Факторы радиационной опасности мирного и военного времени

Размещено на http://www.allbest.ru/

1. Факторы радиационной опасности мирного и военного времени

1.1 Оценка дозовой нагрузки от естественного фона радиации и техногенных источников

Определить индивидуальную дозу облучения населения за год при условиях, указанных в таблице №1. Все исходные и полученные данные свести в таблицу №2, по форме таблицы №1. Сравнить полученные данные с требованиями норм радиационной безопасности НРБ-99.

Примечание:

1) начало проживание 01.01.текущего года;

2) НРБ предусматривают стандартную продолжительность облучения 8800 часов в год (732 ч. в месяц);

3) суммарную годовую дозу определить в рентгенах, бэрах, Зивертах и мЗв.

Таблица 1 - Исходные, справочные данные по естественному фону радиации и техногенным источникам облучения

Номер варианта	16
Продолжительность проживания на местности с естественным фоном радиации 12 мкР/ч.	М1=№в-13=16- -13=3 мес.
Продолжительность проживания на местности с естественным фоном радиации 19 мкР/ч.	М2=12-М1=12- -3=9 мес.
Доза облучения, полученная в течении года от техногенных источников радиации (просмотр телевизора, медицинские облучения и т.д.)	41 мбэр
Годовая доза от естественного фона радиации	151524 мкР
Суммарная годовая доза (естественное + техногенное облучение)	0,192524 Р; 0,193 бэр; 0,00193 Зв; 1,925 мЗв.

КР. БЖД.116.01.000.00113

Таблица 2 - Основные радиационные величины и их единицы

Величины	Единицы СИ	Внесистемные единицы	Соотношение
Активность	Беккерель (Бк) 1 распад в сек.	Кюри (Ки) - 3,7·1010 распадов в сек.	1 Ки = 3,7·1010 Бк
Экспозиционная доза	Кулон на кг (Кл/кг)	Рентген (Р) (количество энергии ионизирующего излучения, которое образует в 1 см3 воздуха 2 миллиарда пар ионов)	1 Р = 2,58·10-4 Кл/кг
Поглощенная доза	Грей (Гр)	Рад (рад)	1 Гр = 100 рад
Эквивалентная доза	Зиверт (Зв)	Бэр (бэр) - биологический эквивалент рентгена	1 Зв = 100 бэр

Для практических расчетов принимают:

1Р = 1рад = 1бэр

Определяем дозу облучения при проживании на местности с естественным фоном радиации в течение 3 месяцев:

12 мкР/ч * 732 ч * 3 мес = 26352 мкР.

Определяем дозу облучения при проживании на местности с естественным фоном радиации 19 мкР/ч в течение 9 месяцев:

19 мкР/ч * 732 ч * 9 мес = 125172 мкР/ч.

Определяем годовую дозу от естественного фона радиации:

125172 мкР +26352 мкР = 151524 мкР.

Определяем суммарную годовую дозу:

151524 мкР+41000 мкР = 192524 мкР;

192524 мкР = 0,192524 Р;

0,192524 Р = 0,192524 бэр;

0,192524 бэр = 0,00192524 Зв;

0,00192524 Зв = 1,92524 мЗв.

Вывод

В результате вычислений определена суммарная годовая доза радиации, она составила: 192524 мкР; 0,192524 Р; 0,192524 бэр; 0,0019252 Зв; 1,92524 мЗв.

Предельная доза радиации 0,1 бэр, а по данным расчетов 0,193 бэр. Следовательно, проживание в зараженной зоне запрещено. Необходимо принять меры по переселению населения.

1.2 Определение мощности дозы от точечного источника радиации

Определить мощность дозы от заданных в таблице 3, радионуклидных источников на заданном расстоянии.

Таблица 3 - Активность и мощность дозы радиации радионуклидных источников

Радионуклидный источник	Со60 (1)	Сs137 (2)	Sr90 (3)
активность источника, (Бк)	8 *104	16*104	16*104
А, активность источника, (мКи)	21,6*10-4	43,2*10-4	43,2*10-4
Кг ( полная гамма-постоянная) Р/ч *см2/мКи	13,2	3,55	0,05
Р, (Р/ч) мощность экспозиционной дозы открытого источника на расстоянии: 1 см 1 м 3 м	285,12*10-4 285,12*10-8 95,04*10-8	153,36*10-4 153,36*10-8 51,12*10-8	2,16*10-4 2,16*10-8 0,72*10-8
Р', мощность экспозиционной дозы источника, помещенного в свинцовый контейнер с толщиной стенки 5 см. на расстоянии 10 см от контейнера	5,132*10-3	2,76*10-3	3,888*10-5
г- активность 1мКи источника в миллиграмм эквивалентах радия (Кг / 8,4 )	1,571	0,423	0,006

Определяем мощность экспозиционной дозы открытого источника на расстоянии: 1 см; 1 м; 3 м:

Р=( Кг*А)/R2, Р/ч,

где Р - мощность экспозиционной дозы, Р/ч;

А - активность источника, мКи;

R - расстояние от источника, см;

Кг - полная гамма-постоянная источника, Р*см2/ч*мКи.

На расстоянии 1 см:

Со60: Р=13,2*21,6*10-4/12=285,12*10-4 Р/ч;

Cs137: Р=3,55*43,2*10-4/12=153,36*10-4 Р/ч;

Sr90: Р=43,2*10-4*0,05/12=2,16*10-4 Р/ч.

На расстоянии 1 м:

Со60: Р=13,2*21,6*10-4/1002=285,12*10-8 Р/ч;

Cs137: Р=3,55*43,2*10-4/1002=153,36*10-8 Р/ч;

Sr90: Р=43,2*10-4*0,05/1002=2,16*10-8 Р/ч.

На расстоянии 3 м:

Со60: Р=13,2*21,6*10-4/3002=95,04*10-8 Р/ч;

Cs137: Р=3,55*43,2*10-4/3002=51,12*10-8 Р/ч;

Sr90: Р=43,2*10-4*0,05/3002=0,72*10-8 Р/ч.

Определяем мощность экспозиционной дозы источника, помещенного в свинцовый контейнер с толщиной стенки 6 см. на расстоянии 1 см от контейнера, слой половинного ослабления свинца d = 1,2 см.

Свинцовый контейнер с толщиной стенки 5 см ослабляет активность радионуклидного источника на величину:

Косл=2?/dпол,

где ? - толщина стенки.

Косл=25/1,2=18 Р/ч.

Со60: Р=18*(13,2*21,6*10-4)/102=5132,16*10-6 Р/ч;

Cs137: Р=18*(3,55*43,2*10-4)/102=2760,48*10-6 Р/ч;

Sr90: Р=18*(0,05*43,2*10-4)/102=38,88*10-6 Р/ч.

Определяем активность 1мКи источника в миллиграмм эквивалентах радия: аварийный атомный радиоактивный заражение

Со60: г=13,2/8,4=1,571;

Cs137: г=3,55/8,4=0,423;

Sr90: г=0,05/8,4=0,006.

Вывод

Мощность дозы зависит от активности источника, вида и энергии излучаемой радиации. Мощность дозы от точечного источника радиации зависит от расстояния до источника и ее величина изменяется согласно закону обратных квадратов. Поэтому мощность дозы находится в обратно-пропорциональной зависимости к квадрату расстояния от источника радиации. Мощность экспозиционной дозы источника, помещенной в свинцовый контейнер, составила: Co60=5,132*10-3 Р/ч; Cs137=2,7610-3 Р/ч; Sr90=3,888*10-5 Р/ч, т. е. при помещении в свинцовый контейнер радионуклида мощность радиации уменьшится в зависимости от толщины контейнера.

1.3 Оценка активности и количества биологически активных изотопов J131, Cs137, Cr90 при аварийном выбросе на АЭС

Определить:

1) активность изотопов на момент выброса в Кюри и Беккерелях;

2) весовое количество биологически активных изотопов J131, Cs137, Cr90 в выбросе;

3) снижение активности изотопов с течением времени;

4) поверхностное заражение земель цезием - 137.

Таблица 4 - Активность и масса биологически активных изотопов в аварийном выбросе АЭС и заражение земель

изотопы	йод(J131)	цезий(Cs137)	стронций(Sr90)
атомная масса (а.е.м.)	131	137	90
период полураспада Т1/2	8 суток	30 лет	29 лет
суммарная активность выброса, МКи	53 МКи
содержание изотопа в выбросе АЭС,%	25	5	2
активность изотопа на момент выброса, Ки	13,25*106	2,65*106	1,06*106
активность изотопа на момент выброса, Бк	49,025*1016	9,805*1016	3,922*1016
масса изотопа в выбросе, грамм	106,54	30500,52	7747,58
активность J131 в % от первоначальной через 1 месяц через 3 месяца	7,43 0,041	-	-
активность Cs137 и Sr90 в % к первоначальной через 30 лет через 100 лет	-	50 9,92	48,8 9,2
зараженность цезием земель н-ской области, если 1% выброшенного в атмосферу цезия равномерно распределится по территории области площадью 36000 км2	-	0,147	-

Исходя из процентного содержания изотопов и суммарной активности, определим активность изотопа на момент выброса:

А(J131) = 53МКи* 0,25 = 13,25 МКи = 13,25*106 Ки.

13,25*106 Ки * 3,7*1010 Бк = 49,025* 1016 Бк.

А(Cs137) = 53 МКи*0,05 = 2,65 МКи.

2,65*106 Ки*3,7*1010 Бк = 9,805*1016 Бк.

А(Sr90) = 53 МКи*0,02 = 1,06*106 Ки.

1,06*106 Ки*3,7 *1010 Бк = 3,922*1016 Бк.

Определим массу изотопов в выбросе по формуле:

m = 0,24*10-23*М*Т1/2*А,

где М - атомная масса, а.е.м.;

Т1/2 - период полураспада, с;

А - активность изотопа, Бк.

m (J131) = 0,24*10-23 *131*( 8*24*60 *60 )*49,025*1016 =106,54 г

m (Cs137) = 0,24*10-23*137 * (30*365* 24*60 *60 )*9,805*1016 =30500,5 г

m (Sr90) = 0,24*10-23*90*(29 *365*24*60 *60 ) *3,922*1016 = 7747,58 г

Определяем активность изотопов с течением времени:

А = А0*2-t/TЅ ,

где А0 - активность в начальный момент времени, Бк или Ки;

А - активность по прошествии времени t;

Т1/2 - период полураспада.

Определим активность для (J131) через 1 месяц:

А(J131) =49,025*1016*2-30сут/8сут =3,644 *1016 Бк.

Снижение активности в %:

(3,644*10№6) / (49,025*1016 )= 0,074 = 7,4%.

Определим активность для (J131) через 3 месяца:

А(J131) = 49,025*1016 * 2-90сут/8сут 0,0201 * 1016 Бк

Снижение активности в %:

(0,0201*1016) / (49,025*1016 )= 0,00041 =0,041%.

Определим активность для (Cs137) через 30 лет:

А(Cs137) = 9,805*1016*2-30лет/30лет =4,903*1016 Бк.

Снижение активности в %:

(4,903* 1016) / (9,805*1016) = 0,5 = 50%.

Определим активность для (Cs137) через 100 лет:

А(Cs137) = 9,805 *1016*2-100лет/30лет = 0,973 * 1016 Бк.

Снижение активности в %:

(0,973 *1016) / (9,805 * 1016) = 0,0992 =9,92%

Определим активность для (Sr90) через 30 лет:

А(Sr90) = 3,922 * 1016 * 2-30лет/29лет = 1,915*1016 Бк.

Снижение активности в %:

(1,915*1016) / (3,922*1016) = 0,4892 = 48,92%.

Определим активность для (Sr90) через 100 лет:

А(Sr90) = 3,922 *1016 * 2-100лет/29лет = 0,359 *1016 Бк.

Снижение активности в %:

(0,359*1016) / (3,922*1016) = 0,0922 = 9,22%

Определим поверхностное заражение земель цезием (Cs137), если 1% выброшенного в атмосферу цезия равномерно распределится по территории области, имеющей площадь 36000 км2:

ПЗ = ACs137 / S =0,53*106 / 3,6 * 104 * 102 = 0,147 Ки/км2.

Вывод в результате расчетов активность J131 составила 7,4% через 30 дней и 0,04 через 90 дней. Зона заражения цезием составила 0,147 Ки/км2.

1.4 Оценка параметров зоны радиоактивного заражения местности, возникшей в результате наземного ядерного взрыва

Определить для заданной таблицей 5 мощности ядерного взрыва и скорости ветра параметры зон радиоактивного заражения местности.

Таблица 5 - Номер варианта(№ В) и соответствующая ему мощность взрыва q (кг) и скорость ветра V (км/час), длина (дл, км) и ширина (ш, км) зон заражения

№ В	q, кт	V, км/час	Зона заражения
			А	Б	В	Г
			дл	ш	дл	ш	дл	ш	дл	Ш
16	1000	25	355	38	130	16	71	11	32	6,6

Таблица 6 - Характеристика зон радиоактивного заражения

№	Параметр и метод расчета	Обозначение и единица измерения	Зоны заражения
			А	Б	В	Г
1	Длина зоны	дл(км)	355	38	130	32
2	Ширина зоны	ш (км)	38	16	11	6,6
3	Площадь зоны - как площадь эллипса (р ·Дл·ш/4)	S (км2)	10595,02	1633,63	613,4	165,88
4	Доля площади, приходящаяся на каждую зону в %	(Sзоны/Sобщ) 100(%)	81,5	12,6	4,7	1,2
5	Уровень радиации на 1 час после взрыва на границе зоны Примечание: и далее все определяемые параметры относятся к границам зон А,Б,В,Г.	Р1. (Р/ч)	8	80	240	800
6	Время выпадения РВ на границе зоны	tвып (ч)	14,2	5,2	2,84	1,28
7	Уровень радиации на время выпадения	Рвып (Р/ч)	113,6	416	681,6	1024
8	Доза до полного распада РВ. Д? = 5 · P1	Д? (P)	1613,1	2163,2	1935,7	1310,7
9	Уровень радиации спустя двое суток после выпадения. Pза 2 суток = P1 / К	Pза 2 суток	0,0769	0,769	2,307	7,6923
10	Экспозиционная доза на открытой местности за двое суток с момента выпадения РВ. Дза 2 суток=5(P1 - - Pза 2 суток·48)	Дза 2 суток (P/ч)	21,52	215,2	648	2152
11	Коэффициент ослабления радиации ПРУ деревоземляного типа. Косл = 2 hгр/dпол.гр · 2 hдр/dпол.др dпол.гр = 8 см, dпол.др = 15 см hгр = 33 см. h др = 21 см.	Косл	51,575
12	Экспозиционная доза в ПРУ деревоземляного типа за двое суток. Дпру = Дза 2 суток / Косл	Дпру (P)	0,336	3,366	1,005	33,662

Определяем площадь зон радиоактивного заражения:

Sзоны = р*дл*ш/4,

где дл - длина зоны, км;

ш - ширина зоны, км.

Sзоны А = 3,14*355*38/4 = 10595,02 км2.

Sзоны Б = 3,14*130*16 = 1633,63 км2.

Sзоны В = 3,14*71*11 = 613,4 км2.

Sзоны Г = 3,14*32*6,6 = 165,88 км2.

Определяем долю площади, приходящейся на каждую зону:

доли S = Sзоны/Sобщ

доли Sзоны А = 10595,02/13007,93 = 0,815.

доли Sзоны Б = 1633,63/13007,93 = 0,126.

долиSзоны В = 613,4/13007,93 = 0,047.

доли Sзоны Г = 165,88/13007,93 = 0,012.

Определим время выпадения радиоактивного вещества на границе зоны:

tвып =дл/v, ч

где v - скорость ветра, км/ч.

tвып А = 355/25 = 14,2 ч.

tвып Б = 130/25 = 5,2 ч.

tвып В = 71/21= 2,84 ч.

tвып Г = 32/25= 1,28 ч.

Определяем уровень радиации на время выпадения:

Pвып = P1 * tвып, Р/ч

где P1 - уровень радиации на 1 час после взрыва на границе зоны, Р/ч;

tвып - время выпадения РВ на границе зоны, ч.

Pвып А = 8*14,2 = 113,6 Р/ч.

Pвып Б = 80*5,2 = 416 Р/ч.

Pвып В = 240*2,84 = 681,6 Р/ч.

Pвып Г = 800*1,28 = 1024 Р/ч.

Определяем дозу до полного распада радиоактивного вещества:

Д? = Рвып * tвып, Р

где Рвып - уровень радиации на время выпадения,Р/ч;

tвып - время выпадения РВ на границе зоны, ч.

Д? А = 113,6 * 14,2 = 1613,12 Р.

Д? Б = 416 * 5,2 =2163 Р.

Д? В = 681,6 * 2,84 = 1935,7 Р.

Д? Г = 1024 * 1,28 = 1310,72 Р.

Определяем уровень радиации спустя двое суток после выпадения:

Pза 2 суток = P1 / К, Р/ч,

где P1 - уровень радиации на 1 час после взрыва на границе зоны;

К - коэффициент для пересчета уровней радиации на различное время взрыва (К = 104).

Pза 2 суток А = 8/104 Р/ч.

Pза 2 суток Б = 80/104 Р/ч.

Pза 2 суток В = 240/104 Р/ч.

Pза 2 суток Г = 800/104 Р/ч.

Определяем экспозиционную дозу на открытой местности за двое суток с момента выпадения радиационного вещества:

Дза 2 суток=5(P1 - Pза 2 суток·48), Р,

где P1 - уровень радиации на 1 час после взрыва на границе зоны, Р/ч;

Pза 2 суток - уровень радиации спустя двое суток после выпадения, Р/ч.

5*(8 - 0,077 * 48) = 21,52 Р.

5*(80 - 0,77 * 48) = 215,2 Р.

5*(240 - 2,3 * 48) = 648 Р.

5*(800 - 7,7 * 48) = 2152 Р.

Определяем коэффициент ослабления радиации ПРУ деревоземляного типа:

Косл = 2 hгр/dпол.гр · 2 hдр/dпол.др,

где dпол.гр и dпол.др - слой половинного ослабления радиации, см;

hгр и hдр - толщина защитного слоя материала, см.

dпол.гр = 7,2 см.

dпол.др = 19 см.

hгр = 16/2+25 = 33 см.

hдр = 16+5 = 21 см.

Косл = 233/7,2 + 221/19 = 51,575 .

Определяем экспозиционную дозу в ПРУ деревоземляного типа за двое суток:

Дпру = Дза 2 суток / Косл, Р,

Дпру = 21,52/ 51,575 = 0,417 Р.

Дпру = 215,2/ 51,575 = 4,182 Р.

Дпру = 648/ 51,575 = 12,564 Р.

Дпру = 2152/ 51,575 = 41,726 Р.

Заключение

В повседневной жизни людям приходится сталкиваться с точечными источниками радиации: дозиметрические и радиометрические приборы, приборы дефектоскопии, рентген, установки для предпосевной обработки семян, радиционная обработка с-х. продукции закладываемой на хранение, устройства для радиационных методов борьбы с вредителями и т. д. Федеральный закон 1996 г. "О радиационной безопасности населения" устанавливает среднюю годовую эффективную дозу для населения 0,001 Зв (0,1 Бэр) ;персонала 0,02 Зв (2 Бэр) Регламентируемые законом и нормами радиационной безопасности НРБ-99 пределы доз облучения не включают в себя дозы, создаваемые естественным радиационным фоном, техногенно измененным фоном, а также дозы, получаемые при проведении медицинских диагностических рентгенологических процедур и лечении . Закон устанавливает для ликвидаторов радиационных аварий дозу облучения 0,2 Зв (20 Бэр) один раз за период жизни при их добровольном согласии.Дозы, не приводящие к потере работоспособности при однократном и многократном облучении, следующие: однократная (в течение четырех суток) -50 Р; многократная (в течение 10…30 суток) - 100 Р, многократная (в течение 3 месяцев) - 200 Р, многократная (в течение года) - 300 Р. Для человека и сельскохозяйственных животных дозой, не приводящей к снижению продуктивности и работоспособности, считается 100 Р.

Превышение этой дозы вызывает лучевую болезнь. Течение острой лучевой болезни подразделяется на четыре периода. Длительность первого периода составляет от нескольких часов до 2 - 3 суток. Наблюдаются угнетенное состояние и следующие симптомы: рвота, отсутствие аппетита, покраснение слизистых оболочек. Второй период - скрытый (мнимого благополучия) продолжается в зависимости от полученной дозы облучения от 3 до 14 суток. В это время патологические изменения в кроветворных органах прогрессируют, хотя внешние признаки болезни отсутствуют. В третьем периоде развиваются все наиболее типичные признаки болезни, наступает разгар лучевой болезни. В четвертом периоде наступает либо выздоровление, либо гибель пораженного человека или животного.

Проанализировав, методы защиты от облучения локальными источниками, я сделал выводы, что от воздействия ионизирующего излучения избавляет дальнее расстояние (мощность экспозиционной дозы уменьшается пропорционально квадрату расстояния), время, т.к. изменение активности изотопов с течением времени уменьшается, а также материалы, имеющие большой коэффициент ослабления, такие как, например, свинец. При ядерных ударах для защиты населения от излучения следует использовать ПРУ, которые имеют значительный коэффициент ослабления.

Размещено на Allbest.ru

...