Защита населения и хозяйственных объектов в чрезвычайных ситуациях. Радиационная безопасность

В пределах каждого биологического года у человека возникает 14 двойных и один тройной критические дни. По табл. 7.1 нетрудно установить даты всех двойных критических дней и их типы в пределах текущего биологического года.

Таблица 7.1 Определение критических дней

Номер критического дня	Время в (сутках) от начала биологического года	Тип критического дня
1	42	Ф+Э
2	49	Ф+И
3	59	Э+И
4	84	Ф+Э
5	98	Ф+И
6	118	Э+И
7	126	Ф+Э
8	147	Ф+И
9	168	Ф+Э
10	177	Э+И
11	196	Ф+И
12	210	Ф+Э
13	236	Э+И
14	245	Ф+И

Дату начала следующего биологического года устанавливают следующим образом. Вычисляют общее число прожитых дней на текущий момент (Д). Выделяют дробную часть отношения Д/Б и умножают ее на длительность биологического года Д. Вычитают найденный результат из числа Б. Получают число суток, которое необходимо отсчитать назад по календарю для получения даты начала текущего биологического года. Дату промежуточного тройного критического дня в пределах текущего биологического года определяют следующим образом. Выделяют дробную часть отношения 6400хД/ФЭИ и умножают на число ФЭИ/64.

Вычитают найденный результат из числа Б. Получают число суток, которое необходимо прибавить к дате начала текущего биологического года, чтобы получить тройной критический день.

Методика построения графиков и оценки результатов

Методику построения графиков рассмотрим на примере.

Пример построения графиков физического, эмоционального и интеллектуального циклов (рис. 7.1).

Например, Вы родились 19 июня 1953 г. Сегодня 19 декабря 1997 г. К этому времени вы прожили с учетом високосных лет:

(1997 - 1953) х 365 + 11 = 16071 день,

где 365 - количество дней в году; 11 - число прожитых високосных дней (високосный год бывает один раз в 4 года, поэтому число прожитых лет необходимо разделить на 4).

Поскольку 44 года вам исполнилось 19 июня 1997 г., то к 16071-му дню добавим 172 дня (с 19.06.97 г. по 19.12.97 г.), 16071 + 172 = 16243 дня. За это время у вас завершилось:

физических циклов: 16243:23 = 706 (остаток 5 дней);

эмоциональных циклов: 16243:28 = 580 (остаток 3 дня);

интеллектуальных циклов: 16243:33 = 492 (остаток 7 дней).

Количество дней в остатке позволяет определить конец последнего и начало текущего биологического цикла. Для этого необходимо от дня расчета вычесть количество дней, которые остались в остатке:

физический цикл: 19 декабря - 5 дней = 14 декабря;

эмоциональный цикл: 19 декабря - 3 дня = 16 декабря;

интеллектуальный цикл: 19 декабря - 7 дней = 12 декабря.

Затем рисуют прямоугольную систему координат (рис. 7.1). На вертикальной оси отмечают верхнюю и нижнюю точки синусоид, на горизонтальной - время (дни месяца). На горизонтальной оси помечаем вычисленные даты окончания последних биоциклов: 14, 16 и 12 декабря 1997 г. Из этих точек рисуют синусоиды, общая длина которых составит соответствующий цикл.

Обработка результатов и выводы

Проэкстраполируйте фазы циклов хотя бы на месяц вперед. Время, когда верхушки положительных волн сближаются или совпадают - наиболее благоприятное для Вас. В этом случае можно планировать и выполнять наиболее сложную интеллектуальную или физическую работу. Если все три полуволны отрицательны и совпадают, это самый опасный период в Вашей жизни. В таком случае физические нагрузки и эмоциональные нагрузки должны быть снижены или строго дозированы, а рассчитывать на интеллектуальный уровень надо с крайней осторожностью. Другие сочетания циклов будут промежуточными. Каждый человек должен иметь прогноз сочетания циклов по крайней мере на год и учитывать в своей повседневной жизнедеятельности.

Рис. 7.1. Графики эмоционального, физического и интеллектуального циклов

При анализе результатов следует помнить, что физический цикл определяет широкий диапазон физических свойств организма, включая сопротивляемость болезням, силу, координацию, скорость, физиологию, ощущение хорошего физического самочувствия.

Эмоциональный цикл управляет творчеством, восприимчивостью, психическим здоровьем, мышлением, восприятием мира и самих себя.

Интеллектуальный цикл регулирует память, бдительность, восприимчивость к знаниям, логические и аналитические функции мышления.

Дни перехода от положительной фазы к отрицательной также являются критическими, что проявляется в физическом цикле несчастными случаями, в эмоциональном - нервными срывами, в интеллектуальном - ухудшением качества умственнной работы.

Литература

Агаджанян, Н.А. Биологические ритмы.- М., 1967.

Ашофф, Ю. Биологические ритмы - пер. с анг. - М.: 1984.

Моисеева, Н.И. Биоритмы жизни. - СПб., 1997.

Ужегов, Г.М. Биоритмы на каждый день. - М.: 1997.

Шапошникова, В.И. Биоритмы - часы здоровья. - М.:1991.

Ягодинский, В.Н. Ритм, ритм, ритм. - М., 1985.

8. ПРОГНОЗИРОВАНИЕ И ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ ПРИ СПАДЕ РАДИАЦИИ ПО ЗАКОНУ ВЭЯ-ВИГНЕРА

1. Цель работы - научить студентов прогнозировать и оценивать радиационную обстановку при радиоактивном заражении (загрязнении) территории непосредственно после аварии на АЭС или взрыва одиночного ядерного боеприпаса по результатам разведки. Оценивается воздействие на здоровье человека только внешнего гамма-излучения.

2. Порядок выполнения работы:

2.1 Изучить материалы, изложенные в разделе «Общие положения». Использовать их при решении задач.

2.2 Переписать форму отчета на отдельный лист (табл. 8.11).

2.3 В процессе решения задач выбирать исходные данные своего варианта из табл. 8.1 и 8.6 соответственно. Номер варианта соответствует порядковому номеру фамилии студента в журнале учета занятий.

2.4 Иметь конспект лекций или учебное пособие, рекомендованное преподавателем.

2.5 Приступить к выполнению работы по приведенной методике.

3. Материально-техническое обеспечение: проектор или кодоскоп, схемы, микрокалькуляторы

Сведения из теории

Радиационная обстановка - это совокупность последствий радиоактивного заражения или загрязнения территории, оказывающее влияние на жизнедеятельность людей и требующая принятия определенных мер защиты. Радиационная обстановка характеризуется, прежде всего, мощностью экспозиционной дозы гамма-излучения и размерами загрязненной территории.

Территория считается радиоактивно:

загрязненной: если мощность экспозиционной дозы гамма-излучения превышает радиационный фон 10-20 мкР/ч, но меньше 0,5 Р/ч;

зараженной: если мощность экспозиционной дозы, измеренной на высоте 0,7-1 м от поверхности земли, составляет более 0,5 Р/ч.

Оценка радиационной обстановки - это выявление масштабов и степени радиоактивного заражения (загрязнения) территории в результате аварии на радиационно-опасном объекте, а также выбор вариантов защиты, исключающих поражение людей. Выявление и оценка радиационной обстановки проводится двумя методами:

по результатам прогнозирования зон радиоактивного заражения (загрязнения) территории;

по результатам разведки.

Методика оценки по результатам прогнозирования зон заражения (загрязнения) рассматривается в [1]. На данном занятии рассматривается вариант оценки только по данным разведки.

Сущность разведки заключается в том, что после радиоактивного заражения (загрязнения) территории, не ранее, чем через час после ядерного взрыва (аварии на АЭС с выбросом радиоактивных веществ), с помощью дозиметрического прибора дважды измеряют мощность экспозиционной дозы гамма-излучения с определенным интервалом времени (10-50 минут для ядерного взрыва и несколько часов при аварии на АЭС) и с фиксацией астрономического времени измерения. Имея эти исходные данные, можно аналитически и с помощью специальных таблиц определить:

мощность экспозиционной дозы гамма-излучения на 1 час после взрыва (аварии на АЭС с выбросом радиоактивных веществ);

эквивалентные дозы облучения людей гамма-излучениями на открытой местности, в зданиях и других укрытиях;

допустимую продолжительность пребывания людей на открытой местности при заданной дозе облучения;

возможные радиационные потери людей, в том числе с летальным исходом; режимы противорадиационной защиты.

Примечания. 1. Возможные радиационные потери людей определяют исходя из усредненных статистических данных, считая, что данная группа людей получила одинаковые опасные для жизни дозы, но в первую очередь умирают люди, имеющие хронические заболевания и ослабленную иммунную систему, дети и люди пожилого возраста.

2. Разработаны 13 вариантов радиационной защиты для различных групп населения, а также для гражданских формирований гражданской обороны проживающих и выполняющих задачи в различных условиях. На занятии рассматривается только один из вариантов радиационной защиты рабочих и служащих завода, имеющего убежища.

В течение первых 100-160 суток после аварии на АЭС или ядерного взрыва изменение мощности экспозиционной дозы излучения на радиоактивно зараженной местности описывается законом Вэя-Вигнера:

 (8.1)

где - мощности экспозиционных доз (Р/ч), соответствующие моментам времени t1, t2 (ч) после начала радиоактивного заражения (загрязнения) территории; n - показатель степени, характеризующий величину спада мощности экспозиционной дозы излучения во времени и зависящий от изотопного состава радионуклидов (при ядерном взрыве образуется около 300 изотопов 36 химических элементов, при аварии на АЭС - несколько десятков). Для аварии на АЭС, аналогичной на Чернобыльской АЭС, величина показателя n = 0,4-0,86, для ядерного взрыва n = 1,2. График зависимости мощности экспозиционной дозы от времени представлен на рис. 8.1

Рис. 8.1. Зависимость мощности экспозиционной дозы от времени, прошедшего после начала аварии на АЭС или ядерного взрыва

Величину n можно рассчитать из формулы (8.1):

n = (Lg - Lg)/(Lgt2 - Lgt1) (8.2)

По величине n в справочниках выбирают специальные таблицы, по которым с использованием аналитических выражений определяют мощность экспозиционной дозы на 1 час после взрыва, эквивалентные дозы облучения людей, допустимое время пребывания людей на открытой местности, возможные потери людей и режимы защиты.

В качестве примера ниже приведены методики решения пяти задач для случая взрыва ядерного боеприпаса, но методики применимы и при заражении (загрязнении) территории после аварии на АЭС.

Примечания.

1. Недостающие исходные данные для решения последующих задач надо брать из полученных результатов предыдущих задач.

2. Если в таблицах нет искомого значения, его необходимо найти интерполяцией или экстраполяцией.

3. При расчетах полученные значения определять до десятых.

Методика решения задач

Задача № 1. Привести мощность экспозиционной дозы к одному часу после взрыва

(исходные данные взять табл. 8.1).

1. Определяем интервал времени между вторым и первым измерениями (см. таблицу 1):

t2 - t1 (8.3)

2. Рассчитываем отношение уровней радиации при втором и первом измерениях:

(8.4)

3. По отношению () и промежутку времени между вторым и первым измерениями (t2- t1) в табл. 8.2 находим время, прошедшее с момента взрыва до второго измерения (tизм).

4. Находим время взрыва:

tвзр = t2 - tизм. (8.5)

5. По табл. 8.3 определяем коэффициент пересчета К на время tизм.

6. Определяем уровень радиации на один час после взрыва:

. (8.6)

Задача № 2. Определить возможные эквивалентные дозы облучения гамма-лучами при действиях людей на местности, зараженной радиоактивными веществами

(исходные данные взять из табл. 8.1).

Определение возможных доз облучения рабочих и служащих, находящихся на зараженной местности гамма-лучами, необходимо для того, чтобы принять меры по их защите от опасного облучения. Для решения этой задачи надо иметь следующие данные: мощность экспозиционной дозы через 1 час после взрыва (аварии), время пребывания людей на радиоактивно-загрязненной (зараженной местности), степень их защищенности.

1. По исходным данным табл. 8.1 для задачи 2 своего варианта по табл. 8,4 находят экспозиционную дозу излучения Х100 (в Рентгенах) при величине мощности экспозиционной дозы 100 Р/ч.

2. Экспозиционную дозу излучения в воздухе на открытой местности находят по формуле:

 Хв = Х100·/100, Р (8.7)

где - мощность экспозиционной дозы по результатам решения задачи 1.

3. Производим пересчет экспозиционной дозы в эквивалентную дозу (для биологической ткани):

Н = 0,96 Хв, бэр. (8.8)

4. Эквивалентная доза облучения в производственных помещениях, полученная людьми, рассчитывается по формуле:

Нп = Н/Косл, бэр (8.9)

Значения коэффициента ослабления дозы радиации (Косл), являющегося одной из характеристик степени защищенности, даны в табл. 8.5.

Задача № 3. Определение допустимой продолжительности работы в цехах завода на радиоактивно зараженной (загрязненной) территории

(исходные данные взять из табл. 8.6).

Для решения задачи необходимо иметь следующие данные: время, прошедшее с момента взрыва до начала облучения (из условия задачи 2 в табл. 8,1); мощность экспозиционной дозы радиации в момент входа людей на зараженный участок (в момент начала облучения),; заданную (установленную) экспозиционную дозу излучения, Хзад; коэффициент ослабления радиации зданиями, сооружениями, транспортными средствами и др., Косл.

1. Определяем мощность экспозиционной дозы на момент начала облучения людей (входа на зараженный радионуклидами участок территории)

= (8.10)

где - мощность экспозиционной дозы на 1 час после взрыва (по результатам решения задачи 1); К - поправочный коэффициент, определяемый по табл. 8.3, при этом, время прошедшее после взрыва до начала облучения берется из исходных данных задачи 2 из табл. 8.1.

2. Используя в исходных данных задачи 3, табл. 8.6 Нзад = 0,96Хзад и коэффициент Косл из табл. 8.5 рассчитывают соотношение R:

(8.11)

3. По значениям этого отношения и времени, прошедшего с момента взрыва, по табл. 8.7 определяют допустимое время пребывания людей в цехах завода.

Задача № 4. Определение возможных радиационных потерь рабочих и служащих на открытой местности и в цехах завода

(исходные данные взять из табл. 8.6).

Исходные данные для решения задачи:

количество рабочих и служащих (Nчел из табл. 8.6);

эквивалентная доза Н (бэр), полученная людьми на открытой местности (по результатам решения задачи 2);

условия защищенности (Косл = 1 - для открытой местности);

ранее полученная эквивалентная доза Нрп (из табл. 8.6);

время, прошедшее после предыдущего облучения, в неделях (из табл. 8.6);

остаточная эквивалентная доза Ност, оставшаяся в организме человека после предыдущего облучения, которую необходимо определить.

Например, если на заводе будет работать Nчел, которые четыре недели тому назад уже получили дозу (Нрп), то какие радиационные потери могут быть при выполнении ими работ на открытой местности (Косл = 1)?

1. По табл..8.8 определяем % остаточной эквивалентной дозы от ранее полученной Ност (%), в зависимости от времени, прошедшего после первого облучения (недели). Значения Нрп и времени, прошедшего после облучения, указаны в исходных данных (табл. 8.6).

(8.12)

2. Определяем суммарную эквивалентную дозу Н :

Н = Н + Ност , (8.13)

где значение Н берем по результатам решения задачи № 2.

3. По табл. 8.9 по значению Н в столбце «всего пораженных» находим % ВП людей от всех облученных. Конкретное количество пораженных (потерявших трудоспособность) людей Nпт находят по формуле

(8.14)

 где Nчел берут из условия задачи 4, табл. 8.6;

Примечание. В табл. 8.9 для справки представлены также % пораженных людей от всех облученных в течение двух суток, второй и третьей недель, третьей и четвертой недель.

4. Аналогичным способом определяем количество людей со смертельным исходом (от всех пораженных). При необходимости определить радиационные потери при работе рабочих и служащих в цехах, надо Н разделить на КОСЛ цеха и затем произвести расчет по приведенной выше методике.

Задача № 5. Определение режимов защиты рабочих, служащих и производственной деятельности промышленного предприятия (исходные данные в табл. 8.6).

Основным способом защиты рабочих и служащих в условиях сильного радиоактивного заражения является их укрытие в защитных сооружениях и строгое ограничение времени пребывания на открытой местности.

Режим защиты - это порядок применения средств и способов защиты людей, который предусматривает максимальное уменьшение доз облучения и наиболее целесообразные действия в зоне заражения. Типовые режимы защиты изложены в табл. 8.10. Они разработаны с учетом доз облучения за время пребывания рабочих и служащих в защитных сооружениях, производственных, административных и жилых зданиях, а также при передвижении из мест отдыха в цеха для работы. Продолжительность смены 10-12 ч в сутки. Соблюдение режима защиты не допускает облучения людей сверх установленных доз, исключает радиационные потери и обеспечивает производственную деятельность предприятия с минимальным временем прекращения его работы при различных уровнях радиации.

Табл. 8.10 содержит варианты режимов производственной деятельности объектов, которые имеют защитные сооружения с коэффициентом ослабления радиации К1 = 25...50, К2 = 51...100, К3 = 101...200, К4 = 1000 и более.

Порядок работы заключается в следующем.

1. Определяем условное наименование режима в табл. 8.10 по мощности экспозиционной дозы на 1 ч после взрыва, вычисленной по результатам решения задачи 1.

2. В исходных данных табл. 8.6 находим коэффициент ослабления защитного сооружения. В табл. 8.10 необходимо определить в какой диапазон коэффициентов К1-К4 входит коэффициент ослабления защитного сооружения вашего варианта.

3. После этого в табл. 8.10 находим:

а) на какое время объект прекращает работу, а люди укрываются в защитных сооружениях;

б) при возобновлении работы объекта в течении какого времени рабочие и служащие должны использовать для отдыха защитные сооружения;

в) продолжительность режима с ограниченным пребыванием людей на открытой местности;

г) общую продолжительность соблюдения режима.

Таблица 8.1 Исходные данные для решения задач № 1 и № 2

Номер варианта	Задача № 1	Задача № 2
	Время измерения мощности экспозиционной дозы на объекте, ч. мин	Мощности экспозиционной дозы, Р/ч	Время, прошедшее с момента взрыва до начала облучения, ч	Время пребывания на радиоактивно зараженной местности, ч
	Первое измерение, t1	Второе измерение, t2	При первом измерении,	При втором измерении,
1	2	3	4	5	6	7
1	10-30	11-00	60,1	48,1	3	5
2	6-45	7-00	107,3	85,9	2	6
3	8-00	8-15	40,9	34,8	1	4
4	9-35	10-20	153,9	100,0	5	7
5	6-15	6-30	76,6	61,4	1	6
6	8-00	8-10	67,7	60,9	3	7
7	11-50	12-20	133,6	106,9	4	5
8	17-15	18-00	92,3	60,0	2	4
9	8-50	9-05	51,1	43,5	2	8
10	15-45	16-30	102,7	82,2	6	7
11	7-00	7-10	115,8	104,3	3	5
12	13-45	14-00	107,3	85,9	3	8
13	13-00	13-15	89,1	80,2	6	7
14	11-25	11-35	79,6	75,7	4	5
15	8-25	8-40	76,7	61,4	1	5
16	79-35	9-50	92,0	78,3	3	6
17	11-15	12-00	118,5	88,9	8	7
18	10-00	10-30	133,3	100,0	4	8
19	8-05	8-20	122,7	104,3	3	5
20	7-00	7-30	81,8	49,1	1	7
21	9-30	9-45	106,6	80,0	4	5
22	9-00	9-45	58,2	46,6	4	6
23	8-15	8-30	23,7	21,4	2	7
24	10-10	10-20	35,0	33,3	2	9
25	11-20	11-50	147,2	110,4	4	10
26	7-20	7-35	56,8	45,5	3	6
27	9-50	10-05	65,7	49,3	4	7
28	11-05	11-50	40,9	26,6	3	6
29	8-20	8-35	38,8	31,1	3	4
30	12-15	12-45	26,1	22,2	2	4

Таблица 8. 2 Определение времени, прошедшего с момента взрыва

Отношение мощностей экспозиционных доз при втором и первом измерениях,	Время между двумя измерениями, ч, мин
	10 мин	15 мин	30 мин	45 мин
0,95	4 ч	6 ч	12 ч	18 ч
0,90	2 ч	3 ч	6 ч	9 ч
0,85	1 ч 20 мин	2 ч	4 ч	6 ч
0,80	1 ч	1 ч 30 мин	3 ч	4 ч 30 мин
0,75	50 мин	1 ч 15 мин	2 ч 30 мин	3 ч 30 мин
0,70	40 мин	1 ч	2 ч	3 ч
0,65	35 мин	50 мин	1 ч 40 мин	2 ч 30 мин
0,60	30 мин	45 мин	1 ч 30 мин	2 ч 10 мин
0,55	-	40 мин	1 ч 20 мин	1 ч 50 мин
0,50	-	35 мин	1 ч 10 мин	1 ч 45 мин

Таблица 3 Коэффициент пересчета К мощности экспозиционной дозы на один час после взрыва

Время, прошедшее после взрыва, ч	Поправочный коэффициент, К	Время, прошедшее после взрыва, ч	Поправочный Коэффициент К	Время, прошедшее после взрыва, ч	Поправочный Коэффициент К
0,5	0,44	6	8,59	16	27,86
1	1	7	10,33	17	29,95
1,5	1,63	8	12,13	18	32,08
	2,30	9	13,96	19	34,24
2,5	3,00	10	15,85	20	36,41
3	3,74	11	17,77	24	45,31
3,5	4,50	12	19,72	30	59,23
4	5,28	13	21,71	36	73,72
4,5	6,08	14	23,73	48	104,1
5	6,90	15	25,73	72	169,3

Таблица 8.4 Экспозиционные дозы излучения (Х100) на открытой местности для заданного времени пребывания людей при мощности экспозиционной дозы 100 Р/ч на 1 ч после взрыва, Р

Время, прошед. с момента взрыва до начала облучения, ч	Время пребывания на радиоактивно зараженной территории, ч
	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	12	14	16	18	20	22	24
1	64,8	98,8	121	138	151	161	170	178	184	190	201	209	216	222	228	233	237
2	34,0	56,4	72,8	85,8	96,4	105	113	119	125	131	140	148	155	161	166	170	174
3	22,4	38,8	52,8	62,4	71,2	77,8	84,6	91,9	95,8	100	110	117	124	130	134	138	142
4	16,4	29,4	40,2	49,2	56,6	63,4	69.4	74,7	79,4	83.8	91,6	93,3	104	109	114	118	122
5	13,0	23,6	32,4	40,0	46,8	52,8	58,0	62,8	67,2	71,2	78,5	84,7	90,2	95,3	99,8	104	108
6	10,6	19,4	27,0	33,8	39,8	45,0	49,8	54,2	58,2	62,0	68,7	77,5	79,8	84,6	88,9	92,9	96,6
7	9,0	16,5	23,3	29,3	34,6	39,4	43,9	47,8	51,6	55,1	61,6	66,7	71,6	76,1	80,2	88,8	87,2
8	7,5	14,4	20,4	25,6	30,4	34,8	38,8	42,6	46,1	49,3	55,1	60,4	65,2	69,5	73,5	77,2	80,5
9	6,8	12,8	18,1	22,9	27,4	31,3	35,1	38,6	41,8	45,3	50,4	55,2	59,6	63,7	67,3	70,5	73,4
10	6,0	11,2	16,0	20,4	24,5	28,2	31,7	34,9	37,9	40,7	46,0	50,8	55,1	59,7	62,8	66,2	69,4

Таблица 8.5 Среднее значение коэффициента ослабления радиации, Косл

Наименование укрытий и транспортных средств	Коэффициент ослабления, Косл
Открытое расположение на местности	1
Защитные сооружения
Убежища	300 и более
Противорадиационные укрытия	50 и более
Промышленные и административные здания
Производственные одноэтажные здания (цеха)	7
Производственные и административные трехэтажные здания	6
Жилые дома
Каменные одноэтажные	10
подвал	40
Двухэтажные	15
подвал	65
Деревянные одноэтажные	2
Транспортные средства
Автомобили и автобусы	2
Грузовые вагоны	2
Пассажирские вагоны	3

Таблица 8.6. Исходные данные для решения задач 3,4 и 5

	Задача 3	Задача 4	Задача 5
Номер варианта	Заданная доза облучения, Нзад, бэр	Количество рабочих и служащих на объекте, N чел	Ранее полученная доза, Нрп, бэр	Время, прошедшее после первого облучения, неделя	Косл радиации защитными сооружениями
1	2	3	4	5	6
	25	360	25	3	160
	15	280	30	5	90
	23	400	30	4	70
	30	420	40	5	80
	35	340	18	4	200
	15	260	28	8	200
	30	370	23	3	1100
	25	430	8	2	1000
	20	300	30	9	90
	21	440	22	4	1600
	18	500	20	9	150
	20	460	33	6	1400
	30	390	36	7	180
	25	460	28	4	190
	14	375	36	8	1800
	20	416	33	7	90
	14	400	36	5	90
	30	470	22	2	1200
	25	395	38	4	1300
	29	600	34	5	150
	30	300	30	4	85
	15	320	18	4	160
	30	218	16	3	1250
	11	350	30	3	400
	23	120	30	4	180
	20	100	40	4	200
	28	80	35	3	100
	15	150	28	5	300
	18	388	38	2	400
	30	250	40	3	200

Таблица 8.7 Допустимое время пребывания людей на радиоактивно зараженной территории

Значение R	Время, прошедшее после взрыва до начала облучения, ч
	0,5	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	12
	Допустимое время пребывания на местности, зараженной радиоактивными веществами, ч, мин
0,2	0-15	0-14	0-13	0-12	0-12	0-12	0-12	0-12	0-12	0-12	0-12	0-12
0,3	0-22	0-22	0-20	0-19	0-19	0-19	0-19	0-18	0-18	0-18	0-18	0-18
0,4	0-42	0-31	0-26	0-26	0-25	0-25	0-25	0-25	0-25	0-25	0-25	0-24
0,5	1-02	0-42	0-35	0-34	0-32	0-32	0-32	0-31	0-31	0-31	0-31	0-31
0,6	1-26	0-54	0-44	0-41	0-39	0-39	0-38	0-38	0-37	0-37	0-37	0-37
0,7	2-05	1-08	0-52	0-49	0-47	0-46	0-45	0-45	0-44	0-44	0-44	0-43
0,8	2-56	1-23	1-02	0-57	0-54	0-53	0-52	0-51	0-51	0-51	0-50	0-50
0,9	4-09	1-42	1-12	1-05	1-02	1-00	0-59	0-58	0-57	0-57	0-57	0-55
1,0	5-56	2-03	1-23	1-14	1-10	1-08	1-06	1-05	1-05	1-04	1-04	1-02
2,0	Без ограничений	11	4-06	3-13	2-46	2-35	2-29	2-24	2-20	2-18	2-16	2-13
2,5		31	6-26	4-28	3-48	3-28	3-16	3-08	3-03	2-59	2-55	2-51
3,0		Без ограничений	9-54	6-09	5-01	4-28	4-10	3-58	3-49	3-43	3-38	3-30
4,0			23	11-05	8-12	6-57	6-10	5-50	5-33	5-19	5-10	4-58
6,0			193	35-3	19-48	14-4	12	11	10	9-24	8-57	8-19
10			без огран.	124	59	38	30	25	22	21	18

Примечание.

Хзад - заданная (установленная) экспозиционная доза излучения;

Косл - коэффициент ослабления дозы радиации зданиями, сооружениями;

- мощность экспозиционной дозы в момент входа в зону заражения (начало облучения).

Таблица 8.8 Значение остаточных эквивалентных доз облучения в зависимости от времени

	Время, прошедшее после облучения, недели
	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	13	14
Остаточная доза (НОСТ) радиации (доля от ранее полученной), %	90	75	60	50	42	35	30	25	20	17	15	13	11	10

Остаточная доза (Дост) - это доза в процентах от полученной дозы в результате облучения, не восстановленная организмом к данному сроку.

Примечания.

1. В первые четверо суток после облучения восстановление организма не происходит.

2. Все возможное восстановление организма происходит примерно за три месяца. Около 10% радиационного поражения не восстанавливается (необратимая часть).

3. При повторном облучении остаточная доза суммируется с вновь полученной дозой.

Таблица 8.9 Возможные радиационные потери при однократном (до 4-х суток) облучении

Суммарная доза Н, бэр	Выход из строя, % ко всем облученным в течении времени, отсчитываемого от конца облучения	Смертельный исход лучевой болезни от всего количества пораженных, %	Заболевания человека и их последствия
	двух суток	второй и третьей недель	третьей и четвертой недель	всего пораженных
10 и более	Гибель плода или грубые дефекты
25 и более	Подавление иммунитета
30и более	Мутации в генах возрастают в 2 раза
40и более	Рост инфекционных осложнений
100	Ед. случаи	0	Единичные случаи	Единичные случаи	0	Лучевая болезнь первой степени (легкая)
125	То же	0	5	5	0
130	То же	0	7	7	0
140	То же	0	10	10	0
145	То же	0	12	12	0
150	То же	0	15	15	0
155	1	0	16	17	0
160	2	0	18	20	0
165	2	0	20	22	0
170	3	0	22	25	0
175	5	0	25	30	0
180	7	0	27	34	0
190	10	0	30	40	0
200	15	0	35	50	Единичн. случаи	Лучевая болезнь второй степени (средней тяжести)
210	20	0	40	60	2
225	30	40	0	70	5
240	40	40	0	80	8
250	50	35	0	85	10
260	60	30	0	90	12
280	75	25	0	100	15
300	85	15	0	100	20
350	90	10	0	100	35
400	100	0	0	100	43	Лучевая болезнь третьей степени (тяжелая)
450	100	0	0	100	50
500	100	0	0	100	75
550	100	0	0	100	85
600	100	0	0	100	90
Более 600	100	0	0	100	100	Лучевая болезнь 4-й степени (крайне тяжелая)

Таблица 8.10 Режимы защиты рабочих и служащих и производственной деятельности объекта в условиях радиоактивного заражения местности

Наименование зон	Уровни радиации на 1ч после взрыва, Р/ч	Условное наименование режима защиты	Коэффициент ослабления	Характеристика режима	Общая продолжительность соблюдения режима, сутки
				Время прекращения работы объекта(люди непрерывно находятся в защитных сооружениях), ч	Продолжительность работы объекта с использованием для отдыха защитных сооружений, ч	Продолжительность режима с ограниченным пребыванием на открытой местности, ч
				К1 25... 50	К2 51... 100	К3 101... 200	К4 1000 и более	К1 25... 50	К2 51... 100	К3 101... 200	К4 1000 и более	К1 25.. 50	К2 51.. 100	К3 101...200	К4 1000 и более	К1-К4
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	13	14	15	16	17
			К1	4				10				22
А	80	А-3	К2		3				9				24			1,5
			К3			3				8				25
			К4				3				7				26
			К1	6				16				26
Б	100	Б-1	К2		4				14				30			2
			К3			3				12				33
			К4				3				9				36
			К1	8				24				28
Б	140	Б-2	К2		6				18				36			2,5
			К3			5				16				39
			К4				4				12				44
			К1	12				36				46
Б	180	Б-3	К2		8				24				64			4
			К3			6				20				70
			К4				5				14				77
			К1	24				48				72
Б	240	Б-4	К2		12				28				104			6
			К3			8				24				112
			К4				6				18				120
			К1	48				72				120
В	300	В-1	К2		16				32				192			10
			К3			12				28				200
			К4				8				24				208
			К1	96				120				144
В	400	В-2	К2		24				48				288			15
			К3			18				36				306
			К4				12				32				316
			К1	144				168				168
В	500	В-3	К2		36				60				394			20
			К3			32				48				400
			К4				24				40				416

Примечания. 1. Рабочие и служащие работают в производственных зданиях (КОСЛ = 7) и проживают в каменных домах (КОСЛ = 10).

2. Режим (графы 13-16) предусматривает пребывание рабочих и служащих в течение суток на открытой местности до 2 ч., в остальное время - в производственных зданиях и жилых домах.

Таблица 8.11 ОТЧЕТ о выполнении расчетной работы по теме «Прогнозирование и оценка радиационной обстановки при спаде радиации по закону Вэя-Вигнера» студента _____________ ________ учебной группы. Вариант N___

Номер задачи	Определяемые параметры	Результат
1	Интервал времени между вторым и первым измерениями мощности экспозиционной дозы t2-t1
	Отношение Р2/Р1
	Поглощенная доза в воздухе, рад
	Время, прошедшее от момента взрыва до второго измерения
	Время взрыва
	Мощность экспозиционной дозы на 1 ч после взрыва
2	Экспозиционная доза Х100
	Экспозиционная доза излучения в воздухе на открытой местности
	Эквивалентная доза облучения человека на открытой местности
	Эквивалентная доза облучения человека в производственном помещении
3	Отношение ХЗАД КОСЛ/ХВХ
	Допустимая продолжительность в цехах завода
	Остаточная доза
	Суммарная эквивалентная доза
4	Всего пораженных:
	процент
	количество
	из них со смертельным исходом
5	Наименование режима
	Время прекращения работы завода
	Работа объекта с отдыхом в защитных сооружениях
	Работа объекта с ограниченным пребыванием людей на открытой местности
	Общая продолжительность режима

Литература

1. Демиденко Г.П. и др. Защита объектов народного хозяйства от ОМП. Справочник. - Киев, 1989.

2. Гаврукович Л.В. Задание на индивидуальную работу по оценке обстановки чрезвычайных ситуаций. - Мн.: БПИ, 1991.

3. Пустовит В.Т. Оценка радиационной, химической и экологической обстановки. - Мн.: БГПА, 1996.

9. ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ И ОСНОВНЫХ СПОСОБОВ ПРОТИВОРАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ

(2 часа)

1. Цель работы - определение основных характеристик радиационных излучений и обоснование выбора отдельных физических способов противорадиационной защиты. Углубление теоретических знаний по явлению радиоактивности, основному закону радиоактивного распада, защите от радиационных излучений на территории Республики Беларусь.

2. Порядок выполнения работы

2.1 Изучить материалы, изложенные в разделе «Сведения из те-ории».

2.2 Выбрать исходные данные своего варианта из табл. 9.1. Номер варианта соответствует порядковому номеру фамилии студента в журнале учета занятий.

2.3 Приступить к выполнению работы согласно приведенной методики.

2.4 Результаты работы оформить в виде отчета, форма которого приведена в табл. 9.2.

3. Материально-техническое обеспечение: микрокалькуляторы, видеопроектор или кодоскоп, рисунки, схемы.

Сведения из теории

На практике часто приходится определять активность радиоактивного распада, степень поглощения гамма лучей веществом и глубину проникновения бета частиц веществом.

Радиоактивность

Основной закон радиоактивного распада, выраженный через активность и период полураспада можно представить в виде формулы:

(1)

где А - активность на текущий момент времени t ;

А0 - начальная активность;

t - текущее время;

Т - период полураспада радионуклида.

Единицей активности в системе СИ принят 1 распад/с = 1 Бк (назван Беккерелем в честь французского ученого (1852-1908), открывшего в 1896 г. естественную радиоактивность солей урана). Используют также кратные единицы: 1 ГБк = 109 Бк - гигабеккерель; 1 МБк = 106 Бк - мегабеккерель; 1 кБк = 103 Бк - килобеккерель и др.

Существует и внесистемная единица Кюри, которая изымается из употребления согласно ГОСТ 8.417-81 и РД 50-454-84. Однако на практике она пока используется.

За 1Кu принята активность 1г радия-226.

1Кu = 3,71010 Бк; 1Бк = 2,710-11Кu (9.2)

Используют также кратные единицы: мегакюри 1 МКu = 1106 Кu и дольные - милликюри, 1 мКu = 10-3 Кu; микрокюри, 1 мкКu = 10-6 Кu.

Радиоактивные вещества могут быть сосредоточены в массе вещества, в определенном объеме или на некоторой поверхности. Поэтому в дозиметрической практике часто используют величину удельной, поверхностной или объемной активности или концентрации радиоактивных веществ в воздухе, жидкости и почве.

Удельную, объемную и поверхностную активность можно записать, cоответственно, в виде

Аm = А/m; Аv = А/v; Аs = A/s, (9.3)

где m - масса вещества; v - объем вещества; s - площадь поверхности вещества.

Для пересчета удельной активности в поверхностную и объемную запишем Аm в виде формулы:

Аm = A/m = A/srh = Аs/rh = Av/r, (9.4)

где r - плотность почвы, принимается в Республике Беларусь равной 1000 кг/м3; h - толщина корнеобитаемого слоя почвы, принимается равной 0,2 м; s - площадь радиоактивного заражения, м2.

Тогда

Аm = 510-3 Аs ; Аm = 10-3 Av. (9.5)

В этих формулах выражается: As в Бк/м2 или Кu/ м2; Av - в Бк/м3 или Кu/м3. Аm может быть выражена в Бк/кг или Кu/кг.

В ряде случаев, если известна активность радионуклида A можно определить массу m и наоборот, используя формулу

(9.6)

где М - массовое число;

Т- период полураспада;

NA - число Авогадро.

Гамма-излучение

В практической деятельности часто необходимо оценить проникающую способность гамма-квантов. Не имея массы, они не могут замедляться в среде, а лишь поглощаются или рассеиваются. При прохождении через вещество их энергия не изменяется, но интенсивность излучения уменьшается по следующему закону:

I = Iо · е- µх , (9.7)

где I = Е?n/t; n/t - число гамма-квантов, падающих на единицу поверхности в единицу времени (плотность потока гамма-квантов); m- коэффициент поглощения; х - толщина поглотителя (вещества), см; Iо - начальная интенсивность квантов до прохождения поглотителя, МэВ/с.

В формуле (9.7) величину µ можно определить табличным образом. В практических расчетах удобно пользоваться такой величиной, как «толщина слоя половинного ослабления d».

Тогда, формула (9.7) принимает вид

Косл = 2х/d. (9.8)

где Косл - коэффициент ослабления гамма-излучения, проходящего через преграду толщиной х и значением слоя половинного ослабления для данного материала d.

Бета-излучение

Для грубой оценки глубины пробега бета-частиц пользуются приближенными формулами. Одна из них

 Rср/Rвозд = rвозд/rср, (9.9)

где Rср - длина пробега в среде;

Rвозд - длина пробега в воздухе, Rвозд = 450 Eb;

rвозд и rср - плотность воздуха и среды соответственно;

Eb - энергия бета-частиц.

Для оценки защиты от гамма-излучения временем и расстоянием обычно используют формулу

, (9.10)

В этой формуле: tдв - допустимое время работы, ч; Хдд - допустимая экспозиционная (эквивалентная) доза, бэр; Г - гамма-постоянная.

Практическая часть работы

Задача 1. Выяснение сущности единиц активностирадионуклидов.

На предприятии было похищено m грамм радия-226. Какая активность этого радия в Ки и Бк?

Задача 2. Оценка соответствия массы радиоактивного вещества его уровню активности.

Какая масса соответствует активности А1 (цезия-137), А2 (стронция-90), А3 (плутония-239)?

Использовать формулу:

m = а2 · М · А · Т = 2,8 ?10-6 М · А · Т

В этой формуле а2 = 2,8 · 10-6. Период полураспада Т: цезия-137 - 30 лет, стронция-90 - 29 лет, плутония-239 - 24063 года; М - массовое число (суммарное количество протонов и нейтронов в ядре).

Задача 3. Пересчет поверхностной радиоактивности почв РБ

в удельную активность.

Пересчитать Аs [ Ки/км2] в Ки/кг и Бк/кг?

Формула пересчета:

Аm = 5 · 10-3Аs

- для почв Республики Беларусь;

где [Аs] - Ки/м2 или Бк/м2.

Тогда Аm = Аs·10-6 · 5 · 10-3Ки/кг. При Аs [Ки/км2] = Аs·10-6 Ки/м2;

или Аm = Аs·10-6 · 5 · 10-3 · 3,7 · 1010 Бк/кг, учитывая что 1Ки = 3,7 · 1010 Бк.

Задача 4. Пересчет удельной радиоактивности почв РБ

в поверхностную радиоактивность.

Пересчитать Аm[ Ки/кг] в Аs [ Ки/км2].

Аs [Ки/км2] = Аm[ Ки/кг] ·106 · 5 ·103 Ки/км2.

Задача 5. Оценка степени опасности для здоровья продуктов растениеводства, выращенных на радиоактивной почве.

Местность загрязнена радионуклидами с активностью Аs [Ки/км2]. Оценить возможность использования овощей, выращенных на данной почве, если коэффициент перехода радионуклидов из почвы в овощи составляет К.

Используются результаты решения задачи 3, которые умножаются на К и сравниваются с РДУ-2001 (для овощей допустимый уровень 100 Бк/кг). Предложить способ дезактивации.

Задача 6. Прогнозирование времени спада поверхностной

радиоактивности территории до заданной величины.

Местность загрязнена аэрозолями цезия-137 с активностью А0s. Через сколько лет t она уменьшится до величины Аs?

Использовать для расчета формулу основного закона радиоактивного распада и таблицу 9.1.

Из формулы Аs = А0s/2t/T определить величину t. Период полураспада Т цезия-137 - 30 лет.

Задача 7. Прогнозирование поверхностной радиоактивности

почвы через заданное время.

Участок местности загрязнен плутонием-239 с активностью А0s. Какая активность будет через t лет? Аs = А0s/2t/T. Период полураспада Т - 24063 г.

Задача 8. Оценка возможности защиты населения от

гамма-излучения экраном из стекла.

Во сколько раз ослабляет гамма-излучение стекло, которое имеет толщину х, а линейный коэффициент ослабления гамма-излучения равен ?, см-1. Надежно ли защищает стекло человека от гамма-излучения?

Величины ? приведены в табл. 9.1 для энергий гамма-квантов в диапазоне от 1 до 6 МэВ, т.е. выбраны максимальные величины.

Использовать формулу для расчета: Косл = 2х/d , где d - толщина слоя половинного ослабления; d = 0,693/?.

Задача 9. Оценка возможности защиты населения от

гамма-излучения в зданиях, построенных из кирпича.

Во сколько раз ослабляет гамма-излучение кирпичная кладка толщиной х, если линейный коэффициент гамма-излучения ? для силикатного и огнеупорного кирпича приведен для энергий гамма-квантов в диапазоне от 1 до 6 МэВ.

Использовать формулу для расчета:

Косл = 2х/d,

где d - толщина слоя половинного ослабления; d = 0,693/?.

Задача 10. Оценка возможности защиты населения

от бета-излучения экраном из стекла.

Определить глубину проникновения бета-частиц в стекле, если известна энергия бета-частиц Е? и плотность среды ?ср (стекла ?с).

Использовать соотношение:

Rср/Rвозд = ?возд /?ср; Rвозд = 450Е?.

В формуле Rср - длина пробега (в сантиметрах) бета-частиц в среде (в данной задаче - в стекле); Rвозд - длина пробега (в сантиметрах) бета-частиц в воздухе; ?возд - плотность воздуха; ?возд = 0,0013 г/см3.

Задача 11. Оценка возможности защиты от бета-излучения в зданиях, построенных из кирпича.

Определить глубину проникновения бета-излучения в кирпичной кладке, если известна энергия бета-частиц Е? и плотность кирпича ?к ?

Использовать соотношение:

Rср/Rвозд = ?возд /?ср,

где Rвозд = 450Е?;

Е? - энергия бета-частиц;

Rср - длина пробега (в сантиметрах) бета-частиц в кирпичной кладке;

Rвозд - длина пробега (в сантиметрах) бета-частиц в воздухе;

?возд - плотность воздуха; ?возд = 0,0013 г/см3.

Задача 12. Защита населения от гамма-излучения временем облучения.

Рассчитать безопасное время работы на расстоянии R, см от источника цезия-137 активностью А, мКи? Использовать соотношение:

В этой формуле: tдв - допустимое время работы, ч; Хдд - допустимая экспозиционная (эквивалентная) доза, бэр; Г - гамма-постоянная; Для цезия-137 Г = 3,24 (Р · см2) / (ч · мКи).

Задача 13. Защита от гамма-облучения расстоянием.

Рассчитать безопасное расстояние R,см работы с источником кобальта-60 с активностью А, мКи?

Использовать соотношение:

R2 =

Для определения R необходимо из правой части уравнения извлечь квадратный корень. В этой формуле: Г - гамма-постоянная для кобальта-60;

Г = 13,85 (Р · см2) / (ч · мКи); t - время работы, в часах, за 1 год.

Задача 14. Защита применением минимальной массы радионуклида.

Рассчитать количество радиоизотопа радия-226, обеспечивающего безопасную работу с ним в течении года на расстоянии R, см?

Использовать для расчета допустимой активности соотношение:

В этой формуле Г = 9,03 (Р · см2) / (ч · мКи). Для расчета допустимой массы использовать формулу: m = а2 МАТ = 7,56?10-17 М · А · Т.

1Ки = 3,7 ·1010Бк.

Период полураспада Т радия-226 - 1600 лет.

Таблица 9.1 Исходные данные для решения задач

Номер варианта	Задача1	Задача 2	Задача 3	Задача 4	Задача 5	Задача 6
	m, г	А1, Ки	А2, Ки	А3, Ки	Аs, Ки/км2	Аm, Ки/кг	К	А0s Ки/км2	Аs, Ки/км2
1	5	2	2	0,5	2	1·10-8	0,01	8	1
2	3	5	0,5	0,2	3	1·10-9	0,2	7	1
3	4	8	2,3	1,5	4	2·10-8	0,03	4	1
4	9	2	1	8	6	3,2·10-9	0,3	6	1
5	8	6	4,5	0,05	7	5·10-6	0,02	25	1
6	7	12	1,5	0,9	3,5	6·10-7	0,04	25	5
7	12	20	0,7	1,2	2,25	3·10-8	0,02	30	1
8	6	13	0,9	1	15	2,7·10-9	0,01	30	5
9	13	10	1,2	0,7	25	4·10-8	0,03	5	1
10	10	25	8	7	11	3,5·10-9	0,12	16	1
11	11	11	8,5	9	21	2,7·10-9	0,15	17	1
12	15	7	7,5	5	13	5·10-8	0,01	18	5
13	20	3	6	7,5	7,5	6·10-8	0,03	20	5
14	25	18	5	5,5	40	1·10-6	0,02	32	1
15	14	4	5,5	9,3	30	3·10-7	0,01	32	5
16	17	22	7	7,8	5	9·10-6	0,09	10	1
17	22	40	8,7	3	5,5	8·10-6	0,07	20	1
18	25	15	12	4	8	2,5·10-9	0,3	15	1
19	16	16	13	3,5	9	7,5·10-6	0,2	15	5
20	24	30	9,5	8,9	10	6,5·10-8	0,24	64	1
21	21	60	1, 25	6	12	5·10-7	0,01	9	1
22	23	17	5,7	6,5	13	8,5·10-6	0,12	36	5
23	30	21	6,5	10	14	3,5·10-6	0,08	20	3
24	35	24	6,7	11	16	9·10-7	0,07	20	2
25	33	23	11	12	25	2,8·10-9	0,1	45	1
26	32	27	11,5	4,5	20	2,5·10-6	0,2	40	2
27	34	14	3	7,3	17	3,3·10-9	0,25	32	2
28	40	26	3,5	6,6	18	3,7·10-7	0,1	64	2
29	45	28	4	7,7	19	5,5·10-8	0,15	42	1
30	50	33	4,8	10,5	28	5,5·10-9	0,2	36	1

Номер варианта	Задача 7	Задача 8	Задача 9
	А0s, Ки/км2	t, лет	х, см	?, см-1	х, см	?, см-1
1	0,5	500	0,2	0,439	10	0,129
2	0,3	700	0,2	0,348	20	0,129
3	1,5	1000	0,2	0,257	30	0,129
4	1	5000	0,2	0,194	40	0,129
5	2	5000	0,3	0,439	10	0,0825
6	0,4	500	0,3	0,348	50	0,0825
7	0,2	3000	0,3	0,257	20	0,0825
8	0,3	300	0,3	0,194	30	0,0825
9	0,6	3000	0,4	0,348	40	0,0825
10	0,9	500	0,4	0,439	10	0,0738
11	0,7	2000	0,4	0,157	20	0,0738
12	1,2	1000	0,4	0,257	30	0,0738
13	0,1	200	0,5	0,439	40	0,0738
14	3	500	0,5	0,348	50	0,0738
15	4	800	0,5	0,257	10	0,0543
16	5	700	0,5	0,157	20	0,0543
17	4,5	1500	0,2	0,292	30	0,0543
18	3,5	3500	0,5	0,292	40	0,0543
19	0,7	600	0,3	0,292	50	0,0543
20	1,5	1500	0,4	0,292	10	0,113
21	0,9	700	0,2	0,427	20	0,113
22	0,7	800	0,3	0,427	30	0,113
23	3,5	2000	0,4	0,427	40	0,113
24	1,7	2500	0,5	0,427	50	0,113
25	0,5	1000	0,7	0,348	10	0,0646
26	0,6	1500	0,6	0,348	20	0,0646
27	2,5	2500	0,6	0,439	30	0.0646
28	3	1000	0,6	0,439	40	0,0646
29	4	2000	0,6	0,257	50	0,0646
30	5	3000	0,6	0,257	10	0,0473
Номер варианта	Задача 10	Задача 11	Задача 12
	Е?, МэВ	?с, г/см3	Е?, МэВ	?с, г/см3	Хдд , бэр	R, см	А, МКи
1	0,18	6,4	0,18	2,05	2	50	5
2	0,22	6,4	0,22	1,78	5	60	12
3	0,5	6,6	0,5	1,90	2	70	15
4	0,7	6,6	0,7	2,16	5	100	10
5	0,523	6,4	0,523	2,05	2	80	9
6	0,19	6,5	0,19	1,78	5	30	2
7	0,2	6,4	0,2	1,90	2	200	12
8	0,016	6,6	0,016	2,16	5	40	10
9	0,1	6,2	0,1	2,05	2	60	8
10	1,02	6,4	1,02	1,78	5	50	15
11	0,54	6,3	0,54	2,16	2	150	7
12	0,85	6,4	0,85	1,90	5	150	12
13	0,3	6,4	0,3	2,05	2	70	5
14	0,41	6,6	0,41	1,78	5	80	10
15	0,32	6,6	0,32	1,90	2	160	10
16	0,12	6,4	0,12	2,16	5	130	12
17	0,43	6,2	0,43	2,05	2	100	2
18	0,57	6,4	0,57	1,78	5	40	4
19	1,2	6,2	1,2	1,90	2	90	4
20	0,09	6,4	0,09	2,16	5	150	10
21	0,27	6,2	0,27	2,05	2	30	1
22	0,37	6,4	0,37	1,78	5	90	3
23	0,19	6,6	0,19	1,90	2	100	4
24	1,12	6,2	1,12	2,16	5	20	2
25	0,08	6,2	0,08	2,05	2	90	3
26	1,33	6,4	1,33	1,78	5	130	6
27	0,61	6,6	0,61	1,90	2	150	8
28	0,37	6,4	0,37	2,16	5	200	20
29	0,25	6,4	0,25	2,05	2	180	12
30	0,5	6,6	0,5	1,78	5	300	17
Номер варианта	Задача 13	Задача 14
	А, мКи	t, ч	Хдд, бэр	R, см	Хдд, бэр	t, ч
1	5	250	2	300	5	8000
2	12	500	5	180	2	1700
3	15	200	2	200	5	3000
4	10	600	5	150	2	1700
5	9	400	2	130	5	4000
6	2	700	5	100	2	5500
7	12	2000	2	20	5	1000
8	10	250	5	160	2	1500
9	8	280	2	90	5	4000
10	15	260	5	30	2	550
11	7	2000	2	150	5	3500
12	2	3000	5	90	2	1250
13	5	600	2	40	5	600
14	10	1000	5	100	2	3000
15	10	1600	2	130	5	2000
16	11	2000	5	160	2	1600
17	2	3000	2	80	5	1000
18	4	600	5	70	2	600
19	4	1200	2	150	5	3000
20	10	3500	5	150	2	2000
21	1	550	2	50	5	250
22	3	4000	5	60	2	280
23	4	1500	2	40	5	250
24	2	1000	5	200	2	2000
25	3	5500	2	30	5	700
26	6	4300	5	80	2	450
27	8	7000	2	100	5	600
28	20	3000	5	70	2	200
29	12	1600	2	60	5	460
30	16	8000	5	50	2	250

Таблица 9.2 ОТЧЕТ о выполнении расчетной работы по теме «Оценка радиационной опасности и основных способов противорадиационной защиты» студента ____________________ ___________ учебной группы. Вариант N___

Номер задачи	Определяемые параметры	Результат
1	Активность, Ки
	Активность, Бк
2	Масса цезия-137 при 1Ки
	Масса стронция-90 при 1 Ки
	Масса плутония-239 при 1 Ки
	Масса цезия-137 при А1, г
	Масса стронция-90 при А2, г
	Масса плутония-239 при А3, г
3	Удельная активность, Бк/кг
	Удельная активность, Ки/кг
4	Поверхностная активность, Ки/км2
5	Удельная активность овощей, Бк/кг
	Предложения по выбору способа дезактивации овощей
6	Уменьшится через t лет
7	Поверхностная активность, Ки/км2
8	Ослабляется Косл, раз
	Надежно ли защищает стекло?
9	Ослабляется Косл, раз
	Надежно ли защищает кирпичная кладка?
10	Длина пробега бета-частиц в стекле, см
	Надежно ли защищает стекло?
11	Длина пробега бета-частиц в кирпичной кладке, см
	Надежно ли защищает кирпичная кладка?
12	Безопасное время работы, ч
13	Безопасное расстояние, см
14	Допустимая активность, Ки
	Допустимая масса, г

Литература

Нормы радиационной безопасности НРБ-2000.

Батырев, В.А., Бусел, А.В., Дорожко, С.В. Методическое пособие по радиационной безопасности и радиационной экологии для студентов технических и технологических вузов Республики Беларусь.- Мн., 1992.

Саечников, В.А. , Зеленкевич, В.М. Основы радиационной безопасности. - Мн., 2002.

Дорожко, С.В., Бубнов, В.П., Пустовит, В.Т. Защита населения и хозяйственных объектов в чрезвычайных ситуациях. Радиационная безопасность. - Мн.: Технопринт, 2003.

10. ОЦЕНКА ДОЗ ВНЕШНЕГО И ВНУТРЕННЕГО РАДИАЦИОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ ЧЕЛОВЕКА

(2 часа)

1. Цель работы - научить студентов рассчитывать дозы внешнего и внутреннего облучения человека и выбирать способы защиты при постоянном или временном проживании на радиоактивно загрязненной местности.

2. Порядок выполнения работы:

2.1 Переписать форму отчета на отдельный лист (табл. 10.2).

2.2 Изучить учебно-методические материалы.

2.2 Выбрать исходные данные своего варианта из табл. 10.1. Номер варианта соответствует порядковому номеру фамилии студента в журнале учета занятий.

2.3 Иметь конспект лекций или учебное пособие, рекомендованное преподавателем.

2.4 Приступить к выполнению работы согласно приведенной методике.

3. Материально-техническое обеспечение: микрокалькуляторы.

Сведения из теории

Ионизирующие излучения, распространяясь в воздухе, в различных веществах, в биологической ткани живых организмов вызывают возбуждение атомов и молекул, часто их ионизацию, а иногда и разрушение.

Для установления закономерностей распространения и поглощения ионизирующих излучений в среде, в том числе в биологической ткани, введены следующие характеристики: дозы и их мощности.

Дозой облучения называется часть энергии радиационного излучения, которая расходуется на ионизацию и возбуждение атомов и молекул любого облученного объекта.

В зависимости от места нахождения источника облучения различают внешнее и внутреннее облучение.

Внешнее облучение имеет место, если источник излучения находится вне облучаемого объекта.

Внутреннее облучение имеет место, если источник излучения находится внутри облучаемого объекта.

Источники излучения могут быть как точечными, так, и распределенными на поверхности, в объеме или в массе вещества.

Исторически сложилось так, что сначала было открыто фотонное излучение, которое имеет свойство ионизировать воздух. Поэтому для характеристики поля было введено понятие «экспозиционная доза».

Экспозиционная доза рентгеновского и гамма-излучения характеризует его способность создавать в веществе заряженные частицы. Выражается отношением суммарного электрического заряда ионов одного знака dQ, образованного излучением в некотором объеме воздуха к массе dm в этом объеме:

. (10.1)

Единица измерения в системе СИ - Кулон/кг, внесистемная единица - Рентген. На практике используются и дробные единицы - мкР, мР.

Доза в 1 Р накапливается за 1 час на расстоянии 1 м от источника радия массой в 1 г, т.е. активностью в 1 Ки.

Учитывая, что экспозиционная доза накапливается во времени, на практике используется и понятие «мощность экспозиционной дозы», которая характеризует интенсивность излучения.

Мощность экспозиционной дозы - отношение приращения экспозиционной дозы dХ за интервал времени dt к этому интервалу:

. (10.2)

Единицы измерения: в системе СИ - А/кг (ампер на кг); внесистемная единица - Р/с, Р/ч, мР/ч, мкР/ч и т. д. Мощность дозы, измеренная на высоте 70-100 см от поверхности земли, часто называют уровнем радиации.

После открытия бета-излучения и альфа-излучения возникла необходимость в оценке этих излучений при взаимодействии с окружающей средой. Экспозиционная доза для такой оценки оказалась непригодной, так как степень ионизации от них оказалась различной в воздухе, разных облучаемых веществах и биологической ткани. Поэтому была предложена, казалось бы, универсальная характеристика - поглощенная доза.

Поглощенная доза - количество энергии Е, переданное веществу ионизирующим излучением любого вида в пересчете на единицу массы m любого вещества. Другими словами, поглощенная доза (D) - это отношение энергии dE, которая передана веществу ионизирующим излучением в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

 [D]= Дж/кг (10.3)

1 Дж/кг = 1 Грей. Внесистемная единица - рад (радиационная адсорбционная доза). 1 Грей = 100 рад. Можно использовать и дробные значения единиц, например: мГр, мкГр, мрад, мкрад и др.

Мощность поглощенной дозы ионизирующего излучения - отношение приращения поглощенной дозы излучения dD за интервал времени dt к этому интервалу:

= Р = . (10.4)

Единицы измерения мощности дозы: рад/с, Гр/с, рад/ч, Гр/ч и т.д.

Эквивалентная доза (НТ.R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий коэффициент качества излучения WR данного вида излучения R. Введена для оценки последствий облучения биологической ткани малыми дозами (дозами не превышающими 5 предельно допустимых доз при облучении всего тела человека), т. е. 250 мЗв/год. Ее нельзя использовать для оценки последствий облучения большими дозами. Доза эквивалентная равна:

НT.R = DT.R?WR, (10.5)

где DT.R - поглощенная доза биологической тканью излучением R; WR - весовой множитель (коэффициент качества) излучения R (альфа-частиц, бета-частиц, гамма-квантов и др.), учитывающий относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов.

Единица измерения эквивалентной дозы в системе СИ: Зиверт (Зв).

Зиверт - единица эквивалентной дозы излучения любой природы в биологической ткани, которая создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр образцового рентгеновского излучения с энергией фотонов 200 кэВ. Используются также дробные единицы - мкЗв, мЗв.

Существует и внесистемная единица - бэр (биологический эквивалент рада), которая постепенно изымается из пользования. 1 Зв = 100 бэр. Используются также дробные единицы - мрад, мкрад.

В Республике Беларусь около 100 тыс. человек работают с источниками гамма- и рентгеновского излучения. Согласно НРБ-2000, каждый из них может получить до 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год. Ниже приводится методика расчета и оценки доз внешнего облучения при работе с точечным источником.

Практическая часть

Задача 1. Расчет доз внешнего фотонного излучения от точечного источника

1.1 Мощность дозы фотонного излучения рассчитывается по формуле:

= А· Г/ R2, Р/ч, (10.6)

где А - активность радионуклида в источнике, [мКи]; Г - гамма-постоянная радионуклида [(Р · см2)/(ч · мКи)]; R -- расстояние «источник - объект», см.

1.2 Экспозиционная доза (в Рентгенах) определяется по формуле:

Хв = · t.

Хв = t ·А · Г/ R2, Р. (10.7)

где t - время облучения, ч, в течение одного года.

1.3 Поглощенная доза (в радах) в воздухе:

Dв = 0,88 Хв, рад (10.8)

1.4 Поглощенная доза в биологической ткани:

Dт = 0,96 Хв, рад (10.9)

1.5 Эквивалентная доза для фотонного излучения:

Н = 0,96 Хв, бэр. (10.10)

Сравниваем значение Н с максимально допустимым Ндоп = 50 мЗв в данном году. Если доза не превышает 50 мЗв, то считается, что НРБ-2000 соблюдаются, дополнительные меры защиты не принимаются. Если эквивалентная доза превышает допустимый предел 50 мЗв, то необходимо принять технические или организационные меры по снижению уровня облучения работающего персонала (в отчете указать основные меры защиты).

Примечание. При расчете доз и их мощностей по вышеприведенным формулам необходимо помнить, что эти расчеты приближенные.

Задача 2. Расчет эквивалентных доз внешнего гамма-облучения людей по измеренной начальной активности

Местность загрязнена цезием-137 с активностью А0s. Какую дозу внешнего гамма-излучения Н? получит население, постоянно проживающее на этой территории в течение t лет? Считать, что люди постоянно находятся на открытой местности. Период полураспада цезия-137 - 30 лет.

Использовать формулы:

 , (10.11)

где Х - экспозиционная доза, мкР; - мощность экспозиционной дозы в начале облучения, мкР/ч; - мощность экспозиционной дозы в конце облучения, мкР/ч; = 15 А0s; = 15 · А0s/ 2t/Т; [ Аs0 ] - Ки/км2.

При расчете величины Х величина t преобразуется из лет в часы, а результат в мкР преобразуют в Р.

Так как 1 Зв = 100 бэр, а 1Р = 1бэр, то эквивалентная доза внешнего гамма-облучения Н ? вычисляется по формуле

Н ? = 0,96 Х, бэр. (10.12)

Полученную дозу сравнивают с дозами, при которых возможны хронические степени лучевой болезни, и делают вывод о последствиях такого облучения (см. материал лекции или учебного пособия).