Главная Коллекция "Revolution" Безопасность жизнедеятельности и охрана труда Прогнозування радіаційної ситуації після аварії на атомній електростанції

Прогнозування радіаційної ситуації після аварії на атомній електростанції

Розрахунки по оцінці радіаційних обставин в період формування сліду радіаційної хмари після аварії на атомній електростанції. Оцінка радіаційних обставин аварії після її стабілізації. Організація захисту робітників і службовців надзвичайних ситуаціях.

Рубрика Безопасность жизнедеятельности и охрана труда
Вид методичка
Язык украинский
Дата добавления 16.11.2014
Размер файла 51,5 K
рефераты на заказ со скидкой

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Міністерство освіти і науки, молоді та спорту України

Одеська державна академія будівництва та архітектури

Кафедра організації будівництва та охорони праці

Методичні вказівки

до виконання роботи з курсу «Безпека життєдіяльності»

«Прогнозування радіаційної ситуації після аварії на атомній електростанції»

Для студентів всіх напрямів

Освітньо-кваліфікаційний рівень: бакалавр

Старший викладач Сметанін Г.І.

Доцент, к.т.н. Романюк В.П.

Старший викладач Приступлюк В.П.

Старший викладач Чекулаєв Д.І.

Одеса 2012

Зміст

Вступ

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

2. Оцінка радіаційних обставин внаслідок аварії на АЕС після її стабілізації

Список використаних джерел

Додатки

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 небезпечних 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.

радіаційний аварія атомний електростанція

1. 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 наступніі 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 =100рад, а 1рад= 0,87 Р.

Еквівалентна доза Д екв, Зіверт (Зв) - дозиметрична величина для оцінки шкоди здоров'ю людини будь-якого складу іонізуючого випромінювання

Д екв.= Д погл.•k як.,

де k як- коефіцієнт якості, що характеризує залежність біологічно небезпечних наслідків опромінення людини від характеристики іонізуючого випромінювання. 1Зв = 1 Дж /кг. При k як =1, 1 Зв =1 Гр.

Позасистемна одиниця - біологічний еквівалент рентгену (бер). 1 Зв=100 бер, 1 рад=0,87 бер.

Активність джерела радіоактивного випромінювання Кюрі(Кu) характеризує кількість розпаду атомів радіонуклідів за одиницю часу. 1Кu відповідає 3,7•1010 розпадів атомів радіонуклідів за секунду (1 Кu=3,7•1010 1/с).

Активність радіонуклідів на Чорнобильській АЕС на момент аварії показана в табл.1.

Рівень забруднення території радіонуклідами П оцінюється активністю радіонуклідів на одиницю площі (Кu /км2).

Потужність дози іонізуючого випромінювання Р визначається, як відповідна доза випромінювання за одиницю часу Д/t . Потужність вимірюється в Р/год, рад/год, бер/год. Співвідношення рівня забруднення території з потужністю дози (рівнем радіації) відповідної місцевості становить

Р(мбер/год)=0,009 П(Кu /км2)

Таблиця 1

Активність радіонуклідів на Чорнобильскій АЕС на момент аварії, Кюрі (Кu)

Радіонуклід

Період напіврозпаду,

Активність радіонукліда, Кu

Нептуній

2,35 доби

7,2•108

Йод

8,04 діб

8,6•107

Стронций

50,5 діб

6,3•107

Ніобій -95

35,15 діб

1,3•108

Стронцій -95

29,12 років

6•106

Цезій -137

30 років

8•106

Плутоній -238

87,74 років

2,6•104

Плутоній -239

24065 років

2,3•104

Плутоній -240

6537 років

3,3•104

В світі існує багато типів ядерних реакторів. АЕС побудовані в Україні базуються на водо-водяних реакторах з корпусом під тиском (ВВЕР - водо-водяний енергетичний реактор) і канальних уран-графітових реакторах (РВБК - водо-графітовий реактор). Вони належать до реакторів на теплових повільних нейтронах.

Після аварії на АЕС параметри зон забруднення місцевості радіоактивними елементами залежать від:

потужності та типу зруйнованого реактора ;

часу доби, коли відбулася аварії;

кількості викинутих з реактора радіоактивних речовин;

метеорологічних умов в місті аварії (напрямку і швидкості вітру, стану погоди).

Доза радіаційного опромінення, яку можуть отримати люди залежать від:

часу початку радіаційного опромінення робітників після аварії на АЕС;

відстані до району аварії на якій знаходиться ОНГ (в яку зону радіаційного забруднення потраплять робітники);

тривалості перебування в зоні радіаційного забруднення;

величини коефіцієнту послаблення радіації захисних споруд, де перебувають робітники (Кпосл ).

Прогнозування радіаційних обставин після аварії на АЕС проведемо на конкретному прикладі.

На АЕС виникла аварія. Зруйнований один з ядерних реакторів типу РВБК-1000. В атмосферу викинуто 30% радіоактивних речовин. Час аварії-день. Метеорологічні умови в місті аварії наступні: вітер на висоті 10 м від поверхні Землі дме в напрямку ОНГ зі швидкістю V10= 1-2 м/с; хмарність - змінна (середня); об'єкт народного господарювання віддалений від району аварії на відстані Lx=30 км. Робітники працюють на відкритих майданчиках та в цеху впродовж 5 діб.

Визначити:

1) Розрахувати та накреслити межі зон радіоактивного забруднення та місце знаходження ОНГ.

2) В якій зоні радіаційного забруднення знаходиться ОНГ.

3) Час початку радіаційного опромінення робітників.

4) Яку дозу опромінення отримають робітники за 5 діб праці.

5) Виробити пропозиції по забезпеченню безпеки робітників при виконанні робіт в зоні радіаційного забруднення.

Для оцінки радіаційних обставин після аварії на АЕС використовуємо довідкові таблиці розміщені в Додатку 1.

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).

1.1 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.

1.2 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 = 0км, ширина-LyГ = 0 км - зона відсутня, так як недостатньо високий рівень радіації на даній території в місті аварії.

1.3 Викреслюємо зони радіоактивного забруднення

В відповідному масштабі по визначеним розмірам викреслюємо зони радіоактивного забруднення де, на відповідній відстані від АЕС, позначаємо ОНГ. Масштаб визначаємо по розмірам довжини Lх та ширини Lх зони, яка має найбільші значення. В нашому випадку зона «М», довжина якої LхМ = 250 км, а ширина LyМ = 63 км.

1.4 Визначаємо, в яку зону забруднення потрапив ОНГ

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

1.5.Визначаємо дозу опромінення яку отримають робітники

Спочатку визначаємо дозу опромінення, яку можуть отримати робітники в центрі зони «А» за 5 діб. Для чого необхідно знати час початку формування сліду хмари.

Величина часу початку формування сліду залежить від категорії стійкості атмосфери, середньої швидкості переміщення радіоактивної хмари та відстані від АЕС до місця розміщення об'єкту.

Так для категорії стійкості атмосфери-А, середньої швидкості переміщення радіоактивної хмари (V сер = 2 м / с ) по Таблиці Б.9 визначаємо, що, при відстані від АЕС до ОНГ Lх = 30 км, час початку формування сліду tпоч.=3год.

Для визначення дози опромінення, отриманої робітниками при відкритому розміщенні в середині зони «А» будуємо графік залежності величини дози опромінення отриманої робітниками за 5 діб, від часу початку формування сліду радіоактивної хмари.

При tпоч.=1,2,6,12 годин, по табл.Б.7,(Б.8), дози опромінення, отримані робітниками за 5 діб, відповідно становлять: Д 1 час = 16,4 бер; Д 2 час = 16,1 бер; Д 6 час = 15,2 бер; Д 12 час = 14,2 бер.

Для визначення дози опромінення, отриманої в середині зони «А» будуємо графік залежності величини дози опромінення отриманої робітниками від часу початку формування сліду радіоактивної хмари Д (tпоч), використовуючи дані таблиці Б.7,(Б.8), За графіком (мал.2) визначаємо, що, для часу початку формування сліду tпоч= 3год, величина дози опромінення, отриманої робітниками в середині зони «А» за 5 діб роботи, становить Дсер = 15,9бер.

При зменшені відстані до місця аварії потужність дози радіоактивного опромінення в кожній зоні збільшується, а при збільшенні відстані - зменшується. Так доза опромінення на внутрішній межі зони «А» (LхБ = 14 км) в 3,2 рази вище, а на зовнішній (LхА = 63 км) - в 3,2 рази нижче від Дсер. Виходячи з вищесказаного знаходимо :

- на зовнішній межі зони «А» (LхА зовн. = 63 км) доза опромінення

Д зовн. = 15,9 /3,2 = 4,96 ? 5 бер;

- на внутрішній (LхАвнутр. = 14 км) -

Д внутр. = 15,9 • 3,2 = 50,88 ? 51 бер.

Для визначення дози опромінення (Д,бер),отриманої робітниками ОНХ в зоні «А» на будь якій відстані Lх, будуємо графік залежності дози опромінення від відстані до АЕС - Д(Lх), використовуючи розраховані дані.

Так як відстань ОНХ від АЕС, Lх= 30км, то за графіком (мал.3) доза опромінення робітників, які працюють на відкритих майданчиках, Двідкр = 35,5 бер.

При знаходженні людей в захисних спорудах та автомобілях доза опромінення зменшується в залежності від величини коефіцієнту послаблення радіації (Кпосл ). Середні значення Кпосл для деяких споруд надані в таблиці Б. 10.

Так як для виробничих одноповерхових будинків (цехів) Кпосл =7,то працюючи в цеху, робітники отримають дозу опромінення

Дцех = Двідкр : Кпосл = 35,5 бер.: 7 = 5,1 бер.

1.6 Пропозиції по прогнозованій ситуації

Для вироблення пропозиції по забезпеченню безпеки робітників при виконані робіт в зоні радіаційного забруднення необхідно порівняти величину отриманої дози опромінення з допустимою дозою опромінення. Допустимою дозою опромінення є такий максимальний рівень дози опромінення, при якому не погіршується здоров'я людини в даний час та впродовж всього життя, не відбуваються генетичні зміни в організмі, які могли б викликати патології майбутніх поколінь.

Допустимі дози опромінення регламентуються нормативними документами по радіаційній безпеці та санітарними нормами. Так для населення річна допустима доза Дрікдоп = 0,1бер, аварійна допустима доза опромінення для населення Давар доп= 10 бер., а для персоналу атомної станції Давар доп АЕС= 25 бер.

Допустима доза внутрішнього опромінення щитовидної залози, за рахунок присутності радіоактивного йоду в хмарі викиду, не повинна перевищувати Д внутр.доп. = 30 бер.

Для нашого прикладу робітники, що знаходяться на відкритій місцевості, за період проходження хмари можуть отримати дози зовнішнього опромінення Двідкр(35,5бер)> Давар доп ( 10бер), що в 3,55 разів більше допустимого.

А робітники, які знаходяться в приміщеннях (цехах), можуть отримати дози зовнішнього опромінення Дцех (5,1 бер.) < Давар доп ( 10бер), що в 51 разів менше допустимої дози.

У зв'язку з тим, що доза опромінення яку можуть отримати робітники, що знаходяться на відкритій місцевості, значно перевищує допустиму необхідно:

підсилити радіаційний контроль та видати всім робітникам індивідуальні дозиметри;

терміни роботи на відкритих майданчиках скоротити, для чого організувати позмінну роботу ;

проводити заходи по дезактивації території, техніки, приміщень, та санітарну обробку робітників;

провести йодову профілактику робітників та членів їх сімей, для чого протягом 10 днів надати кожній дорослій людині йодистий калій - по 1 таблетці на добу, а дітям до трьох років та вагітним жінкам приймати йодистий калій по 0,5 таблетки 1 раз на добу протягом двох діб.

2. Оцінка радіаційних обставин внаслідок аварії на АЕС після її стабілізації

Після стабілізації радіаційних обставин на АЕС на грунт та у воду випадуть радіоактивні речовини з великим періодом напіврозпаду (див. табл.1)., внаслідок чого утворюються зони з різним ступенем радіоактивного забруднення. Територія, що зазнає радіоактивного забруднення внаслідок аварії, на основі експертних висновків (результатів радіаційної розвідки рівнів забруднення місцевості) поділяється на чотири зони:

I зона відчуження - це територія, що зазнає забруднення ґрунту ізотопами цезію Сз-137 від Пзон=40 Кu / км2 на зовнішній межі та вище, з якої проведено евакуацію населення;

II зона безумовно (обов'язкового) відселення - це територія, що зазнає забруднення ґрунту ізотопами цезію Сз-137 від Пзон =15 Кu / км2 на зовнішній межі до 40 Кu /км2 на внутрішній межі, де річна еквівалентна доза опромінення людини може перевищувати 0,5 бер ;

III зона гарантованого, добровільного відселення - це територія, де забруднення Сз-137 від Пзон =5 Кu / км2 на зовнішній межі до Пзон =15 Кu / км2 на внутрішній межі, і річна доза опромінення може перевищити 0,1 бер;

IV зона посиленого радіоекологічного контролю - це територія, де забруднення Сз-137 від Пзон =1 Кu / км2 на зовнішній межі до Пзон = 5 Кu / км2 на внутрішній межі, і річна доза опромінення не повинна перевищувати 0,1 бер.

Межі цих зон встановлюються та переглядаються Кабінетом Міністрів України на основі експертних висновків.

Так площа території постраждалої після Чорнобильської катастрофи становить:

49509км.кв. - IV -зона,з рівнем забруднення від (1 до 5) Кu / км2;

5326км.кв. - III - зона, з рівнем забруднення від (5до 15) Кu / км2;

1900 Км.кв. - II -зона, з рівнем забруднення від (15 до 40) Кu / км2.;

310 км. кв. - I - зона, з рівнем забруднення понад 40 Кu / км2.

В даний час в 150 населених пунктах, де проживають люди рівень забруднення перевищує 5 Кu / км2, а в 22х з них більше 15 Кu / км2. Аварія на Чорнобильській АЕС призвела до появи нових проблем, пов'язаних з охороною здоров'я населення окремих регіонів України .

Рівень радіації на забрудненій місцевості з часом спадає відповідно до

Якщо вважати, що після аварії на АЕС Рt ~ const, то людина, що знаходиться в забрудненій зоні, отримає дозу опромінення, яка залежить від рівня забруднення місцевості і часу знаходження людини на цій місцевості:

Оцінку радіаційних обставин внаслідок аварії на АЕС після її стабілізації розглянемо на прикладі.

Дано: Після аварії на АЕС цех по виробництву залізобетонних плит перебуває з зоні радіоактивного забруднення із щільністю зараження ізотопом цезію Пзон = 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 Дрікдоп = 0,1 бер/рік.

Відправні дані для розрахунку:

1. Щільність зараження при русі в автобусі Павт = Пцех.

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:

Рі - потужність дози випромінювання в місці перебування людей визначається по формулі

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

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

tі - 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 )

Рвідп = П4зони х 0,009 = 1 Кu/ км2 х 0,009 = 0,009 мбер/год;

- для робочої зони ( Проб. зони= 8 Кu/ км2 )

Рроб.зони= Проб. зони х 0,009 = 8 Кu/ км2 х 0,009 = 0,072 мбер/год;

-для переміщення на автомобілі ( Павто= Проб. зони ), тобто

Равто = Рроб.зони = 0,072 мбер/год.

3. Виконуємо розрахунок розподілу людей

Nвідкр=50 люд • 0,2=10 люд. ; Nцех=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

Дріквідкр = (Ддобвідкр+Ддобавт+Ддобавт) · 252 + Ддобвих · 113, бер/рік;

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

Дрікцех = (0,000082+0,000072+0,0000126) · 252 +0,0000216 · 113 = 0,04198 + 0,00244 =0,044, 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

Дрікцех(0,044бер)< Дрікдоп(0,1 бер/рік).

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

Дріквідкр(0,169бер) > Дрікдоп(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 натупні 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.

Список використаних джерел

1. Желібо Є.П., Заверуха Н.М., Зацарний В.В. Безпека життєдіяльності: Навч. посіб./ За ред. Є.П. Желібо і В.М. Пічі. - Київ «Каравела»; Львів «Новий Світ-2000», 2011.-334с.

2. Желібо Є.П., Заверуха Н.М., Зацарний В.В. Безпека життєдіяльності: Навч. посіб./ За ред. Є.П. Желібо. 4-е вид. - Київ «Каравела», 2005. - 344с.

3. Н.Пістун І.П. Безпека життєдіяльності: Навчальний посібник. - 2-ге вид. - Суми: ВТД «Університетська книга», 2004. - 301с.

4. НРБУ-97 Норми радіаційної безпеки України. Державні нормативи. Безпека об'єктів будівництва. - К.: Основа, 2003. - 208с.

5. ДБН В. 1.4 - 1.01 - 97 Система норм та правил зниження рівня іонізуючих випромінювань природних радіонуклідів в будівництві. Регламентовані радіаційні параметри. Допустимі рівні.

6. ДБН В. 1.4 - 2.01 - 97 Система норм та правил зниження рівня іонізуючих випромінювань природних радіонуклідів в будівництві. Радіаційний контроль будівельних матеріалів та об'єктів будівництва.

7. ДБН В.2.2 - 5 - 97 Будинки і споруди. Захисні споруди цивільної оборони.

8. СанПиН 2152 - 80 Санитарно-гігієничні норми допустимих рівнів іонізації повітря виробничих та громадських приміщень.

9. Стеблюк М.І. Цивільна оборона: Підручник. - 3-тє вид., перероб. і доп. - К.: Знання, 2004. - 490с.

Додаток1

Таблиця Б.1 Категорії стійкості атмосфери

Швидкість вітру на висоті 10м н 10, м/с

Час доби та наявність хмарності

День

Ніч

відсутня

середня

суцільна

відсутня

суцільна

н 10 <2

А

А

А

А

А

2< н 10 <3

А

А

Д

Г

Г

3 < н 10 < 5

А

Д

Д

д

Г

5< н 10 <6

д

Д

Д

д

Д

н 10 > 6

д

Д

Д

д

Д

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

Таблиця Б.2Розміри 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

3

м

62,5

12,1

82,5

16,2

3

А

14,1

2,7

13

2,2

10

М

140

29,9

185

40,2

10

А

28

5,9

39,4

6,8

10

Б

6,8

0,8

-

-

30

М

249

61,8

338

82,9

30

А

62,6

12,1

82,8

15,4

30

Б

13,9

2,7

17,1

2,5

30

В

6,9

0,8

-

-

50

М

324

81,8

438

111

50

А

88,3

18,1

123

24,6

50

Б

18,3

3,6

20,4

3,7

50

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 н сер у шарі від поверхні землі до висоти переміщення центру хмари, м/с

Категорія стійкості атмосфери

Швидкість вітру на висоті 10 м н 10, м/с

менше 2

2

3

4

5

понад 6

А

2

2

5

--

--

--

д

--

--

5

5

5

10

г

--

5

10

10

--

--

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

3

м

145,0

8,4

74,5

3,7

3

А

34,1

1,7

9,9

0,2

10

М

270,0

18,2

155,0

8,7

10

А

75,0

3,9

29,5

1,1

10

Б

17,4

0,6

--

--

10

В

5,8

0,1

--

--

30

М

418,0

31,5

284,0

18,4

30

А

145,0

8,4

74,5

3,5

30

Б

33,7

1,7

9,9

0,2

30

В

17,6

0,6

--

--

50

М

583,0

42,8

379,0

25,3

50

А

191,0

11,7

100,0

5,2

50

Б

47,1

2,4

16,6

0,6

50

В

23,7

1,1

--

--

50

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

3

м

126

3,6

17

0,6

10

М

241

7,8

76

2,6

10

А

52

1,7

-

-

30

М

430

14

172

5,1

30

А

126

3,6

17

0,6

50

М

561

18

204

6,9

50

А

168

4,9

47

1,5

50

Б

15

0,4

-

-

Швидкість вітру 10 м/с

3

М

135

6

53

1,9

3

А

26

1

5,2

0,07

10

М

272

14

ПО

5,3

10

А

60

2,4

19

0,6

10

Б

11

0,3

-

-

30

М

482

28

274

13

30

А

135

6

53

1,9

30

Б

25

1

5

0,07

30

В

12

0,3

-

-

50

М

619

37

369

19

50

А

36

1,5

10

0,3

50

Б

17

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

2

5

10

5

10

Реактор РВБК-1000

5

1,89

4,5

2,67

0,00002

0,00001

10

0,64

2,62

1,60

0,02

0,013

30

0,12

0,54

0,35

0,30

0,21

50

0,06

0,25

0,17

0,24

0,18

70

0,03

0,15

0,11

0,13

0,11

100

0,02

0,08

0,06

0,07

0,06

200

0,007

0,02

0,02

0,02

0,02

300

0,002

0,01

0,01

0,009

0,009

400

0,001

0,005

0,006

0,005

0,005

Реактор ВВЕР-1000

5

1,24

0,80

0,47

0,004

0,0024

10

0,72

0,46

0,28

0,003

0,024

30

0,17

0,12

0,08

0,05

0,038

50

0,09

0,07

0,05

0,04

0,025

70

0,05

0,04

0,03

0,02

0,016

100

0,03

0,02

0,02

0,01

0,001

200

0,01

0,008

0,007

0,003

0,003

300

0,005

0,004

0,004

0,0017

0,0017

400

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

1

3

7

12

18

1

3

5

10

1

6

12

Години

Зона М

1

0,04

0,10

0,21

0,33

0,45

0,55

1,18

1,64

2,51

4,70

11,5

Г15,8

2

0,03

0,09

0,20

0,31

0,42

0,53

1,15

1,61

2,48

4,67

11,5

15,8

6

0,02

0,07

0,16

0,26

0,37

0,47

1,07

1,52

2,38

4,55

11,4

15,6

12

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

1

0,01

0,04

0,11

0,18

0,27

0,35

0,87

1,29

2,11

4,24

6,29

Г51,3

2

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

1

0,46

1,08

2,18

3,32

4,51

5,56

11,8

16,4

25,1

47,6

115

158

2

0,35

0,97

1,02

3,13

4,28

6,32

11,5

16,1

24,8

46,7

115

158

6

0,26

0,76

1,66

2,66

3,73

4,70

10,7

15,2

23,8

45,5

114

156

12

0,21

0,62

1,39

2,28

3,25

4,15

9,88

14,2

22,7

44,3

112

155

Доби

1

0,16

0,49

1,12

1,87

2,71

3,51

8,79

12,9

21,1

42,4

110

153

2

0,12

0,38

0,67

1,47

2,16

2,83

7,47

11,3

19,0

39,8

107

143

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

1

3

7

12

18

1

3

5

10

1

6

12

Години

Зона Б

1

2,23

5,93

11,9

18,2

24,7

30,4

64,9

90,1

137

257

633

868

2

1,94

5,34

11,0

17,1

23,4

29,1

63,2

84,4

136

255

631

866

6

1,46

4,19

9,11

14,5

20,4

25,7

58,7

83,4

130

249

624

859

Доби

1

0,91

2,72

6,17

10,2

14,8

19,2

48,1

71,0

116

232

605

839

2

0,70

2,09

4,80

8,08

11,8

15,5

40,9

61,9

104

218

508

821

Години

Зона В

1

7,05

18,5

37,8

57,6

78,1

96,3

205

285

436

815

2504

2745

2

6,14

16,9

35,0

54,2

74,2

92,1

200

279

430

808

1997

2739

6

4,61

13,2

28,8

46,1

64,6

81,5

185

263

412

789

1986

2717

Доби

1

2,91

8,60

19,5

32,4

47,0

60,8

152

224

367

735

1915

2655

2

2,22

6,62

15,2

25,5

37,5

49,0

129

195

330

689

1859

2598

Години

ЗонаГ

1

23,1

61,7

124

189

256

316

674

937

1433

2679

6586

9024

2

20,1

55,5

115

178

244

302

657

918

1413

2668

6563

9001

6

15,1

43,6

94,7

151

212

267

610

866

1556

2594

6495

8931

Доби

1

9,57

28,2

64,1

106

154

199

500

738

1206

2418

6295

9727

2

7,31

21,7

49,9

84,0

123

161

425

644

1036

2265

6112

8537

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 (tпоч) 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 (tпоч) після аварії на АЕС, год

Відстань від АЕС, км

Категорія стійкості атмосфери

А

Д

Г

Середня швидкість вітру, м/с

2

5

10

5

10

5

0,5

0,3

0,1

0,3

0,1

10

1,0

0,5

0,3

0,5

0,3

30

3,0

1,5

0,8

1,5

0,8

50

5,0

2,5

1,2

2,5

1,3

70

7,5

4,0

2,0

4,0

2,0

100

9,5

5,0

2,5

5,0

3,0

200

19,0

10,0

5,0

10,0

5,0

300

28,0

15,0

7,5

16,0

8,0

400

37,0

19,0

10,0

21,0

11,0

Таблиця Б. 10 Середні значення коефіцієнта ослаблення дози радіації

Найменування укриттів...


Подобные документы

Работы в архивах красиво оформлены согласно требованиям ВУЗов и содержат рисунки, диаграммы, формулы и т.д.
PPT, PPTX и PDF-файлы представлены только в архивах.
Рекомендуем скачать работу.

© 2000 — 2023, ООО «Олбест» Все права защищены