Термины и определения

Радиационная авария - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильностью действий персонала, стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей сверх установленных норм или радиоактивному заражению окружающей среды.

Авария радиационная проектная - авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности.

Гипотетическая авария - авария, для которой проектом не предусматриваются технические меры, обеспечивающие радиационную безопасность персонала и населения.

Ядерная авария - авария, связанная с повреждением активной зоны с превышением установленных проектных пределов ядерного реактора и с потенциально опасным аварийным облучением персонала.

Непосредственные последствия радиационной аварии (РА) атомных станций (АС) обусловливаются радиоактивным заражением (РЗ) объектов, окружающей среды и поражающим действием ионизирующих излучений: а-, р-, у-, нейтронного (и) излучения. В этом случае может иметь место как внутреннее облучение (при попадании РВ внутрь организма), так и внешнее облучение (при нахождении РВ вне тела человека). Опасность а- и р- частицы представляют особенно при внутреннем, а не при внешнем облучении, так как они обладают высокой ионизирующей и небольшой проникающей способностью. Защитой от них может служить одежда, кожа и стекла очков, экран, например из алюминия, толщиной более 5 мм и др. Однако следует учитывать, что а- распад (например, радий-226) и р- распад (например, кобальт-60) многих РВ сопровождается у- излучением, и при работе с ними необходима специальная защита.

Опасным для человека оказывается также внешнее облучение у- лучами и нейтронами, обладающими высокой проникающей и незначительной ионизирующей способностью. При защите от нейтронных и у- излучений применяют материалы, обладающие высокими замедляющими и поглощающими свойствами, например карбид бора (В4С), бористая сталь, свинец и др.

Для характеристики поглощающих и защитных свойств различных материалов вводится понятие толщина слоя половинного ослабления у- и нейтронного излучения (б/пол). dnon - это толщина такого слоя материала, при прохождении через который интенсивность у- и нейтронного излучения уменьшается в два раза. Значения б/полприводятся в справочниках (например, dnOn для у- и нейтронного излучения соответственно: для стали - 3 и 5 см; для бетона - 10 и 12 см; для грунта - 12 и 14,4 см).

На практике толщину защиты в инженерных расчетах определяют приближенно, используя зависимость между коэффициентом ослабления Косп и слоем половинного ослабления dnon •

Кос11 = 2т = 2Ш"°’', (И)

где т = h/ dnOn ~ число слоев половинного ослабления; h - толщина слоя защиты (защитного экрана, сооружения и т.п.).

Коэффициент ослабления Косл - это величина, показывающая, во сколько раз данная защита ослабляет у- и поток нейтронного излучения. Он является важным параметром защитных сооружений. При наличии сложной защиты, состоящей из нескольких разнородных материалов, общий коэффициент ослабления равен произведению коэффициентов ослабления каждого материала:

Косл = Косл 1 'К0СЛ2 ’Косдз . . . Косл п , (12)

где Кослі, Кл2, Кослз, Клп - коэффициенты ослабления для различных слоев материалов. Значения Косл і находят по специальным таблицам, приводимым в справочниках.

Важнейшими дозиметрическими параметрами, характеризующими радиационное воздействие ионизирующего излучения, а также критериями, определяющими меру его опасности для человека, являются доза и мощность дозы излучения. Для характеристики степени, глубины и формы воздействия излучений на облучаемое тело, зависящих прежде всего от величины поглощенной им энергии, вводят понятие поглощенной дозы излучения Dn. Поглощенная доза -это доза радиоактивного излучения одного вида, она показывает среднюю энергию излучения, которая поглощается облучаемым объектом с единичной массой. Однако наиболее просто можно измерить дозу излучения по эффекту ионизации воздуха (т.е. по возникновению заряда в воздухе), который на практике и принимается в качестве эквивалентного вещества. Поэтому в практической дозиметрии для характеристики дозы по данному эффекту, оценки радиационной обстановки (РО) на местности, в помещениях, обусловленной внешним (у-) или рентгеновским (фотонным) излучением, используют внесистемный параметр - экспозиционную дозу облучения D3KC, характеризующую ионизирующую способность излучения в воздухе.

Для характеристики биологического воздействия ионизирующих излученийна человека используют параметры: эквивалентная доза (организм подвергается воздействию различных видов излучения) и эффективная доза (табл. 2.2).

Таблица 2.2

Единицы измерения параметров ионизирующих излучений и радиоактивности

п/п

Параметры

Единицы измерения

Соотношение между единицами измерения

в системе СИ

внесистемные

1

Поглощенная доза

Гр; мГр; мкГр

рад; мрад; мкрад

  • 1 Гр = 1 Дж/кг 1Гр = ЮОрад
  • 1 мрад = 10‘3 рад

2

Экспозиционная доза фотонного излучения

Кл/кг

Р; мР, мкР

1Р=2,58 ПУ4 Кл/кг 1 Кл/кг = 3886 Р

3

Эквивалентная доза

Зв; мЗв; мкЗв

бэр; мбэр, мкбэр

1 Зв = 100 бэр (1 бэр = 10 мЗв)

4

Эффективная доза

Зв; мЗв, мкЗв

бэр; мбэр: мкбэр

  • 1 Зв = 100 бэр
  • 1 мЗв = 0.1 бэр (1 бэр = 10 мЗв)

Важным фактором при воздействии ионизирующих излучений на живые организмы является время облучения. Поглощенная, экспозиционная и эквивалентная дозы излучения, отнесенные к единице времени, называются соответственно мощностью поглощенной, экспозиционной и эквивалентной дозы [6].

  • 2.2. Расчет параметров радиационной обстановки
  • 2.2.1. Приведение мощности дозы на различное время после аварии на РОО

Расчет задач по установлению мощности дозы на определённое время после взрыва осуществляется с помощью специальных таблиц. Исходные данные для самостоятельного решения задач приведены в табл. 2.3.

Таблица 2.3

Исходные данные для самостоятельного решения задач по оценке радиационной обстановки на объекте ___________________________

№ варианта

Время после аварии taeap, ч

Мощность дозы после аварии Р,, рад/ч

Время нахождения людей на местности ?и, ч

Время от взрыва до начала заражения,?„, ч

Установленная мощность дозы Дуст, рад

Тип реактора АЭС

1

1,5

1,7

0,5

1,0

1,0

ВВЭР

2

2,0

1,5

1,0

1,5

1,2

РБМК

3

2,5

1.1

1.5

2,0

1,5

ВВЭР

4

2,8

1,0

2.0

2,2

1.8

РБМК

5

3.0

0.85

2.5

2,5

2.0

ВВЭР

6

3,2

0,7

3,0

3,0

2,2

РБМК

7

3,5

0,7

3,0

3,0

3,0

ВВЭР

8

4,0

0,6

3,5

3,5

5,0

РБМК

9

4,2

0,55

4,0

4,0

4,0

ВВЭР

10

4,5

0,55

3.5

4,3

3.5

РБМК

11

4,8

0.5

5,0

4,2

3,0

ВВЭР

12

5.0

0.45

7.0

4,5

5.0

РБМК

13

5.2

0.4

6.0

5,0

5.0

ВВЭР

14

5.5

0.3

3.0

4,5

3,0

РБМК

15

6,0

0,25

2.0

5,0

2,0

ВВЭР

В табл. 2.4 для различного времени после аварии с учетом спада мощности дозы приведены коэффициенты пересчета мощности дозы на любое время после аварии. Если принять мощность на один час после аварии за единицу, то коэффициент пересчёта показывает, во сколько раз уменьшится мощность дозы за тот или иной промежуток времени t, прошедший после аварии. Мощность дозы на один час после аварии определяется по формуле

Р^РгК, (13)

где Pt - мощность дозы через время taeap после аварии, рад/ч, Pi - мощность дозы на один час после аварии; Kt - коэффициент пересчёта мощности дозы на любое время после аварии (табл. 2.4).

Таблица 2.4

Коэффициенты пересчёта мощности дозы на различное время после аварии на АЭС [7] ________________________________________

Время, прошедшее после аварии, ч

Kt

Время, прошедшее после аварии, ч

Время, прошедшее после аварии, ч

Kt

0,5

1,32

6

0,49

11,5

0,38

1,0

1,0

6,5

0,47

12

0,37

1,5

0.85

7

0.46

16

0.33

2,0

0.76

7,5

0.45

20

0,30

2,5

0,7

8

0,43

1 сут

0,28

3,0

0,65

8,5

0,42

2 сут

0,21

3,5

0.61

9

0,41

3 сут

0,18

4,0

0,58

9,5

0.41

4 сут

0.16

4,5

0,55

10

0,4

5 сут

0,15

5,0

0,53

10,5

0.39

6 сут

0,14

5,5

0,51

11

0,39

5 сут

0,15

Примеры решения задач

Задача 1. На объекте через taBap ч после аварии мощность дозы составляет Pt рад/ч. Определить мощность дозы через один час и через одни сутки после аварии. Условия: количество часов после аварии taBap= 3 ч; мощность дозы через 3 часа после аварии Pt = 0,8 рад/ч.

Решение:

  • 1. По табл. 2.4 находим, что при taBap= 3 ч мощность дозы составляет 0,65 от мощности дозы на один час после аварии.
  • 2. Мощность дозы на один час после аварии определяется по формуле (13)

Pi = Р33 = 0,8/0,65 = 1,23 рад/ч.

  • 3. По табл. 2.4 находим, что при t = 1 сут мощность дозы составит 0,28 от мощности дозы на один час после аварии.
  • 4. Определяем мощность дозы на 1 сут после аварии:

Рсут= Pi ’ Ксут = 1,23 • 0,28 = 0,34 рад/ч.

2.2.2. Расчет ожидаемых доз облучения при нахождении людей на заражённой местности

В общем случае изменение мощности дозы на местности, заражённой радиоактивными веществами при аварии на АЭС, определяется зависимостью

Pt = Ро • (t/to) n, (14)

где Pt - мощность дозы на момент t после взрыва (аварии); Ро - мощность дозы, измеренная (рассчитанная) на время t0 после взрыва (аварии), например на один час после аварии; t - время от момента взрыва (аварии), на которое рассчитывается мощность дозы; to - время от момента взрыва (аварии), для которого известна мощность дозы; п - показатель степени, зависящий от времени с момента взрыва (аварии). Для аварии на АЭС при времени менее суток от момента взрыва п = 0,4.

Проинтегрировав выражение Pt = Ро • (t/t0)'n можно получить зависимость, позволяющую определить ожидаемую дозу (Дож) излучения при аварии на АЭС на открытой местности:

ДоЖ=1,7(Рк’tK-PH-tH), (15)

где Рн - мощность дозы в момент начала нахождения на местности, заражённой радиоактивными веществами; Рк - мощность дозы в момент окончания нахождения на местности, заражённой радиоактивными веществами; tH и tK - соответственно время начала и окончания нахождения на местности, заражённой радиоактивными веществами, от момента аварии. Время нахождения людей на зараженной местности соответственно равно tM = tK - tH.

С учетом вышеперечисленных зависимостей для различных типов аварийных реакторов рассчитаны дозы облучения и сведены в таблицы. С помощью этих таблиц представляется возможным определить дозу облучения для различных условий обстановки. В табл. 2.5 и 2.6 в зависимости от типа аварийного реактора (РБМК или ВВЭР) приведены дозы облучения в радах для мощности 1 рад/ч после аварии. Для определения доз облучения для других значений мощностей доз необходимо найденную по таблице дозу облучения умножить на указанную мощность дозы.

Задача 2. На объекте мощность дозы через taBap= 4 ч после взрыва на АЭС с реактором (ВВЭР или РБМК) составляет Pt = 0,29 рад/ч. Определить дозы облучения, которые получат люди, находящиеся на открытой местности, за tM = 5 ч, если известно, что облучение началось через один час после аварии; тип реактора АЭС -ВВЭР.

Решение:

1. Определяем мощность дозы на один час после аварии (с использованием данных табл.2.4) по формуле (13):

Pi2= Pt / Kt= 0,29 / 0,58 = 0,5 рад/ч.

2. В таблице 2.6 на пересечении колонки 5 ч и строки 5 ч находим дозу облучения на открытой местности мощности дозы

  • 1 рад/ч, которая равна 2,78 рада.
  • 3 . Определяем дозу облучения для мощности дозы на один час, равную 0,5 рад/ч:

Доб= 2,78 • 0,5 = 1,39 рад.

Таблица 2.5 Дозы радиации, полученные на открытой местности, при мощности дозы 1 Р/ч через один час после аврии на АЭС. Тип аварийного реактора РБМК

Время начала облучения с момента аварии

Время пребывания на зараженной местности

ч

сут

мес

1

2

3

4

15

1

2

3

10

1

2

часы

1

0,9

1,7

2,42

3,71

8,79

12,4

20,1

26,4

56,2

105

151

2

0,79

1,51

2,17

3,40

8,32

11,8

19,5

25,7

55,4

104

150

3

0,71

1,38

2,01

3,17

7,95

11,4

19,0

25,2

54,0

103

149

5

0,62

1,22

1,79

2,86

7,39

10,7

18,2

24,3

53,6

102

148

15

0,44

0,87

1,3

2,12

5,86

8,83

15,6

21,3

49,7

97,8

143

сутки

1

0,37

0,74

1,1

1,82

5,13

7,83

14,1

19,6

47,3

94,8

140

2

0,28

0,57

0,85

1,41

4,07

6,32

11,7

16,6

42,6

88,8

134

10

0,13

0,27

0,41

0,69

2,06

3,27

6,41

9,42

27,8

66,4

107

30

0,07

0,15

0,23

0,39

1,18

1,88

3,74

5,56

17,5

46,3

80,5

60

0,05

0,1

0,16

0,26

0,8

1,28

2,55

3,81

12,3

34,1

62

Задача 3. На объекте началось радиоактивное заражение местности через tH = 5 ч после аварии на АЭС. Мощность дозы Pt = 0,53 рад/ч. Определить дозу облучения за первые сутки нахождения на открытой местности, используя вышеприведенную формулу.

Решение:

1 .Определяем мощность дозы на один час после аварии:

Pl = Р5 / K5= 0,53/0,53 = 1 рад/ч.

2.Определяем мощность дозы на 29 часов после аварии:

Р29 = Pi • К29 = 1 • 0,27 = 0,27 рад/ч.

3.Под ставляєм полученные значения в формулу (15):

Дож= 1,7 (0,27 • 29 - 0,53 • 5) = 1,7 (7,83- 2,65) = 8,8 рада.

Таблица 2.6 Дозы радиации, получаемые на открытой местности, при мощности дозы 1 Р/чс на 1 час после аварии на АЭС. Тип аварийного реактора ВВЭР

Время начала облу-

Время пребывания на зараженной местности

ч

сут

мес

ЧЄН1

МОМ аваї

ИЯ с ента рии

1

2

3

4

15

1

2

3

10

1

2

часы

1

0,99

1,68

2,39

3,66

8,57

12,0

19,3

25,1

52

94,7

134

2

0,78

1,49

2,14

3,33

8,07

11,4

18,6

24,4

51,3

93,9

133

3

0,7

1,36

1,97

3,1

7,7

11,0

18,1

23,8

50,6

93,2

132

5

0,61

1,19

1,74

2,78

7,12

10,3

17,3

22,9

49,5

92

13 1

сутки

1

0,35

0,7

1,05

1,72

4,84

7,37

13,2

18,2

43,2

84,6

123

2

0,26

0,53

0,79

1,31

3,78

5,86

10,8

15,3

38,6

78,8

117

3

0,12

0,24

0,37

0,61

1,84

2,91

5,69

8,35

24,4

5,77

92,2

3 В оч о о S

1

0,06

0,13

0.2

0,33

1,01

1,61

3,20

4,76

14,9

39,2

67,6

2

0,04

0,08

0,13

0,22

0,67

1,07

2,13

3,18

10,2

28,3

51,1

2.2.3. Определение допустимой продолжительности пребывания людей на заражённой местности

Допустимое время пребывания на заражённой местности определяется по табл. 2.7.

Таблица 2.7

Допустимая продолжительность пребывания людей на радиоактивной зараженной местности при аварии на АЭС_______________________

А

Время, прошедшее с момента аварии до начала облучения tH, ч

1

2

3

4

6

8

12

24

0,2

7,3

8,35

10,0

11,3

12.3

14,0

16,0

21,0

0,3

4,5

5,35

6,3

7,1

8,0

9,0

10,3

13,3

0,4

3,3

4,0

4,35

5,1

5,5

6,3

7,3

10,0

0,5

2,45

3,05

3,35

4,05

4,3

5,0

6,0

7,5

0,6

2,15

2,35

3,0

3,2

3,45

4,1

4,5

6,25

0,7

1,5

2,1

2,3

2,4

3,1

3,3

4,0

5,25

0,8

1,35

1,5

2,1

2,25

2,45

3,0

3,3

4,5

0,9

1,25

1,35

1,55

2,05

2,25

2,4

3,05

4,0

1,0

1,15

1,3

1,4

1,55

2,10

2,2

2,45

3,4

Для определения времени пребывания, используя исходные данные, рассчитываем параметр А по соотношению

Р1/(Дуст-К0СЛ) = РДКі'Дуст’Косл) = А,

где Pi - мощность дозы на один час после аварии; Pt - заданная мощность дозы на любое время; Дуст - установленная мощность дозы; Косд - коэффициент ослабления (табл. 2.8); Kt - определяется по таблице 2.4.

В таблице 2.7 на пересечении строчки А и графы начала работ находится продолжительность пребывания на заражённой местности Т.

Таблица 2.8

Средние значения коэффициента ослабления доз облучения (Косл) укрытиями и транспортными средствами________________________

Наименование укрытий

и транспортных средств

Коэффициент ослабления

Открытая местность

1

Открытые щели

3

Перекрытые щели

40

Автомобили и автобусы

2

Крытые вагоны

2

Пассажирские вагоны

3

Жилые деревянные одноэтажные дома

2

Трехэтажные здания

10

Жилые каменные одноэтажные дома

- подвалы этих домов

  • 10
  • 40

Жилые каменные трехэтажные дома

- подвалы этих домов

  • 20
  • 400

Задача 4. Определить допустимую продолжительность работы спасательной команды на заражённой местности, если измеренная мощность дозы при входе в зону через taBap = 1ч составляет Pt рад/ч. Установленная мощность дозы равна Дуст, рад.

Условия: количество часов после взрыва 3 ч; мощность дозы через 3 ч после аварии 0,39 рад/ч; установленная мощность дозы Дуст= 1 рад.

Решение'.

1. Находится по таблице 2.4 мощность дозы на один час после аварии:

Pi= Pt/Kt= 0,39/0,65 = 0,6.

2. Находим А:

А = Р1/(ДустКосл) = 0,6/(11) = 0,6

3. По табл. 2.7 определяем продолжительность работ:

Т = 3 ч.

Задача для самостоятельного решения. Для условий, определяемых вариантом (см. табл.2.3), задаваемым преподавателем, определить:

  • 1) приведенную мощность дозы на указанное в задании время после аварии на РОО;
  • 2) ожидаемые дозы облучения при нахождении людей на заражённой местности;
  • 3) допустимую продолжительность пребывания людей на заражённой местности.

Глава 3.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ   След >