Подготовка информационно-вычислительного центра к защите производственного персонала от воздействия ионизирующих излучений

8.Безопасность жизнедеятельности в чрезвычайных ситуациях.

Подготовка ИВЦ к защите производственного персонала от воздействия ионизирующих излучений.

Исходные данные

Информационно-вычислительный центр, удален от радиационно опасного объекта (РОО) на расстояние 65 километров. На РОО установлены реакторы типа РБМК-1000.

Необходимо:

1) дать характеристику радиоактивного заражения при аварии на РОО;

2) выявить и оценить возможную радиационную обстановку на объекте;

3) разработать мероприятия по подготовке объекта к защите.

8.1.Характеристика радиоактивного заражения при аварии на РОО.

К РОО относятся АЭС, предприятия атомной промышленности, атомный флот, исследовательские реакторы, могильники.

8.1.1.Общие сведения об авариях на АЭС.

В мире примерно 500 атомных энергоблоков.

В СССР было 45 атомных энергоблока

В России 28 атомных энергоблока.

С 70-90 гг произошло 160 аварий на АЭС и плюс к этому внеплановые остановки энергоблоков.

В 1992 г - 6 остановов на 1 энергоблок РФ.

                 2,2 - в США

                  1,1 - в Германии

                  0,1 - в Японии.

По шкале МАГАТЭ все аварии на АЭС делятся на 6 уровней:

1- незначительное происшествие

2- происшествие средней тяжести

3- серьезное происшествие

4- авария в пределах АЭС

5- авария с риском для окружающей среды

6- тяжелая авария

7- глобальная авария, катастрофа

Время, прошедшее после аварии делится на три уровня:

1) ранняя фаза (РФ): от момента аварии до окончания основных выбросов и завершения формирования радиоактивного следа на местности, Tрф=несколько суток-несколько часов;

2) средняя фаза (СФ): от завершения формирования следадо принятия всех необходимых средств защиты, Трф= несколько суток- один год;

3) поздняя фаза (ПФ): до отмены всех ограничений жизнедеятельности людей, Трф = 1 год- несколько лет.

Виды облучения производственного персонала в РФ.

1.Внешнее облучение:

·  из проходящего радиационного облака

·  из радиоактивной пыли при ее распаде

2.Внутреннее аэрозольное облучение - через органы дыхания.

3.Контактное облучение - воздействие на открытые участки тела.

8.1.2.Основные параметры радиоактивного заражения и единицы их измерения.

(Доза излучения; мощность дозы излучения; уровень радиации)

·  степень загрязнения поверхности

·  плотность загрязнения территории

·  мощность дозы излучения

·  доза излучения

Различают три вида дозы излучения:

·  экспозиционная доза

·  поглощенная доза

·  эквивалентная доза

Таб.8.1.

8.1.3.Особенности радиоактивного заражения при аварии на АЭС

·  Длительность выхода РВ из разрушенного реактора

·  Мало дисперсный состав РВ

·  Заражение больших территорий с незначительной степенью загрязнения

·  Распространение РВ во всех направлениях

·  Медленный спад уровня радиации

Закон спада радиации при ядерном взрыве:

7-ми кратному увеличению времени соответствует 10-и кратное уменьшение уровня радиации.

При аварии: за 1 месяц в 5 раз, за квартал - в 11 раз.

8.2.Выявление и оценка возможной радиационной обстановки на объекте.

8.2.1.Выявление возможной обстановки.

Выявление возможной радиационной обстановки производится заблаговременно, до аварии, методом прогноза.

Прогноз заключается в построении зон радиоактивного заражения и в определении местоположения объекта относительно этих зон. Зоны построены на рисунке 8. Из размеров зон и мощности на один час Д на их внешних границах путем интерполяции можно определить мощность дозы на один час после аварии на ИВЦ составит:

Д(1)=4,2-((4,2-1,4)/(80-48)*(80-65))=2,8 рад/час

8.2.2.Определение ожидаемой дозы излучения Дож

производится за первые 10 суток после аварии и за первый год. Время начала заражения объекта определяется как частное от деления расстояния до АЭС на скорость перемещения облака, которая при заблаговременном прогнозе может быть принята равной 20 км/час.

T=65/20=3,25 (3 часа 15 минут)

Определение ожидаемых доз излучения производится с целью выбора мер защиты. Эти дозы зависят от характера спада мощности дозы излучения Д за указанное время. При определении характера спада Д следует рассчитать: мощность дозы на один час после аварии, на время начала заражения объекта, на 12, 24, 48, 120 и 240 часов; на 1, 2, 4, 6, 9, 12 месяцев. Расчет производится по формуле:

Д(t)=Д(1)*Кt, где

Д(t)-мощность дозы на любое время

Д(1)-мощность дозы на один час после аварии

Кt-коэффициент для пересчета Д(t).

Ожидаемые дозы излучения за первые 10 суток и за первый год после аварии определяются по формуле:

Д(ом)=Дср*Т, где

Д(ом)-доза излучения на открытой местности

Дср-средняя мощность дозы за период Т (Т в часах), определяется по формуле:

Дср=(Дн+Дк)/2, где Дн и Дк-мощности доз излучения соответственно в начале и в конце интервала.

Результаты расчета накапливаемых доз излучения Д(ом) сводятся в таблицу 8.2.2.1.