<<
>>

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 п^0,4.

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, 4

bf

t, 4

**

0,5

1,32

4,5

0,545'

8,5

0,427

16

0,33

1

1 .

5

0,525

9

0,417

20

0,303

1,5

0,85

5,5

0,508

9,5

0,408

1 сут

0,28?

2

0,76

6

0,49

10

0,4

2 сут

0,2 ?3

2,5

0,7

6,5

0,474

10,5

0,39

3 сут

0,182

3

0,645

7

0,465

11

0,385

4 сут

0,162

3,5

0,61 .

7,5

0,447

11,5

0,377

5 сут

0,146

-4

0,575 v

8

0,434

12

0,37

6 сут

0,137

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).

График определения продолжительности пребывания в зоне радиоактивного загрязнения при аварии на АЭС

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(2^i/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, МэВ

0,1

0,25

0,5

1.0

2,0

3,0

\\, 1/см

1,98-Ю-4

1,46 -Ю-4

1,1 ью-4

0,81-Ю-4

0,57-Ю-4

0,46 -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: Ю. В. Боровский, Г. Н. Жаворонков, Н. Д. Сердюков, Е. П. Шубин. Гражданская оборона: Учеб. для студентов пед. ин-тов по спец. 03.04 «Допризыв, и физ. подгот.»/Ю. В. Боровский, Г. Н. Жаворонков, Н. Д. Сердюков, Е. П. Шубин; Под ред. Е. П. Шубина.— М.: Просвещение,1991.—223 c.: ил.. 1991

Еще по теме 3.1. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ:

  1. 3.1.2. Оценка радиационной обстановки при применении ядерного оружия
  2. 4.2. Выявление и оценка радиационной обстановки при чрезвычайной ситуации
  3. 3.2. ОЦЕНКА ХИМИЧЕСКОЙ ОБСТАНОВКИ
  4. 3.4. ОЦЕНКА ПОЖАРНОЙ ОБСТАНОВКИ
  5. 1.2. Оценка пожарной обстановки.
  6. 3.3. ОЦЕНКА ИНЖЕНЕРНОЙ ОБСТАНОВКИ
  7. Глава 3. ОЦЕНКА ОБСТАНОВКИ ПРИ ЧРЕЗВЫЧАЙНЫХ СИТУАЦИЯХ
  8. 3.2.1. Оценка химической обстановки на объектах, имеющих СДЯВ
  9. 1.4. Оценка пожарной обстановки в лесных массивах
  10. 7.4. ТЕХНИЧЕСКИЕ ПРИЕМЫ ПРИ ОЦЕНКЕ ОРНИТОЛОГИЧЕСКОЙ ОБСТАНОВКИ
  11. Глава 1 МЕТОДИКА ОЦЕНКИ ПОЖАРНОЙ ОБСТАНОВКИ В ОЧАГЕ ЯДЕРНОГО ПОРАЖЕНИЯ
  12. 3.2.2. Оценка химической обстановки при применении химического оружия
  13. Защита населения и территорий при авариях на радиационно (ядерно) опасных объектах с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду Аварии на радиационно (ядерно) опасных объектах и радиоактивное загрязнение окружающей среды
  14. 3. Радиационная авария
  15. Глава 4. ПРИБОРЫ РАДИАЦИОННОЙ, ХИМИЧЕСКОЙ РАЗВЕДКИ И ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ
  16. 2.2. Аварии на радиационно-опасных объектах