Модуль М-7. Обеспечение радиационной безопасности населения. Тема 12.1. Основные меры защиты населения от радиационного воздействия при аварии на АЭС (стр. 3 )

tк = tн + Т, ч.

Рн Рк

0 tн tк

Т

1.2  Определение уровня радиации на момент выхода из зоны заражения:

, Р/ч.

1.3  Определение дозы, полученной людьми:

,

где Косл – коэффициент ослабления, который показывает, во сколько раз меньше получит дозу человек, находясь в условиях защиты, по сравнению с той, которую он получил бы, находясь на открытой местности. Считается, что при решении этой и последующих задач условия защиты известны.

Значения коэффициента ослабления:

автомобиль – 2;

пассажирский железнодорожный вагон – 3;

каменные дома:

одноэтажный – 10;

трехэтажный – 20;

пятиэтажный – 37;

их подвалы, соответственно, – 40, 400 и 400;

деревянные дома:

одноэтажные – 2;

двухэтажные – 8;

их подвалы, соответственно, – 7 и 12;

убежище гражданской обороны – 1000;

средний для городского жителя – 8;

средний для сельского жителя – 4.

Если уровень радиации дан на произвольный момент времени, то он подсчитывается на момент входа и выхода из зоны заражения. При ориентировочных расчетах

.

Задача 2. Определить дозу D (Р), которую получат люди, преодолевая участок зараженной местности протяженностью L (км) со скоростью
v (км/ч), если уровни радиации на маршруте на момент преодоления середины участка заражения имеют значения Р1, Р2,…, Рn.

2.1 Определение среднего уровня радиации на маршруте на момент преодоления середины участка заражения:

, Р/ч.

2.2 Определение дозы:

.

Задача 3. Определить допустимую продолжительность работы людей
Т (ч) на зараженной местности, если уровень радиации на момент входа после аварии tн (ч) составил Рн (р/ч), а допустимая доза не должна превышать Dдоп (Р).

3.1 Определение отношения:

.

3.2 Определение по табл. 7 допустимой продолжительности пребывания по известным и времени, прошедшем после аварии.

Таблица 7

Продолжительность работы на радиоактивно зараженной местности

при установленной допустимой дозе излучения

α = Р1/Ддоп·Косл	Продолжительность работы на радиоактивно зараженной местности Т (ч, мин.), если время, прошедшее с момента аварии до начала облучения, tн (ч), составляет
1	2	3	4	6	8	12	24
0,2	7.30	8.35	10.00	11.30	12.30	14.00	16.00	21.00
0,3	4.50	5.35	6.30	7.10	8.00	9.00	10.30	13.30
0,4	3.30	4.00	4.35	5.10	5.50	6.30	7.30	10.00
0,5	2.45	3.05	3.35	4.05	4.30	5.00	6.00	7.50
0,6	2.15	2.35	3.00	3.20	3.45	4.10	4.50	6.25
0,7	1.50	2.10	2.30	2.40	З.10	3.30	4.00	5.25
0,8	1.35	1.50	2.10	2.25	2.45	3.00	3.30	4.50
0,9	1.25	1.35	1.55	2.05	2.25	2.40	3.05	4.00
1,0	1.15	1.30	1.40	1.55	2.10	2.20	2.45	3.40

Задача 4. Определить возможное время начала входа в зону заражения tн (ч) по исходным данным задачи 3 и известной продолжительности Т (ч).

Задача решается аналогично предыдущей с той разницей, что по табл. 7 по известному Т находится tн.

Задача 5. Определить допустимое время начала преодоления зоны заражения tн (ч) после аварии на АЭС по исходным данным задачи 2 при установленной допустимой дозе Dдоп.

Задача решается аналогично предыдущей при известных Рср на 1 ч после аварии, а Т = L/v.

Задача 6. Определить потребное количество смен для выполнения работ в условиях заражения за время Тобщ (ч), если уровень радиации на момент начала tн (ч) после аварии (ядерного взрыва) составил Рн (Р/ч),
а допустимая доза (Dдоп).

При аварии на АЭС:

1. Определение Р1 (см. задачу 1).

2. Определение α (см. задачу 3).

3. Определение продолжительности работы одной смены Т1 (см. задачу 3).

4. Определение количества смен:

Nсмен = Тобщ / Т1.

При наземном взрыве ядерного боеприпаса задача решается ступенчато – сначала определяется продолжительность первой смены (см. задачу 3), затем уровень радиации пересчитывается на начало второй смены, ее продолжительность и т. д.

Задача 7. Определить радиационные потери в процентах, если доза составляет D (Р), а доза предыдущего облучения, полученная n недель назад, составляет Dпр (Р).

7.1. Определение остаточной дозы:

,

где Кост – коэффициент остаточной дозы (табл. 8). Например, по истечении двух недель остаточная доза составляет 75 %, месяца – 50 %, двух – 25 %, трех – 10 %.

Таблица 8

Величины коэффициента остаточных доз

Время после облучения, недели	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	13
Коэффициент остаточной дозы, Кост	0,90	0,75	0,60	0,50	0,42	0,35	0,30	0,25	0,20	0,17	0,15	0,11	0,08

7.2. Определение суммарной дозы:

DΣ = D + Dост, Р.

7.3. Определение радиационных потерь людей по табл. 9.

Таблица 9

Радиационные потери людей при внешнем облучении

Суммарная доза излучения, Р	Процент радиационных потерь за время облучения, сут	Суммарная доза излучения, Р	Процент радиационных потерь за время облучения, сут
4	10	20	30	4	10	20	30
100	0	0	0	0	275	95	80	65	50
125	5	2	0	0	300	100	95	80	65
150	15	7	5	0	325	100	98	90	80
175	30	20	10	5	350	100	100	95	90
200	50	30	20	10	400	100	100	100	95
225	70	50	35	20	500	100	100	100	100
250	85	65	50	35

Задача 8. Определить дозу, которую получит население на загрязненной территории цезием-137 за период от tн (лет) до tк (лет) после аварии на АЭС, если уровень на момент начала проживания составляет N0 (Kи/км2). Цезий-137: период полураспада Тпр = 30 лет, энергия гамма-кванта Е = 0,7 МэВ, линейный коэффициент ослабления μ = 0,95·10–4 см–1, число гамма-квантов на один распад n = 1.

8.1. Определение начального уровня загрязнения:

.

8.2. Определение дозы за период проживания от tн до tк лет:

.