пребывание на открытой местности Тотк и в производственных зданиях Тзд

Работа на местности, зараженной радиоактивными веществами, возможна при условии получения дозы ниже допустимого значения. Для определения допустимой продолжительности пребывания на зараженной территории (Тотк и Тзд) производится при заданных значениях , и Ддоп.

Для определения дополнительного времени пребывания по таблице программы необходимо выбрать дискретизацию по времени начала облучения относительно момента взрыва-12 часов

Тотк=0,17 ч.

Тзд=1,72 ч.

Суммарная доза, полученная за время работы в течение 1 суток с момента аварии

где ,-коэффициент для времени начала работы

,-коэффициент для времени конца работы

Vраб=8 – восьмичасовая смена

и определим по таблице программы, где t1=19 ч, так как время соблюдения режима защиты рабочих составляет 5 часов, а t2=24 ч, так как рабочая смена составляет 8 часов

Рнач=87.356*0.145= 12.667

Ркон=87.356*0.22=10.133

Необходимость в посменной работе

Потребное количество смен n определяется путем деления суммарной дозы облучения Д, которая может быть получена за все время работы, на установленную (допустимую) для каждой смены дозу облучения Ддоп.

2 смены. Значит нужно рассчитать для каждой из смен:

время начала смены tнач.

время конца смены tкон. (относительно момента аварии)

продолжительность смены t см.

доз, полученную рабочими этой смены Д[i]

Для скорейшего выполнения работ, смены должны работать непрерывно, т. е. t кон предидущей смены д. б.=tнач последующей. Для расчёта полученной дозы используется формула:

т. к. Рt=Р1*Кt

Смена – 1

Tнач=5.00

t. = 13.00

продолжительность=8.00

Доза = 6.67

Смена – 2

Tнач=13.00

t. = 22.00

продолжительность=9.00

Доза = 2.77

Поскольку за 2 смены заданный объём работ не выполнен, возникает необходимость в увеличении числа смен.

Смена – 3

Tнач=22.00

t. = 24.00

продолжительность=2.00

Доза = 0.41

Задача №2

В результате аварии на АЭС после выпадения РВ на предприятии через 2 часов уровень радиации составил 5 рад/ч. Для проведения работ по дезактивации требуется 5 часов. Допустимая доза облучения дезактиваторов равно 4.

Определить:

§  Допустимое время пребывания на открытой местности;

§  Дозу облучения, полученную дезактиваторами за время работы, если они начнут работать через 2 часа после выпадения РВ;

§  Необходимость работы посменно;

§  Количество смен;

§  Время начала работы;

§  Продолжительность смен;

§  Дозы, полученные каждой сменой.

Решение:

Уровень радиации на 1 час после взрыва

где =5- уровень радиации в момент времени t, отсчитанный с момента взрыва;

=0,76- коэффициент спада уровня радиации по времени.

Коэффициент А для определения допустимого времени пребывания на открытой местности:

Косл=1, так как работы на открытой местности, то есть не применяются защитные сооружения.

Допустимое время пребывания на открытой местности:

Тдоп=2.3 определяется по таблице программы, на основе коэффициента А.

Суммарная доза, полученная дезактиваторами за время выполнения всего объема работ

где ,-коэффициент для времени начала работы

,-коэффициент для времени конца работы

=5 – время проведения работ по дезактивации

Рнач=6.579*0.760=5

Ркон=6.579*0.465=3.059

Необходимость в посменной работе

Потребное количество смен n определяется путем деления суммарной дозы облучения Д, которая может быть получена за все время работы, на установленную (допустимую) для каждой смены дозу облучения Ддоп.

Необходимо 5 смен.

Расчет для каждой из смены: время начала смены , время конца смены , продолжительность смены, дозу полученную для каждой из смен

Смена – 1

tнач=2.00

t. = 2.75

продолжительность = 0.75

Доза = 3.53

Смена – 2

tнач=2.75

t. = 3.5

продолжительность = 0.75

Доза = 3.16

Смена – 3

tнач=3.50

t. = 4.50

продолжительность = 1.00

Доза = 3.80

Смена – 4

tнач=4.5

t. = 5.50

продолжительность = 1.00

Доза = 3.46

Смена – 5

tнач=5.50

t. = 6.75

продолжительность =1.25

Доза = 4.02

Задача №3

Определить дозу облучения населения, проживающего в домах с Косл=10 на загрязненной местности с первоначальным уровнем загрязнения 5 КИ/км*км за период от 2 до 4 лет после аварии и возможность проживать в этом районе.

Число гамма-квантов на один распад n=1. Энергия гамма-квантов Е=0,5МЭВ. Период полураспада преобладающего изотопа цезия Т=1/2=30 лет

Определить:

Возможность проживания населения при Днормируемом=0,1 бэр/год

Решение:

где P0 - первоначальный (исходный) уровень радиации, соответствующий первоначальной поверхностной активности (уровню загрязнения) радионуклида;

Т-период полураспада радионуклида;

t-время, отсчитываемое от исходной активности (t1,t2-годы проживания);

Косл - коэффициент ослабления загрязнения.

,

где m- линейный коэффициент, зависящий от Е;

Е-энергия гамма-квантов;

N0-первоначальный уровень загрязнения радионуклидами

n-число гамма-квантов на один распад

Р0=0.2*0.000111*0.5*1*24ч/сут*365сут/год=0.486180

Дполученное=0,090563 рад

Днормируемое=0,1 рад

Проживание возможно, так как Днормируемое < Дполученное

Контрольные вопросы

1. Что понимается под радиационной обстановкой и из чего она складывается?

Под радиационной обстановкой понимаются масштабы и степень радиоактивного загрязнения (заражения) окружающей природной среды, оказывающее влияние на жизнедеятельность населения и работу объектов народного хозяйства. Радиационная обстановка может создаваться при применении ядерного оружия, а также авариях (разрушениях) атомных электростанций, предприятий отрасли вследствие заражения радиоактивными веществами воздуха, местности и расположенных на ней сооружений, техники и имущества.

2.Дать характеристику радиационной обстановки, сложившейся в результате ядерного взрыва.

Исходными данными для прогнозирования радиационной обстановки при испытании ядерного оружия являются:

Время, координаты, вид и мощность ядерного взрыва;

Направление и скорость среднего ветра.

При этом, с вероятностью 0,9, считается, что заражение возможно на территории, ограниченной центральным углом 400 с вершиной в эпицентре взрыва. Фактическая площадь заражения в пределах указанного района составит примерно 30% площади данного сектора.

Для ядерного взрыва в секторе выделяют 4 зоны возможного заражения А, Б,В и Г. На внешней границе возможного умеренного заражения (А) доза радиации до полного распада радиоактивных веществ составляет 40Р, а уровень радиации через 1ч после взрыва 8Р/ч. На внешних границах зон возможного сильного (Б), опасного (В), и чрезвычайно опасного (Г) заражения дозы радиации до полного распада радиоактивных веществ соответственно равны 400, 1200 и 4000 Р, а уровни радиации через 1 ч после аварии -80, 240 и 800 Р/ч.

Приближенно удаление внешних границ зон от эпицентра взрыва по оси следа радиоактивного облака может быть определено по формуле:

где R- удаление внешней границы зоны от эпицентра, км;

q-мощность взрыва, кт;

V-скорость среднего ветра, км/ч;

-уровень радиации на границе зоны через 1ч после взрыва, Р/ч.

Прогнозирование позволяет в короткие сроки определить ожидаемые масштабы и степень радиоактивного заражения. Фактическая радиационная обстановка может быть выявлена только по данным радиационной разведки.

3.Каковы особенности радиоактивного заражения местности в случае аварий (разрушений) АЭС?

Наиболее опасным по масштабам последствий являются авария АЭС с выбросом в атмосферу радиоактивных веществ, в результате чего имеет место длительное загрязнение местности на огромных площадях.

Методика расчета радиоактивной обстановки при авариях АЭС является сложной, многофакторной задачей, ибо последняя зависит как от особенностей выброса АЭС (высота, дисперсность), так и климатических условий (скорость ветра, влажность атмосферы). Первая особенность методики расчета связана с оценкой зон радиоактивного заражения. Известно, что возможная зона радиоактивного заражения имеет вид сектора, боковые границы которого отклоняются от направления среднего ветра на . Однако выброс радионуклидов за пределы аварийного блока ЧАЭС представлял собой растянутый во времени процесс, в течение которого направление ветра изменилось на 360°, что привело к распределению уровней радиации на следе.

Формирование радиоактивных выпадений в ближайшей зоне закончилось в первые 4-5 суток.

Таким образом, если след от ядерного облака при ядерном взрыве обычно вытянут по направлению среднего ветра в виде эллипса, то в случае аварии ЧАЭС конфигурация зоны радиоактивного загрязнения имеет веерный, очаговый характер и целиком определяется метеоусловиями в течение всего времени выброса.

При ядерном взрыве показатель степени, характеризующий величину спада радиации во времени и зависящий от изотопного состава радионуклидов, равно 1,2.

Величина спада радиации при авариях АЭС, где другой изотопный состав радионуклидов, чем при ядерном взрыве, должна в каждом конкретном случае определяться по данным разведки.

Таким образом, при оценке радиационной обстановки при аварии АЭС можно ориентировочно принять, что

При таком законе спада уровня радиации за 7-кратный промежуток времени уменьшаются примерно в 2 раза, а не в 10 раз, как при ядерном взрыве.

4.Что понимается под оценкой радиационной обстановки и к чему она сводится на практике?

Под оценкой радиационной обстановки понимают определение на основе анализа данных радиационной обстановки, возможности производственной деятельности объектов народного хозяйства, действий ГО и населения в условиях радиоактивного заражения.

На практике оценка радиационной обстановки сводится к решению задач по определению возможных доз облучения, допустимой продолжительности пребывания людей на зараженной местности, возможного времени начала ведения спасательных работ, режимов защиты рабочих, служащих, производственной деятельности объектов и т. д.

Исходными данными для оценки радиационной обстановки по данным разведки являются:

§  время взрыва;

§  уровни радиации и время их измерения;

§  коэффициенты ослабления зданий и защитных сооружений;

§  допустимые (установленные) дозы облучения;

§  поставленная задача и срок ее выполнения.

5. Дайте краткую характеристику приборов радиационной разведки и дозиметрического контроля.

Измерители мощности дозы ДП-5А (Б) и ДП-5В предназначены для измерения уровней радиации на местности и радиоактивной заражен­ности различных предметов по гам­ма-излучению. Мощность гамма-из­лучения определяется в миллирентгенах или рентгенах в час для той точки пространства, в которой помещен при измерениях соответствующий счетчик прибора. Кроме того, имеется возможность обнаружения бета излучения.
Диапазон измерений по гамма-из­лучению от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч в ди­апазоне энергий гамма квантов от 0,084 до 1,25 Мэв. Приборы ДП-5А, ДП-5Б и ДП-5В имеют шесть поддиапазонов измерений. Отсчет показа­ний приборов производится по нижней шкале микроамперметра в Р/ч, по вер­хней шкале — в мР/ч с последующим умножением на соответствующий коэффициент поддиапазона. Участки шка­лы от нуля до первой значащей цифры являются нерабочими. Приборы имеют звуковую индика­цию на всех поддиапазонах, кроме первого. Звуковая индикация прослу­шивается с помощью головных теле­фонов.

Белла — дозиметр бытовой предназначен и оценки мощности дозы гамма-излучения, а также для измерения мощности полевой эквивалентной дозы (МЭД) гамма-излучения по цифровому табло.

6. Назовите допустимые дозы облучения на мирное и военное время.

Предельно допустимые дозы облучения

По отношению к облучению население делится на 3 категории.
  Категория А  облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.

  Категория Б облучаемых лиц или ограниченная часть населения - лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений.

  Категория В облучаемых лиц или население - население страны, республики, края или области.

  Для категории А вводятся предельно допустимые дозы - наибольшие значения индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при которой равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Для категории Б определяется предел дозы.

Устанавливается три группы критических органов:

1 группа - все тело, гонады и красный костный мозг.

2 группа - мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к 1 и 3 группам.

3 группа - кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.
  Дозовые пределы облучения для разных категорий лиц даны в таблице 15.

Таблица 15.

Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения (бэр/год).
Категории лиц	Группы критических органов
1	2	3
Категория А, предельно допустимая доза (ПДД)	5	15	30
Категория Б, предел дозы (ПД)	0.5	1.5	3

  Помимо основных дозовых пределов для оценки влияния излучения используют производные нормативы и контрольные уровни. Нормативы рассчитаны с учетом непревышения дозовых пределов ПДД (предельно допустимая доза) и ПД (предел дозы). Расчет допустимого содержания радионуклида в организме проводят с учетом его радиотоксичности и непревышения ПДД в критическом органе. Контрольные уровни должны обеспечивать такие низкие уровни облучения, какие можно достичь при соблюдении основных дозовых пределов.

7. Дозы излучения и единицы измерения

Действие ионизирующих излучений представляет собой сложный процесс. Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида излучения, объема облучения тканей и органов. Для его количественной оценки введены специальные единицы, которые делятся на внесистемные и единицы в системе СИ. Сейчас используются преимущественно единицы системы СИ. Ниже в таблице 10 дан перечень единиц измерения радиологических величин и проведено сравнение единиц системы СИ и внесистемных единиц.

Таблица 10.

Основные радиологические величины и единицы
Величина	Наименование и обозначение единицы измерения	Соотношения между единицами
Внесистемные	Си
Активность нуклида, А	Кюри (Ки, Ci)	Беккерель (Бк, Bq)	1 Ки = 3.7*1010Бк 1 Бк = 1 расп/с 1 Бк=2.7*10-11Ки
Экспозицион- ная доза, X	Рентген (Р, R)	Кулон/кг (Кл/кг, C/kg)	1 Р=2.58*10-4 Кл/кг 1 Кл/кг=3.88*103 Р
Поглощенная доза, D	Рад (рад, rad)	Грей (Гр, Gy)	1 рад-10-2 Гр 1 Гр=1 Дж/кг
Эквивалентная доза, Н	Бэр (бэр, rem)	Зиверт (Зв, Sv)	1 бэр=10-2 Зв 1 Зв=100 бэр
Интегральная доза излучения	Рад-грамм (рад*г, rad*g)	Грей- кг (Гр*кг, Gy*kg)	1 рад*г=10-5 Гр*кг 1 Гр*кг=105 рад*г

Для описания влияния ионизирующих излучений на вещество используются следующие понятия и единицы измерения:

Активность радионуклида в источнике (А). Активность равна отношению числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый интервал времени (dN) к величине этого интервала (dt) :

A = dN/dt

Единица активности в системе СИ - Беккерель (Бк).
Внесистемная единица - Кюри (Ки).

Число радиоактивных ядер N(t) данного изотопа уменьшается со временем по закону:

N(t) = N0 exp(-tln2 / T1/2) = N0 exp(-0.693t / T1/2)

где No - число радиоактивных ядер в момент времени t = 0, Т1/2 - период полураспада - время, в течение которого распадается половина радиоактивных ядер.
Массу m радионуклида активностью А можно рассчитать по формуле :

m = 2.4*10-24 M T1/2 A . 

где М - массовое число радионуклида, А - активность в Беккерелях, T1/2 - период полураспада в секундах. Масса получается в граммах.
Экспозиционная доза (X). В качестве количественной меры рентгеновского и -излучения принято использовать во внесистемных единицах экспозиционную дозу, определяемую зарядом вторичных частиц (dQ), образующихся в массе вещества (dm) при полном торможении всех заряженных частиц :

X = dQ/dm.

  Единица экспозиционной дозы - Рентген (Р). Рентген - это экспозиционная доза рентгеновского и -излучения, создающая в 1куб. см воздуха при температуре О°С и давлении 760 мм рт. ст. суммарный заряд ионов одного знака в одну электростатическую единицу количества электричества. Экспозиционной дозе 1 Р
  соответствует 2.08*109 пар ионов (2.08*109 = 1/(4.8*10-10)). Если принять среднюю энергию образования 1 пары ионов в воздухе равной 33.85 эВ, то при экспозиционной дозе 1 Р одному кубическому сантиметру воздуха передается энергия, равная :

(2.08*109)*33.85*(1.6*10-12) = 0.113 эрг, а одному грамму воздуха :

0.113/возд = 0.113/0.001293 = 87.3 эрг.

Поглощение энергии ионизирующего излучения является первичным процессом, дающим начало последовательности физико-химических преобразований в облученной ткани, приводящей к наблюдаемому радиационному эффекту. Поэтому естественно сопоставить наблюдаемый эффект с количеством поглощенной энергии или поглощенной дозы.

Поглощенная доза (D) - основная дозиметрическая величина. Она равна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

D = dE/dm.

Единица поглощенной дозы - Грей (Гр). Внесистемная единица Рад определялась как поглощенная доза любого ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1 грамм облученного вещества.

Эквивалентная доза (Н). Для оценки возможного ущерба здоровью человека в условиях хронического облучения в области радиационной безопасности введено понятие эквивалентной дозы Н, равной произведению поглощенной дозы Dr, созданной облучением - r и усредненной по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель wr (называемый еще - коэффициент качества излучения) (таблица 11).

  Единицей измерения эквивалентной дозы является Джоуль на килограмм. Она имеет специальное наименование Зиверт (Зв).