Заглавная страница Избранные статьи Случайная статья Познавательные статьи Новые добавления Обратная связь FAQ Написать работу КАТЕГОРИИ: АрхеологияБиология Генетика География Информатика История Логика Маркетинг Математика Менеджмент Механика Педагогика Религия Социология Технологии Физика Философия Финансы Химия Экология ТОП 10 на сайте Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрацииТехника нижней прямой подачи мяча. Франко-прусская война (причины и последствия) Организация работы процедурного кабинета Смысловое и механическое запоминание, их место и роль в усвоении знаний Коммуникативные барьеры и пути их преодоления Обработка изделий медицинского назначения многократного применения Образцы текста публицистического стиля Четыре типа изменения баланса Задачи с ответами для Всероссийской олимпиады по праву Мы поможем в написании ваших работ! ЗНАЕТЕ ЛИ ВЫ?
Влияние общества на человека
Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрации Практические работы по географии для 6 класса Организация работы процедурного кабинета Изменения в неживой природе осенью Уборка процедурного кабинета Сольфеджио. Все правила по сольфеджио Балочные системы. Определение реакций опор и моментов защемления |
Нормування радіаційної безпекиСодержание книги
Поиск на нашем сайте
Питання радіаційної безпеки регламентуються законом «Про радіаційну безпеку населення», нормами радіаційної безпеки (НРБ-96) та іншими правилами та постановами. Усі громадяни і особи без громадянства, що проживають на території України мають право на радіаційну безпеку. Це право забезпечується за рахунок проведення комплексу заходів щодо запобігання радіаційної дії на організм людини іонізуючого випромінювання вище встановлених норм та правил, нормативів, виконання громадянами й організаціями, що здійснюють діяльність із використанням джерел іонізуючого випромінювання, вимог до забезпечення радіаційної безпеки. Вимоги НРБ-96 є обов’язковими для всіх юридичних осіб. Ці норми є основним документом, що регламентує вимоги радіаційної безпеки і застосовується за всіх умов дії на людину радіації штучного та природного походження. У НРБ-96 приведені терміни та визначення. Так, в нормах сказано, що радіаційний ризик – це імовірність того, що у людини в результаті опромінювання виникає який-небудь конкретний шкідливий ефект. Норми встановлюють наступні категорії осіб, що зазнають опромінення: персонал та все населення. Персонал - особи, що працюють з технічними джерелами (група А або ті особи, що перебувають за умовами роботи у сфері дії технічних джерел (група Б). Границя індивідуального ризику для техногенного опромінювання осіб із персоналу приймається такою, що дорівнює 1 × 10-3 на рік, для населення 5,0×10-5 на рік. Рівень ризику, яким можна знехтувати, приймається таким, що дорівнює 10-6 на рік. Для категорій осіб, що зазнають опромінювання, встановлюються три класи нормативів: - допустимі рівні монофакторної (для одного радіонукліда або одного виду зовнішнього випромінювання, шляхи надходження) дії, що є похідними від основних границь дози: границі річного надходження, допустимі середньорічні об’ємні активності (ДОА) та питомі активності (ДПА) тощо; - контрольні рівні (дози та рівні). Контрольні рівні встановлюються адміністрацією установи за узгодженням із органами Державного санітарного епідеміологічного нагляду. Їх чисельні значення повинні враховувати досягнутий в установі рівень радіаційної безпеки та забезпечувати умови, за яких радіаційна дія буде нижча допустимої. Основні границі дози опромінення осіб із персоналу та населення не включають дози від природних, медичних джерел іонізуючого випромінювання та дозу, отриману внаслідок радіаційних аварій. На ці види опромінювання встановлюються спеціальні обмеження. При підрахунку внеску у загальне (зовнішнє та внутрішнє) опромінювання від надходження в організм радіонуклідів береться сума добутків надходжень кожного радіонукліда за рік на його коефіцієнт дози. Річна ефективна доза опромінення дорівнює сумі ефективної дози зовнішнього опромінювання, накопиченої за календарний рік, та очікуваної ефективної дози внутрішнього опромінювання, що обумовлена надходженням в організм радіонуклідів за цей самий період. Інтервал часу для визначення величини очікуваної ефективної дози встановлюється таким, що дорівнює 50 років для осіб з персоналу та 70 років - для осіб з населення. Для кожної категорії осіб, які зазнають опромінювання, допустиме річне надходження радіонукліда розраховується шляхом поділу річної границі дози на відповідний коефіцієнт дози. Захист від випромінювань Захист часом полягає в тому, щоб обмежити час t перебування в умовах опромінення та не допустити перевищення допустимої дози. Захист відстанню грунтується на наступних фізичних засадах. Випромінювання точкового або локалізованого джерела поширюється у всі сторони рівномірно, тобто є ізотропним. Звідси випливає, що інтенсивність випромінювання зменшується із збільшенням відстані R до джерела за законом обернених квадратів. Принцип екранування або поглинання грунтується на використанні процесів взаємодії фотонів із речовиною. Якщо задані тривалість роботи, активність джерела та відстань до нього, а потужність дози Р0 на робочому місці оператора виявляється вище допустимої РД, немає іншого шляху, крім того, як зменшити значення Р0 у необхідне число разів: n = Р0/РД, помістивши між джерелом випромінювання та оператором захист із речовини, що поглинає радіацію. Слід відзначити, що організм беззахисний у полі випромінювання. Існують механізми пострадіаційного відновлення живих структур. Тому до певних меж опромінення не викликає шкідливих змін у біологічних тканинах. Якщо допустимі границі перевищені, то необхідна підтримка організму (посилене харчування, вітаміни, фізична культура, сауна тощо). При змінах у кровотворенні застосовують переливання крові. При дозах, що загрожують життю (600 – 1000 бер) використовують пересадку кісткового мозку. При внутрішньому переопроміненні для поглинання або зв’язування радіонуклідів у сполуки, що перешкоджають їх відкладанню в органах людини, вводять сорбенти або речовини, які утворюють комплекси. До технічних засобів захисту від іонізуючих випромінювань відносяться екрани різних конструкцій. У якості ЗІЗ застосовують халати, комбінезони, плівковий одяг, рукавиці, пневматичні костюми, респіратори, протигази. Для захисту очей застосовуються окуляри. Весь персонал повинен мати індивідуальні дозиметри. Задача. Оцінка радіаційного становища при аваріях на об’єктах атомної енергетики. 1. За таблицею 3.6. визначається категорія стійкості атмосфери (інверсія, ізотермія, конвекція), що відповідає погодним умовам і заданому періоду доби. 2. За таблицею 3.7. визначається середня швидкість вітру (Vср) в товщині поширення радіоактивної хмари, виходячи із заданої швидкості приземного вітру V і встановленої за табл. 3.6. ступеня вертикальної стійкості атмосфери. 3. За таблицями 3.8-3.11. для заданого типу ЯЕР (РБМК, ВВЕР) і по частці викинутих РР визначаються розміри прогнозованих зон забруднення і наносяться в масштабі на карту (схему) у вигляді правильних еліпсів. 4. Виходячи із заданої відстані (RО) від об’єкта до аварійного реактора з урахуванням утворених зон забруднення встановлюється (визначається) зона забруднення, в яку потрапив об’єкт (район дії формувань). 5. За таблицею 3.12 визначається час початку формування сліду радіоактивного забруднення (tф) після аварії на АЕС (час початку випадання радіоактивних опадів на території об’єкта). 6. За таблицями 3.13.-3.17. для відповідної зони забруднення місцевості з врахуванням початку і довготривалості роботи на забрудненій території, визначається доза опромінення Дзони, яку отримають робітники і службовці об’єкта (особовий склад формувань) при умові відкритого розміщення в середині зони. Дози опромінення, які отримають робітники й службовці об’єкта за час роботи в заданому районі визначаються за формулою: Допр.=Дзони·Кзони·1/Кпосл.; (бер) (3.1) де: Дзони – доза розрахована по таблицях 3.13.-3.17.; Кпосл – коефіцієнт послаблення радіації (табл. 3.18); Кзони – коефіцієнт, що враховує місцезнаходження особового складу в зоні. Роблячи допущення про лінійний закон зміни Кзони по всій довжині кожної конкретної зони, значення Кзони в любому місці зони можна визначити з формули , (3.2) де: Ктабл. – визначається з приміток до таблиць 3.13-3.17.; Lп – відстань від аварійного реактора до початку зони; Lк – відстань від аварійного реактора до кінця зони; RO – відстань від ректора до об’єкту господарювання (ОГ). 7. На основі обчисленої дози опромінення з врахуванням характеру діяльності робітників і службовців об’єкта (на відкритій місцевості, в будівлях і спорудах, у сховищах) і встановленої дози опромінення визначається оптимальний режим діяльності населення, робітників і службовців ОГ на забрудненій місцевості. 8. На основі вихідних даних і проведених розрахунків розробляться пропозиції по захисту населення, особового складу ОГ, що опинилися в зоні радіаційного забруднення місцевості. Приклад вирішення. На об’єкті атомної енергетики стався аварійний викид радіоактивних речовин. В зону забруднення може потрапити ОГ, розташований на певній відстані від аварійного реактора. Необхідно оцінити радіаційну обстановку, що може скластися на ОГ і запропонувати заходи по захисту людей. Вихідні дані: 1. тип ядерного реактора РБМК-1000; 2. частка викинутих РР із реактора h=50%; 3. відстань від об’єкта до аварійного реактора RО=24 км; 4. астрономічний час аварії на реакторі Тав=10.00; 5. довготривалість роботи на об’єкті Т=12 год.; 6. допустима доза опромінення Ддоп.=5 бер; 7. коефіцієнт послаблення дози радіації Кпосл=5; 8. швидкість вітру на висоті 10 м V=4 м/с; 9. напрям вітру - в бік об’єкта; 10. хмарність - напівясно (4 бали); 11. забезпеченість сховищами, 313 - 100%; 12. час початку робіт на об’єкті Тпоч=12.00. Розрахунок: 1. За таблицею 3.6. визначається категорія стійкості атмосфери (інверсія, ізотермія, конвекція), що відповідає погодним умовам і заданому періоду доби. За умовою: хмарність – напівясно, день, швидкість приземного вітру V=4 м/с. Згідно таблиці 3.6. ступінь вертикальної стійкості повітря - ізотермія. 2. За таблицею 3.7. визначається середня швидкість вітру (Vср) в товщині поширення радіоактивної хмари, виходячи із заданої швидкості приземного вітру V і встановленої за табл. 3.6. ступеня вертикальної стійкості атмосфери. Згідно таблиці 3.7. для ізотермії і швидкості приземного вітру V=4 м/с середня швидкість вітру Vср=5 м/с. 3. Згідно таблиці 3.9. для заданого типу ЯЕР (РБМК-1000) і частці викинутих РР (h=50%) визначаються розміри прогнозованих зон забруднення місцевості і наносяться на схему в масштабі у вигляді правильних еліпсів.
4. Виходячи із заданої віддалі об’єкта господарської діяльності (RО=24 км) до аварійного реактора з врахуванням розмірів утворених зон забруднення встановлюється, що об’єкт опинився у зоні “Б”, виходячи з наступних міркувань: оскільки LБ>RO>LВ(47,1>24>23,7), об’єкт знаходиться в зоні „Б” і, відповідно, згідно формули (3.2.) . 5. За таблицею 3.12. визначається час початку формування сліду радіоактивного забруднення (tф) після аварії (час початку випадання радіоактивних опадів на території об’єкта). Для RО=24 км, ізотермії і середньої швидкості вітру Vср=5 м/с, методом інтерполяції год. Отже, об’єкт через tф=1,2 год. після аварії опиниться в зоні радіоактивного забруднення, що вимагає прийняття додаткових заходів захисту робітників і службовців. 6. За таблицею 3.15. для зони забруднення “Б” із врахуванням часу початку робіт (Тпоч=2 год.) і довготривалості робіт (Т=12 год.) визначається доза опромінення, яку отримають робітники і службовці об’єкта (особовий склад формувань) при відкритому розміщенні у середині зони “Б”. Згідно з таблицею 3.15. Дзони=17,1 бер. Дозу фактичного опромінення визначаємо за формулою (3.1.): Допр.=Дзони·Кзони·(1/Кпосл.); (бер) де Дзони=17,1 бер; Кпосл=5 (згідно умови); Кзони=1,68 Допр=17,1·1,68·(1/5)=5,8 бер Розрахунки показують, що робітники й службовці об’єкта за 12 год. робіт у зоні “Б” можуть отримати дозу опромінення 5,8 бер, що перевищує гранично допустиму дозу Двст=5 бер. 7. Використовуючи дані таблиці 3.15. і попередню формулу, визначається допустимий час перебування на забрудненій території при початку роботи о 12.00 (Тпоч. = 2 години після аварії), та час початку роботи робітників і службовців об’єкта після аварії на АЕС при довготривалості виконання робіт впродовж 12 годин за умови отримання Допр не більше 5 бер. За формулою визначається Дзони, що відповідає Допр=5 бер. 5=Дзони·Кзони·(1/Кпосл.)=Дзони·1,68·(1/5) Дзони=5·5/1,68=14,5 бер Згідно з таблицею 3.15. при початку роботи через 2 години після аварії час перебування на забрудненій території становить Т = 9,77 год = 9 год. 46 хв., а при тривалості роботи Т=12 год відповідає час початку робіт Тпоч=6 год. Висновки. 1. ОГ може опинитись у зоні сильного радіоактивного забруднення (RО<LБ). 2. Хмара зараженого повітря підійде до об’єкта через 1,2 год, що при оперативному оповіщенні дає змогу вивести людей із зони забруднення. 3. Роботу на території об’єкта на протязі 12 годин можна починати не раніше ніж через 6 годин після аварії на АЕС, а при початку робіт через 2 години після аварії знаходитись на забрудненій території можна не довше ніж 9 год. 46 хв. 4. Основні заходи щодо захисту людей: - евакуація; - для тих, хто не встигає евакуюватися, або повинен залишитися на території об’єкта: ~ обмежене перебування на відкритій місцевості (тимчасове перебування в захисних спорудах); ~ максимально можлива герметизація житлових та службових приміщень; ~ вживання лікарських препаратів, що перешкоджають накопиченню біологічно небезпечних радіонуклідів в організмі; ~ захист органів дихання з використанням засобів індивідуального захисту та підручних засобів; ~ виключення, або обмеження вживання в їжу забруднених продуктів харчування; - в районі евакуації: ~ обмеження доступу в район забруднення; ~ санітарна обробка людей у випадку забруднення їх одягу та тіла радіоактивними речовинами вище встановлених норм; ~ обробка продуктів харчування, які забруднені радіоактивними речовинами; ~ дезактивація забрудненої місцевості. Таблиця 3.6 Графік орієнтованої оцінки ступеню вертикальної стійкості повітря.
Примітка: Хмарність визначається в балах: відсутня (ясно) – 0-2; середня (напівясно) – 3-7; суцільна (хмарно) – 8-10. Таблиця 3.7. Середня швидкість вітру (Vср) в приповерхневому шарі землі до висоти переміщення центру хмари, м/с
Таблиця 3.8. Розміри прогнозованих зон забруднення місцевості на сліді хмари при аварії на АЕС (конвекція, швидкість вітру V=2 м/с)
Таблиця 3.9. Розміри прогнозованих зон забруднення місцевості на сліді хмари при аварії на АЕС (інверсія, швидкість вітру V=5 м/с)
Таблиця 3.10. Розміри прогнозованих зон забруднення місцевості на сліді хмари при аварії на АЕС (ізотермія, швидкість вітру V=5 м/с)
Таблиця 3.11. Розміри прогнозованих зон забруднення місцевості на сліді хмари при аварії на АЕС (ізотермія, швидкість вітру V=10 м/с)
Таблиця 3.12. Час початку формування сліду (tф) після аварії на АЕС, год.
Таблиця 3.13. Доза опромінення, отримана при відкритому розміщенні в середині зони забруднення (Дзони, бер), Зона М
Примітка: дози опромінення на внутрішній межі зони в 3,2 рази більші, а на зовнішній межі в 3,2 рази менші вказаних в таблиці.
Таблиця 3.14. Доза опромінення, отримана при відкритому розміщенні в середині зони забруднення (Дзони, бер), Зона А
Примітка: дози опромінення на внутрішній межі зони в 3,2 рази більші, а на зовнішній межі в 3,2 рази менші вказаних в таблиці.
Таблиця 3.15. Доза опромінення, отримана при відкритому розміщенні в середині зони забруднення (Дзони, бер), Зона Б
Примітка: дози опромінення на внутрішній межі зони в 1,7 рази більші, а на зовнішній межі в 1,7 рази менші вказаних в таблиці.
Таблиця 3.16. Доза опромінення, отримана при відкритому розміщенні в середині зони забруднення (Дзони, бер), Зона В
|