Файл: BZhD_metodichka.doc

As=Р_x1 · K_y · K_t · K_w · K_загр = 0,945·0,09·0,63·5·0,13 = 0,035 Кu\м².

ІІ. Визначення дози опромінювання людей:

1) дозу опромінювання, що отримає населення на відкритій місцевості визначається за допомогою формули:

,

де Р_к, t_к та Р_п, t_п – потужності доз та час її виміру, що пройшов після викиду радіоактивних речовин з реактору, відповідно закінчення та початку опромінювання:

2) у табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) для заданого значення t_п = 5 год. (17.00 – 12.00) знаходять К_t , який дорівнює 0,63 та множать його на Р_у1, отримуючи Р_n: Р_п = 0,945·0,09·0,63 = 0,053 рад/год.;

3) у табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) для заданого значення t_к = 9 (21.00 – 12.00) знаходять К_t, який дорівнює 0,46 та множать його на Р_у1, отримуючи Р_к: Р_к = 0,945·0,09·0,46 = 0,039 рад/год.

4) розраховують дозу опромінювання, що отримують люди на відкритій місцевості: D = 1,7 (0,039·9 – 0,053·5) = 0,146 рад;

5) здійснюють корегування визначеної у п. 4 дози: в автомобілях люди отримають дозу опромінювання меншу у К_осл разів. У нашому випадку К_осл = 2. Тоді остаточна доза буде: D_авто = 0,146 / 2 = 0,073 рад.

Висновок: доза опромінювання людей становитиме 0,073 рада.

ІІІ. Оцінка радіаційної обстановки на об’єкті.

З нанесенням зон радіоактивного зараження на схему (карту) місцевості та визначення параметрів поля іонізуючого випромінювання на території об’єкту господарювання завершується процес виявлення радіаційної обстановки. В подальшому вона оцінюється шляхом рішення низки завдань, типовими з яких є такі:

1. Визначити, які наслідки перебування людей на зараженій радіоактивними речовинами території слід очікувати, якщо не здійснювати заходи радіаційного захисту?

Приклад постановки завдання.

Через 4 години після зруйнування ядерного реактору рівень радіації на території об’єкту становив 50 рад/год. Визначити величину поглиненої дози опромінювання, яку отримує рецептор (об’єкт опромінювання) у необмежений час.

Порядок проведення розрахунків.

Доза опромінення у необмежений час визначається за допомогою формули:

D_ ≈ 5Р₁;

де D_ – доза опромінення до повного розпаду радіоактивних речовин, рад;

Р₁ = К_t·Р_t, рівень радіації через годину після аварії, рад/год.;

К_t – коефіцієнт, значення якого обирається у табл. 11, 12 (додаток 2.3.4) залежно від часу, що пройшов після аварії;

Р_t – рівень радіації на заданий час, рад/год.

Отже, оскільки після зруйнування ядерного реактору пройде 4 години, коефіцієнт К_t = 1,43, відповідно рівень радіації Р₁ становитиме 1,43·50 = 71,5 (рад/год.).

Тоді поглинена доза опромінення, яку отримає рецептор (об’єкт опромінення) до повного розпаду радіоактивних речовин, буде:

D_ ≈ 5·71,5 = 357,5 рад.

Висновок: поглинена доза опромінення, яку отримає рецептор (об’єкт опромінення) до повного розпаду радіоактивних речовин – 357,5 рад.

2. Визначити, яку дозу опромінювання, а відповідно й ступінь ураження, отримають працівники, що діють за певних умов захищеності на зараженій радіоактивними речовинами місцевості.

Приклад постановки завдання. За умовами завдання 1 визначити поглинену дозу опромінювання, яку можуть отримати працівники об’єкту за перші 8 годин, якщо з початку зараження вони протягом 6 годин знаходилися у протирадіаційному укритті, а потім 2 години працювали на відкритій місцевості. Коефіцієнт ослаблення протирадіаційного укриття обумовлюється конструкцією його перекриття. Воно виконано з трьох шарів: шар бетону – 11,4 см; шар цегли – 8,1 см і шар ґрунту – 8,1 см.

Порядок проведення розрахунків.

Поглинена доза опромінювання яку можуть отримати робітники об’єкту розраховується за формулою:

D = D_ПРУ + D_ВМ ,

де D_ПРУ, D_ВМ – дози, які отримують люди у протирадіаційному укритті та на відкритій місцевості відповідно.

Приймають: Р_ПРУср, Р_ВМср – середній рівень радіації за час перебування людей в протирадіаційному укритті – t_ПРУ і на відкритій місцевості – t_ВМ; К_ОСЛ – коефіцієнт ослаблення іонізуючого випромінювання протирадіаційним укриттям.

Рівень радіації на відкритій місцевості через годину після аварії на АЕС становив: Р₁ = 1,43·50 = 71,5 рад/год.

Визначають рівні радіації на відкритій місцевості Р₄ через 4, Р₁₀ через 10 та Р₁₂ через 12 годин після аварії на АЕС:

Р₄ = 50 рад/год – див. завдання 1.

Р₁₀ = Р₁·К_t10 = 71,5·0,52= 37,18 рад/год.

Р₁₂ = Р₁·К_t12 = 71,5·0,48= 34,32 рад/год.

Розраховують Р_ПРУср та Р_ВМср :

Р_ПРУср = = (50+37,18)·0,5 = 43,59 рад/год.;

Р_ВМср = = (37,18+34,32)·0,5 = 35,75 рад/год.

Визначають коефіцієнти ослаблення іонізуючого випромінювання перекриттям протирадіаційного укриття К_{ОСЛпру,} як найтоншого шару матеріалу, що перешкоджає поширенню гамма-квантів у бік людей:

К_{ОСЛ пру} = К_{ОСЛ бетону} · К_{ОСЛ цегли} · К_{ОСЛ ґрунту.}

К_ОСЛ = 2^Х/h_0,5, тут Х – товщина шару захисного матеріалу; h_0,5 – товщина шару половинного ослаблення даним матеріалом гамма-випромінювання. Тоді, використовуючи дані табл. 14 (додаток 2.3.4), отримуємо:

К_{ОСЛ бетону} = 4; К_{ОСЛ цегли} = 2; К_{ОСЛ ґрунту} = 2; К_{ОСЛ пру} = 16; К_{ОСЛ вм} = 1.

Отримав необхідні дані, визначають поглинену дозу опромінювання працівників об’єкту:

D = D_ПРУ + D_ВМ = (Р_ПРУср·6)/16 + (Р_ВМср·2)/1 = 43,59·6/16 + 35,75·2/1 = 16,3 + 71,5 = 87,8 рад.

Висновок: поглинена доза опромінення, яку можуть отримати працівники об’єкту становить 87,8 рада. Втрати людей не очікується. Можливі одиничні випадки прояви симптомів первинної реакції організму на опромінювання у легкій формі.

3. Визначити тривалість робіт за певних умов захищеності, якщо відомий рівень радіації в районі об’єкту та максимальна доза, яку працівники можуть отримати за час роботи.

Приклад постановки завдання. Якої тривалості повинен бути робочий день у працівників, що виконують обов’язки за призначенням в офісі підприємства (К_осл = 7) і на відкритій місцевості, якщо роботи почнуться через 4 години після зруйнування ядерного реактору, а середній рівень радіації на цей час становитиме P = 20 рад/год. Максимальна доза, яку працівники можуть отримати за час роботи у добу D_екв = 7 бер.

Порядок проведення розрахунків.

В зв’язку з тим, що опромінювання працівників класифікується як зовнішнє і здійснюється від джерел, які викинуті із зруйнованого ядерного реактору, тобто бета-частинками та гамма-квантами, то можна вважати, що одиниці виміру максимальної дози опромінювання та дози, яка визначається розрахунками, еквівалентні за номіналами (коефіцієнт якості випромінювання для бета-частинок та гамма-квантів дорівнює одиниці).

Тоді, визначають допустиму тривалість робіт на підприємстві − Т_пр, за допомогою формули:

Т_пр = == 2,45 год.

Для визначення допустимої тривалості робіт на відкритій місцевості виконують такі розрахунки:

Т_вм = == 0,35 год.

Висновок: допустима тривалість робіт в офісі підприємства – 2,45 год.,

на відкритій місцевості – 0,35 год.

4. Визначити, яку дозу опромінювання, а відповідно й ступінь ураження, отримають працівники, що діють за певним режимом захищеності на зараженій радіоактивними речовинами місцевості.

Приклад постановки завдання. Визначити, яку дозу, а відповідно й ступінь ураження, може отримати людина за добу, у рік, якщо потужність експозиційної дози становить 0,011 мР/год., а режим діяльності на протязі доби такий: відпочинок в домашніх умовах − 9 год., робота в приміщенні адміністративних будинків− 8 год., користування транспортними засобами: автотранспортом – 2 год., електропотягом – 1 год., прогулянка на відкритій місцевості – 4 год.

Примітка: житлові будинки – цегляні п’ятиповерхові, а потужність експозиційної дози − const.

Розв’язання завдання.

Доза, яку отримує людина у добу визначається за допомогою формули: .

Якщо припустити, що потужність дози (Р) на протязі доби залишається постійною, а людина перебуває у цей час на відкритій місцевості, в будинках, на транспорті і в інших умовах, то ступінь її захищеності можна оцінити середньодобовим коефіцієнтом захищеності К_з, який розраховується за формулою:

К₃ =24/ (t + t₁ / К₁ + t₂ /К₂ + ... + t_n / К_n ),

де t− час перебування людини на відкритій місцевості, год;

t₁, t₂, t₃, ... t_n – час доби, протягом якого людина опромінюється в умовах відмінних від відкритої місцевості, год.;

К_1, К₂, K₃, ... К_n − коефіцієнти ослаблення іонізуючого випромінювання об’єктів, в яких перебуватиме людина на протязі доби (табл. 15 додаток 2.3.4).

Тоді, за умов завдання середньодобовий коефіцієнт захищеності буде:

К₃ = 24 (2+8 / 6 + 11 / 27 + 2 / 2+ 1 /3) ≈ 4,73;

а отримана людиною за добу доза становитиме:

= мР.

Нескладно визначити і річну дозу опромінювання, для чого добову дозу треба помножити на число діб у року:

D_річна=D_доба·365=0,056·365 = 20,44 мР.

Висновок: отримана людиною за добу доза становитиме 0,056 мР;

річна доза складе 22,44 мР.

ДЕРЖАВНИЙ ВИЩИЙ НАВЧАЛЬНИЙ ЗАКЛАД

КИЇВСЬКИЙ НАЦІОНАЛЬНИЙ ЕКОНОМІЧНИЙ УНІВЕРСИТЕТ

імені ВАДИМА ГЕТЬМАНА

Кафедра регіональної економіки

З В І Т

про виконання завдання на практичному занятті

з навчальної дисципліни: „Безпека життєдіяльності”.

Тема: Осередки ураження і зони зараження, що виникають у надзвичайних ситуаціях природного та техногенного характеру.

Заняття: Виявлення шляхом прогнозу та оцінка обстановки в осередку ураження, що виникає при зруйнуванні об’єкту, небезпечного в радіоактивному відношенні.

Виконав: студент факультету ____________________________

______________________________________________________

_______курсу____________________________форми навчання

______________________________________________________

(Прізвище та ініціали)

Перевірив:_________________кафедри регіональної економіки

______________________________________________________

(Прізвище та ініціали)