Оцінка радіаційних обставин в період формування сліду хмари після аварії на аес.

ЗМ1СТ

ВСТУП………………………………………………………………………….4

1.Оцінка радіаційних обставин в період формування сліду радіаційної

хмари після аварії на АЕС.……………………………….…………………....6

2. Оцінка радіаційних обставин внаслідок аварії на АЕС після її

стабілізації ……………………………………………………………………..13

ДОДАТОК 1……………………………………………………………...…...18

ДОДАТОК 2………………………………………………………...…….…..25

ДОДАТОК 3………………………………………………………...…….…..26

СПИСОК ВИКОРИСТАНИХ ДЖЕРЕЛ……………………………………..…27

 

Вступ

Зростання науково-технічного прогресу на початку ХХІ століття привело до більш широкого використання атомної енергії в народному господарстві. Досить сказати, що на території України працює 4 атомних станції (Рівненська АЕС, Хмельницька АЕС, Південноукраїнська АЕС, Запорізька АЕС) та більше 8 тис. підприємств і організацій, які використовують у виробництві радіоактивні речовини. До даного часу ще не вивантажено радіоактивне паливо з 1 і 3 енергоблоків Чорнобильської АЕС. В Дніпропетровській, Кіровоградській та Миколаївській областях розташовано багато підприємств по видобутку та переробці уранових руд. В даний час на радіаційно-небеспечних об’єктах (РНО) зберігається та використовується велика кількість радіоактивних відходів (РАВ):

- на Чорнобильській АЕС, в зоні відчуження, близько 1,1 млрд. м³ РАВ;

- на всіх АЕС до 70000 м³;

- на видобувних і переробних підприємствах до 65,5 млн. тонн;

- у медицині, науці та інших підприємствах до 5000м³.

Статистика свідчить, що за 5 років (1981-1985) на Чорнобильській АЕС зафіксовано 104 випадки аварійної зупинки енергоблоків (з протоколу засідання Політбюро ЦК КПРС від 3 липня 1986р.). В результаті аварії на Чорнобильській АЕС загальна площа забруднення склала 57000 км². Тільки в Україні в зону забруднення потрапили Київська, Житомирська, Чернігівська, Черкаська, Рівненська, Вінницька і Волинська області. Таким чином в разі аварії на РНО, розміщених на території України, в зони сильного радіаційного забруднення може потрапити 100% її території, що приведе до великої кількості людей, вражених іонізуючим випромінюванням. Більш за все від аварії страждають діти та підлітки до 14 років, серед яких збільшуються випадки захворювання раком щитовидної залози, викликаних радіацією.
Подолання наслідків НС потребує залучення великої кількості рятівників, матеріальних ресурсів та фінансових коштів. Так, по даним спілки ліквідаторів наслідків аварії «Чорнобиль», до ліквідації наслідків аварії на Чорнобильській АЕС залучалося 835 тис. чоловік. В результаті перебування їх на радіоактивно-забрудненій території кожний 10-ий став інвалідом, кожний 25-тий пішов з життя в молодому віці.

Для подолання наслідків НС на РНО з мінімальними людськими втратами та матеріальними збитками виникає гостра необхідність у підготовці фахівців, здатних прогнозувати наслідки аварії на РНО та обґрунтовано приймати рішення по захисту робітників ОНГ та жителів України.

Робота над РГР включає в себе текстовий розрахунково-пояснювальний матеріал та графічну частину і передбачає цілий ряд додаткових завдань, з метою вироблення у майбутніх керівників наступних навичок:

- уміння працювати з навчальною, методичною, технічною та іншою літературою;

- уміння аналізувати обставини і приймати обґрунтоване рішення по захисту робітників, службовців і об'єктів народного господарства в НС;

- проведення дослідницької роботи по аналізу прогнозованої ситуації.

 

В РГР, яка виконується на аркуші формату А4, студенти повинні провести теоретичний аналіз наслідків аварії на АЕС в період формування сліду та стабілізації обставин та розрахувати параметри радіаційного забруднення місцевості, необхідні для прийняття висновків по ліквідації наслідків аварії і забезпеченню безпеки робітників.

Робота над РГР включає в себе: теоретичне обґрунтування та розрахунки з оцінки радіаційних обставин; креслення зон забруднення та графіки залежностей відповідних параметрів; висновки і рішення за цими розрахунками.

Робота виконується самостійно протягом двох тижнів. Після виконання РГР студент повинен здати роботу на перевірку викладачу і захистити її.

 

 

Визначаємо категорію стійкості атмосфери.

 

Інтенсивність переміщення струмів повітря по вертикалі залежить від стану атмосфери в приземному шарі, який характеризується наступними параметрами:

- Конвекція (А)- вертикальне переміщення потоків повітря з однієї висоти на іншу;

- Ізотермія (Д) - характеризується стабільністю вертикального вітру і веде до застою радіоактивної хмари;

- Інверсія (Г) - підвищення температури повітря із збільшенням висоти, призводить до осідання радіоактивних речовин на землі, що призводить до підвищення щільності радіоактивного забруднення.

По таблиці Б.1 «Категорії стійкості атмосфери» (Додаток1) по відомим: швидкості вітру (V₁₀ = (1-2)м / с),часу доби аварії (день) та стану погоди (хмарність - змінна (середня)) визначаємо,що категорія стійкості атмосфери –конвекція (А).

 

Визначаємо середню швидкість переміщення радіоактивної хмари.

 

Так як вітер на різних висотах буде мати різну швидкість, то радіоактивна хмара буде рухатися з середньою швидкістю відносно земної поверхні, величина якої залежить від категорії стійкості атмосфери та швидкості вітру на висоті 10 метрів.
По Таблиці Б.3. (Додаток1) знаходимо, що для категорії стійкості атмосфери – А, при швидкості вітру V₁₀ = (1-2 м /с), середня швидкість переміщення радіоактивної хмари становить: V сер = 2 м / с.

1.3. Визначаємо межі зон радіоактивного забруднення.

В період формування радіоактивного сліду хмари поширення радіоактивних речовин буде нерівномірним, отже, залежно від відстані до району аварії, рівень радіоактивного забруднення території та рівень радіації будуть різними. В залежності від потужності дози радіації на місцевості, забруднена територія, поділяється на п’ять зон радіоактивного забруднення:
Зона «Г» - надзвичайно небезпечного забруднення, на зовнішній межі якої доза опромінення дорівнює 14 бер / годину;
Зона «В» - небезпечного забруднення, на зовнішній межі доза опромінення дорівнює 4,2 бер / годину;

Зона «Б» - сильного забруднення, на зовнішній межі доза опромінення дорівнює 1,4 бер / годину;
Зона «А» - помірного забруднення, на зовнішній межі доза опромінення дорівнює 0,14 бер /годину;
Зона «М» - радіаційної небезпеки, на зовнішній межі доза опромінення дорівнює 0,014 бер /годину.
Для нашого випадку межі зон радіоактивного забруднення визначаємо по таблиці Б.2 (Додаток 1). Для ядерного реактора АЕС типу РВБК -1000, категорії стійкості атмосфери - А, середньої швидкості переміщення радіоактивної хмари (V сер = 2 м / с) визначаємо відповідні межі зон радіоактивного забруднення.
Зона «М»: довжина- Lх М = 250 км, ширина- LyМ = 63 км.
Зона «А»: довжина- LхА = 63 км, ширина- LyА = 12 км.
Зона «Б»: довжина- LхБ = 14 км, ширина- LyБ = 3 км.
Зона «В»: довжина - LхВ = 7км, ширина-LyВ = 0,8 км.

Зона «Г»: довжина - LхГ = 0 км, ширина- LyГ = 0 км. - зона відсутня, так як недостатньо високий рівень радіації на даній території в місті аварії.

 

Визначаємо, в яку зону забруднення потрапив ОНГ.

Так як внутрішня межа зони «А» 14 км., зовнішня - 63 км., авідстань від ОНГ до АЕС 30 км., то об'єкт народного господарювання потрапляє в Зону«А» (мал..1).

Оцінка радіаційних обставин

Приклад 2

Дано:

Після аварії на АЕС цех по виробництву залізобетонних плит перебуває з зоні радіоактивного забруднення із щільністю зараження ізотопом цезію П_зон = 8 Кu / км². На об'єкті працюють 50 чоловік, з яких 20% перебувають на відкритих площадках, а інші в одноповерхових цехових приміщеннях. Робочий день триває 8 годин. Робітники мешкають у кам'яних одноповерхових будинках в селищі, розташованому на далекій границі зони посиленого радіоекологічного контролю. Час відпочинку - 14 годин. До місця роботи й назад робітники пере­возяться автобусами. Час руху 2 години на добу.

Визначити:

1. У якій зоні забруднення перебуває цех?

2. Яку дозу опромінення отримає кожний робітник протягом року (робочих днів - 252, календарних днів - 365)?

3. Виробити пропозиції начальнику цеху по організації робіт в даних умовах, якщо припустима річна доза опромінення не повинна перевищувати Д^рік_доп = 0,1 бер/рік.

Відправні дані для розрахунку:

1. Щільність зараження при русі в автобусі П_авт = П_цех.

2. Для розрахунків приймаємо: 1, Кu / км² = 0,009 мбер/год.

3. Коефіцієнт послаблення радіації визначається по табл. Б. 10.

 

Добова доза опромінення в берах розраховується по формулі:

 

,

 

де: Р_і - потужність дози випромінювання в місці перебування людей визначається по формулі

 

Р _і [ мбер/год ], = 0,009 x П _і [ Кu / км² ],

 

де П_і = рівень забруднення відповідної території, Кu / км²;

t_і - час знаходження в даних умовах (цех, автобус, зона відпочинку);

Kⁱ _посл - коефіцієнт послаблення захисних споруд.

 

Рішення

1.Визначаємо кількість вихідних днів 365днів – 252 днів =113 днів

2. Виконуємо розрахунок рівня радіації Рі в залежності від ступеня забруднення П _і:

- для місця відпочинку (IV зона посиленого радіоекологічного контролю, де П _4зон =1 Кu/ км²)

 

Р_відп = П_4зони х 0,009 = 1 Кu/ км² х 0,009 = 0,009 мбер/год;

 

- для робочої зони (П_{роб. зони} = 8 Кu/ км²)

Р_{роб.зони} = П_{роб. зони} х 0,009 = 8 Кu/ км² х 0,009 = 0,072 мбер/год;

-для переміщення на автомобілі (П_авто = П_{роб. зони} ), тобто

Р_авто = Р_{роб.зони} = 0,072 мбер/год.

3. Виконуємо розрахунок розподілу людей

N_відкр=50 люд ∙ 0,2=10 люд.; N_цех=50 люд - 10 люд =40 люд.

4. Визначаємо добову дозу опромінення, отриману робітниками на відкритих майданчиках за період роботи

5. Визначаємо добову дозу опромінення, отриману робітниками в цеху під час роботи

 

6. Визначаємо добову дозу опромінення, отриману робітниками в автомобілі під час переїзду

 

 

7.Визначаємо добову дозу опромінення, отриману робітниками під час відпочинку в робочі дні

 

8.Визначаємо добову дозу опромінення, отриману робітниками під час відпочинку в вихідні дні

9.Визначаємо річну дозу опромінення, отриману робітниками, які працювали на відкритих площадках

 

Д^рік_відкр = (Д^доб_відкр +Д ^доб_авт +Д ^доб_авт) · 252 + Д^доб_вих · 113, бер/рік;

 

10.Визначаємо річну дозу опромінення, отриману робітниками, які працювали у цехових приміщеннях

 

Д^рік_цех = (Д^доб_цех +Д ^доб_авт +Д ^доб_відп) · 252 + Д^доб_вих · 113, бер/рік.

 

В залежності від величини річних доз опромінення варіанти організації робіт можуть бути наступні:

а). Підсилити радіаційний контроль і облік доз опромінення.

б). Працювати у звичайному режимі.

в). Чередувати роботу на відкритих площадках з роботою в цеху.

г). Роботи на відкритих площадках не проводити, у цеху працювати у звичайному режимі без виходу із цеху.

д). Евакуювати всіх робітників із будівельного майданчика.

є). Проводити дезактивацію території та санітарну обробку робітників.

Для визначення відповідного варіанту необхідно порівняти величину розрахованої річної дози опромінення з річною допустимою дозою.

 

11.Порівнюємо розраховану річну дозу опромінення, отриману робітниками, які працювали на відкритих площадках з річною допустимою дозою

 

Д^рік_цех (0,044 бер) < Д^рік_доп (0,1 бер/рік).

 

12. Порівнюємо розраховану річну дозу опромінення, отриману робітниками, які працювали в цеху з річною допустимою дозою

 

Д^рік_відкр (0,169 бер) > Д^рік_доп (0,1 бер/рік).

Висновок:

1.Річна доза опромінення, отримана робітниками, які працювали на відкритих площадках в 1,69 разів перевищує річну допустиму дозу.

2.Річна доза опромінення, отримана робітниками, які працювали в цеху в 2,27 разів менша ніж річна допустима доза.

В такому випадку вибираємо слідуючі варіанти організації робіт:

- Підсилити радіаційний контроль і облік доз опромінення;

- Змінювати роботу на відкритих площадках з роботою в цеху;

- Проводити дезактивацію території та санітарну обробку робітників.

 

Додаток1

Таблиця Б.1.

Категорії стійкості атмосфери.

 

Швидкість вітру на висоті 10м ν 10, м/с	Час доби та наявність хмарності
День	Ніч
відсутня	середня	суцільна	відсутня	суцільна
ν 10 <2	А	А	А	А	А
2< ν 10 <3	А	А	Д	Г	Г
3 < ν 10 < 5	А	Д	Д	д	Г
5< ν 10 <6	д	Д	Д	д	Д
ν 10 > 6	д	Д	Д	д	Д

Примітка. А - дуже нестійка (конвекція); Д - нейтральна (ізотермія);

Г - дуже стійка (інверсія).

Таблиця Б.2. Розміри прогнозованих зон радіоактивного забруднення місцевості за слідом хмари після аварії на АЕС (категорія стійкості А, швидкість вітру 2 м/с).

 

Вихід активності, %	Індекс зони	Реактор
	РВБК-1000	ВВЕР-1000
	Довжина, км	Ширина, км	Довжина, км	Ширина, км
	м	62,5	12,1	82,5	16,2
	А	14,1	2,7		2,2
	М		29,9		40,2
	А		5,9	39,4	6,8
	Б	6,8	0,8	-	-
	М		61,8		82,9
	А	62,6	12,1	82,8	15,4
	Б	13,9	2,7	17,1	2,5
	В	6,9	0,8	-	-
	М		81,8
	А	88,3	18,1		24,6
	Б	18,3	3,6	20,4	3,7
	В	9,21	1,5	8,8	1,07

Примітка. Відсутність даних про розміри зон радіоактивного забруднення сві­дчить про те, що зони не утворюються.

Таблиця Б.3.

Середня швидкість вітру ν _сер у шарі від поверхні землі до висоти переміщення центру хмари, м/с.

 

Категорія стійкості атмосфери	Швидкість вітру на висоті 10 м ν 10, м/с
менше 2					понад 6
А				—	—	—
д	—	—
г	—				—	—

Таблиця Б.4. Розміри прогнозованих зон радіоактивного забруднення місцевості за слідом хмари після аварії на АЕС (категорія стійкості Д, швидкість вітру 5 м/с).

 

Вихід активності, %	Індекс зони	Реактор
РВБК-1000	ВВЕР-1000
Довжина, км	Ширина, км	Довжина, км	Ширина, км
	м	145,0	8,4	74,5	3,7
	А	34,1	1,7	9,9	0,2
	М	270,0	18,2	155,0	8,7
	А	75,0	3,9	29,5	1,1
	Б	17,4	0,6	—	—
	В	5,8	0,1	—	—
	М	418,0	31,5	284,0	18,4
	А	145,0	8,4	74,5	3,5
	Б	33,7	1,7	9,9	0,2
	В	17,6	0,6	—	—
	М	583,0	42,8	379,0	25,3
	А	191,0	11,7	100,0	5,2
	Б	47,1	2,4	16,6	0,6
	В	23,7	1,1	—	—
	Г	9,4	0,2	—	—

Примітки. У тих випадках, коли потужність дози на забрудненій місцевості виміряти неможливо, частка викинутих радіоактивних речовин приймається h = 10%.

Таблиця Б.5.

Розміри прогнозованих зон радіоактивного забруднення місцевості за слідом хмари при аварії на АЕС (категорія стійкості Г).

 

Вихід активності, %	Індекс зони	Реактор
РВБК-1000	ВВЕР-1000
Довжина, км	Ширина, км	Довжина, км	Ширина, км
Швидкість вітру 5 м/с
	м		3,6		0,6
	М		7,8		2,6
	А		1,7	-	-
	М				5,1
	А		3,6		0,6
	М				6,9
	А		4,9		1,5
	Б		0,4	-	-
Швидкість вітру 10 м/с
	М				1,9
	А			5,2	0,07
	М			ПО	5,3
	А		2,4		0,6
	Б		0,3	-	-
	М
	А				1,9
	Б				0,07
	В		0,3	-	-
	М
	А		1,5		0,3
	Б		0,6	-	-

Таблиця Б.6.

Потужність дози випромінення на осі сліду (вихід радіоактивних речовин 10 %, час - 1 год після зупинки реактора).

 

Відстань від АЕС, км	Категорія стійкості атмосфери
А	Д	Г
Середня швидкість вітру, м/с
Реактор РВБК-1000
	1,89	4,5	2,67	0,00002	0,00001
	0,64	2,62	1,60	0,02	0,013
	0,12	0,54	0,35	0,30	0,21
	0,06	0,25	0,17	0,24	0,18
	0,03	0,15	0,11	0,13	0,11
	0,02	0,08	0,06	0,07	0,06
	0,007	0,02	0,02	0,02	0,02
	0,002	0,01	0,01	0,009	0,009
	0,001	0,005	0,006	0,005	0,005
Реактор ВВЕР-1000
	1,24	0,80	0,47	0,004	0,0024
	0,72	0,46	0,28	0,003	0,024
	0,17	0,12	0,08	0,05	0,038
	0,09	0,07	0,05	0,04	0,025
	0,05	0,04	0,03	0,02	0,016
	0,03	0,02	0,02	0,01	0,001
	0,01	0,008	0,007	0,003	0,003
	0,005	0,004	0,004	0,0017	0,0017
	0,003	0,002	0,002	0,001	0,001

 

Таблиця Б.7.

Дози опромінення, одержувані людьми при відкритому розміщенні в середині зони забруднення, рад.

 

Час початку опромінення	Тривалість перебування у зоні забруднення
Години	Доби	Місяці
Години	Зона М
	0,04	0,10	0,21	0,33	0,45	0,55	1,18	1,64	2,51	4,70	11,5	Г15,8
	0,03	0,09	0,20	0,31	0,42	0,53	1,15	1,61	2,48	4,67	11,5	15,8
	0,02	0,07	0,16	0,26	0,37	0,47	1,07	1,52	2,38	4,55	11,4	15,6
	0,02	0,06	0,13	0,22	0,32	0,41	0,98	1,42	2,27	4,43	11,2	15,5
Доби
	0,01	0,04	0,11	0,18	0,27	0,35	0,87	1,29	2,11	4,24	6,29	Г51,3
	0,01	0,03	0,08	0,14	0,21	0,28	0,74	1,13	1,90	3,98	10,30	14,9
Години	Зона А
	0,46	1,08	2,18	3,32	4,51	5,56	11,8	16,4	25,1	47,6
	0,35	0,97	1,02	3,13	4,28	6,32	11,5	16,1	24,8	46,7
	0,26	0,76	1,66	2,66	3,73	4,70	10,7	15,2	23,8	45,5
	0,21	0,62	1,39	2,28	3,25	4,15	9,88	14,2	22,7	44,3
Доби
	0,16	0,49	1,12	1,87	2,71	3,51	8,79	12,9	21,1	42,4
	0,12	0,38	0,67	1,47	2,16	2,83	7,47	11,3	19,0	39,8

Примітки.

1. Дози опромінення на внутрішній зоні приблизно у 3,2 рази більші наведених у таблиці.

2. Для визначення за допомогою таблиці часу початку (tпоч.) чи тривалості пере­бування (Т) у зоні необхідно задану дозу опромінення поділити на 3,2 - при пе­ребуванні людей на внутрішній межі зони, або помножити на 3,2 - при перебу­ванні їх на зовнішній межі зони.

Таблиця Б.8.

Дози опромінення, одержувані людьми при відкритому розміщенні в середині зони забруднення, рад.

 

Час початку опромінення піс­ля аварії	Тривалість перебування у зоні забруднення
Години	Доби	Місяці
Години	Зона Б
	2,23	5,93	11,9	18,2	24,7	30,4	64,9	90,1
	1,94	5,34	11,0	17,1	23,4	29,1	63,2	84,4
	1,46	4,19	9,11	14,5	20,4	25,7	58,7	83,4
Доби
	0,91	2,72	6,17	10,2	14,8	19,2	48,1	71,0
	0,70	2,09	4,80	8,08	11,8	15,5	40,9	61,9
Години	Зона В
	7,05	18,5	37,8	57,6	78,1	96,3
	6,14	16,9	35,0	54,2	74,2	92,1
	4,61	13,2	28,8	46,1	64,6	81,5
Доби
	2,91	8,60	19,5	32,4	47,0	60,8
	2,22	6,62	15,2	25,5	37,5	49,0
Години	ЗонаГ
	23,1	61,7
	20,1	55,5
	15,1	43,6	94,7
Доби
	9,57	28,2	64,1
	7,31	21,7	49,9	84,0

Примітки. 1. Дози опромінення на внутрішній межі зони приблизно в 1,8 раза більші наведених у таблиці.

2. Для визначення за допомогою таблиці часу початку (t_поч) або тривалості пере­бування (Т) у зоні необхідно задану дозу опромінення поділити на 1,8 - при знаходженні людей на внутрішній межі зони, або перемножити на 1,8 - при пе­ребуванні їх на зовнішній межі зони.

Таблиця Б.9. Час початку формування сліду (t_поч) після аварії на АЕС, год.

 

Відстань від АЕС, км	Категорія стійкості атмосфери
А	Д	Г
Середня швидкість вітру, м/с
	0,5	0,3	0,1	0,3	0,1
	1,0	0,5	0,3	0,5	0,3
	3,0	1,5	0,8	1,5	0,8
	5,0	2,5	1,2	2,5	1,3
	7,5	4,0	2,0	4,0	2,0
	9,5	5,0	2,5	5,0	3,0
	19,0	10,0	5,0	10,0	5,0
	28,0	15,0	7,5	16,0	8,0
	37,0	19,0	10,0	21,0	11,0

Таблиця Б. 10. Середні значення коефіцієнта ослаблення дози радіації К_{посл .}

 

Найменування укриттів і транспортних засобів	Кпосл
Відкрите розташування на місцевості
Захисні спорудження
Заражені відкриті окопи, щілини
Дезактивовані або відкриті на зараженій місцевості окопи
Протирадіаційні укриття (ПРУ)	100 і більше
Транспортні засоби
Автомобілі і автобуси
Криті вагони
Пасажирські вагони (локомотиви)
Промислові і адміністративні будинки
Виробничі одноповерхові будинки (цех)
Виробничі і адміністративні триповерхові будинки
Житлові кам'яні будинки
Одноповерхові
Підвал
Двоповерхові
Підвал
П'ятиповерхові
Підвал
Житлові дерев'яні будинки
Одноповерхові
Підвал
Двоповерхові
Підвал

Додаток 2

ІНДИВІДУАЛЬНЕ ЗАВДАННЯ ДО РОЗРАХУНКОВО-ГРАФІЧНОЇ РОБОТИ ЗА ТЕМОЮ «Прогнозування радіаційної ситуації після аварії на АЕС»

Студент____________________Навчальна група ________ Варіант № _____

Задача №1

Інформація про АЕС. Тип реактора __________. Електрична потужність реактора 1000 МВт. Кількість аварійних реакторів n=1. Час аварій ____.Частка викинутих із реактора радіоактивних речовин h=_____%.Метеорологічні умови: швидкість вітру на висоті 10 м V10=_________м/с; напрямок вітру в бік будівельного майданчика;стан хмарного покрову _______________. Відстань від АЕС до будівельного майданчика ___________км.

Будівельники працюють на відкритій місцевості та в цеху протягом 5 діб з початку забруднення.

Визначити:

1.Розміри можливих зон радіоактивного забруднення місцевості (відобразити графічно);

2.В якій зоні радіоактивного забруднення знаходиться об’єкт;

3.Час початку опромінювання;

4.Дозу опромінення (Д) одержану будівельниками під час роботи на відкритій місцевості та в цеху (відобразити графічно);

5.Виробити пропозиції по організації робіт;

6.Кожне рішення повинно бути обґрунтовано.

 

Задача №2

Після аварії на АЕС цех по виробництву залізобетонних плит знаходиться в зоні радіоактивного забруднення з щільністю забруднення ізотопом цезію Пзон =______Ки/км.кв. На об’єкті працюють _____ робітників, з яких _____ % находяться на відкритих площадках, а решта в одноповерхових цехових приміщеннях. Робочий день продовжується 8 годин. Робітники проживають в кам’яних одноповерхових будинках в селищі, розміщеному на дальній межі зони підсиленого радіоекологічного контролю. Час відпочинку -14 годин. До місця праці та назад робітники перевозяться автобусами. Час руху 2 години за добу.

Визначити:

1. Зону забруднення,в якій знаходиться цех.

2. Дозу опромінення, яку отримає кожний робітник в продовж року (робочих днів-252, календарних-365).

3. Відпрацювати пропозиції начальника цеху по організації робіт в даних умовах.

4. Кожне рішення повинно бути обґрунтовано.

 

Додаток 3

Числові дані

ЗМ1СТ

ВСТУП………………………………………………………………………….4

1.Оцінка радіаційних обставин в період формування сліду радіаційної

хмари після аварії на АЕС.……………………………….…………………....6

2. Оцінка радіаційних обставин внаслідок аварії на АЕС після її

стабілізації ……………………………………………………………………..13

ДОДАТОК 1……………………………………………………………...…...18

ДОДАТОК 2………………………………………………………...…….…..25

ДОДАТОК 3………………………………………………………...…….…..26

СПИСОК ВИКОРИСТАНИХ ДЖЕРЕЛ……………………………………..…27

 

Вступ

Зростання науково-технічного прогресу на початку ХХІ століття привело до більш широкого використання атомної енергії в народному господарстві. Досить сказати, що на території України працює 4 атомних станції (Рівненська АЕС, Хмельницька АЕС, Південноукраїнська АЕС, Запорізька АЕС) та більше 8 тис. підприємств і організацій, які використовують у виробництві радіоактивні речовини. До даного часу ще не вивантажено радіоактивне паливо з 1 і 3 енергоблоків Чорнобильської АЕС. В Дніпропетровській, Кіровоградській та Миколаївській областях розташовано багато підприємств по видобутку та переробці уранових руд. В даний час на радіаційно-небеспечних об’єктах (РНО) зберігається та використовується велика кількість радіоактивних відходів (РАВ):

- на Чорнобильській АЕС, в зоні відчуження, близько 1,1 млрд. м³ РАВ;

- на всіх АЕС до 70000 м³;

- на видобувних і переробних підприємствах до 65,5 млн. тонн;

- у медицині, науці та інших підприємствах до 5000м³.

Статистика свідчить, що за 5 років (1981-1985) на Чорнобильській АЕС зафіксовано 104 випадки аварійної зупинки енергоблоків (з протоколу засідання Політбюро ЦК КПРС від 3 липня 1986р.). В результаті аварії на Чорнобильській АЕС загальна площа забруднення склала 57000 км². Тільки в Україні в зону забруднення потрапили Київська, Житомирська, Чернігівська, Черкаська, Рівненська, Вінницька і Волинська області. Таким чином в разі аварії на РНО, розміщених на території України, в зони сильного радіаційного забруднення може потрапити 100% її території, що приведе до великої кількості людей, вражених іонізуючим випромінюванням. Більш за все від аварії страждають діти та підлітки до 14 років, серед яких збільшуються випадки захворювання раком щитовидної залози, викликаних радіацією.
Подолання наслідків НС потребує залучення великої кількості рятівників, матеріальних ресурсів та фінансових коштів. Так, по даним спілки ліквідаторів наслідків аварії «Чорнобиль», до ліквідації наслідків аварії на Чорнобильській АЕС залучалося 835 тис. чоловік. В результаті перебування їх на радіоактивно-забрудненій території кожний 10-ий став інвалідом, кожний 25-тий пішов з життя в молодому віці.

Для подолання наслідків НС на РНО з мінімальними людськими втратами та матеріальними збитками виникає гостра необхідність у підготовці фахівців, здатних прогнозувати наслідки аварії на РНО та обґрунтовано приймати рішення по захисту робітників ОНГ та жителів України.

Робота над РГР включає в себе текстовий розрахунково-пояснювальний матеріал та графічну частину і передбачає цілий ряд додаткових завдань, з метою вироблення у майбутніх керівників наступних навичок:

- уміння працювати з навчальною, методичною, технічною та іншою літературою;

- уміння аналізувати обставини і приймати обґрунтоване рішення по захисту робітників, службовців і об'єктів народного господарства в НС;

- проведення дослідницької роботи по аналізу прогнозованої ситуації.

 

В РГР, яка виконується на аркуші формату А4, студенти повинні провести теоретичний аналіз наслідків аварії на АЕС в період формування сліду та стабілізації обставин та розрахувати параметри радіаційного забруднення місцевості, необхідні для прийняття висновків по ліквідації наслідків аварії і забезпеченню безпеки робітників.

Робота над РГР включає в себе: теоретичне обґрунтування та розрахунки з оцінки радіаційних обставин; креслення зон забруднення та графіки залежностей відповідних параметрів; висновки і рішення за цими розрахунками.

Робота виконується самостійно протягом двох тижнів. Після виконання РГР студент повинен здати роботу на перевірку викладачу і захистити її.

 

 

Оцінка радіаційних обставин в період формування сліду хмари після аварії на АЕС.

Встановлено, що при аварії на АЕС викид радіонуклідів за межі реактору енергоблоку являє собою розтягнутий у часі процес, який триває протягом 4-5діб. У той же час кількість і щільність радіонуклідів дуже висока.

Для оцінки наслідків дії іонізуючого випромінювання на людину використовують слідуючі одиниці вимірювання:

Експозиційна доза Д _{експ .}(Кл/кг) - дозиметрична величина, при якій в 1 кг сухого чистого повітря утворюються іони, що несуть 1Кулон (Кл) електрики кожного знаку. Вона визначається тільки для повітря при гамма і рентгенівському випромінюванні.

Позасистемна одиниця експозиційної дози - рентген (Р). 1 рентген - доза опромінення, при якій в 1см сухого та чистого повітря при нормальних умовах (20°С, 760 мм. рт. ст.) створюється 2,08x10⁹ пар іонів. (1Кл/кг =3876 Р)

Поглинута доза Д _погл, грей (Гр ) – дозиметрична величина, яка визначається енергією випромінювання поглинутого одиницею маси (Дж /кг) опроміненої речовини. Поглинута доза – це основна дозиметрична величина для оцінки радіаційної небезпеки.

Позасистемна одиниця - рад (рад). 1 Гр =100 рад, а 1 рад = 0,87 Р.