Оценка радиационной обстановки при авариях на РОО

20

Тема 4.4. “Оценка радиационной обстановки”.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Кафедра защиты в ЧС и гражданской обороны

1

Кафедра защиты в ЧС и гражданской обороны

«Основы гражданской защиты в чрезвычайных ситуациях»

ТЕМА 1. Основные характеристики и классификация чрезвычайных ситуаций

Оценка радиационной обстановки при авариях на РОО

Радиационная обстановка складывается на территории определенных районов, населенных пунктов, объектов экономики в результате радиоактивного загрязнения местности и расположенных на ней предметов и требует принятия мер защиты для исключения или уменьшения радиационных поражений и потерь среди населения;

характеризуется масштабом (пространственным), стапенью (загрязненности) и характером (альфа-, бета-, гамма-) радиоактивного загрязнения;

не является неизменной: со временем, вследствие распада радионуклидов, степень загрязнения, а следовательно, и интенсивность ионизирующих излучений уменьшаются.

Оценка радиационной обстановки - это анализ последствий радиоактивного загрязнения окружающей среды и выбор наиболее целесообразных действий формирований ГО, производственной деятельности объектов экономики и мер по защите населения, при которых исключаются или максимально снижаются радиационные потери и поражения людей.

Основными факторами радиационного воздействия на людей в зонах радиоактивного загрязнения являются гамма- и бета- излучения продуктов деления. Возможно также действие альфа- излучателей, если из-за особенностей реактора и аварии происходит значительный выброс плутония.

При поступлении во внешнюю среду только радиоактивных благородных газов (РБГ) - аргон, криптон, ксенон - радиационная опасность обуславливается только внешним гамма - излучением при прохождении радиоактивного облака.

Во всех других случаях радиационная обстановка и степень радионуклидной опасности (т.е. внешнего и внутреннего облучения) определяются количеством и радионуклидным составом выброшенных продуктов деления, расстоянием до места аварии, метеорологическими, гидрологическими и почвенными характеристиками, временем года и другими условиями.

Радиационная обстановка и ее оценка в значительной степени определяется этапом аварии.

На раннем этапе аварии проводится так называемая экстренная оценка обстановки и прогнозируется возможный масштаб аварии. Для этого необходим следующий объем сведений:

-количественная характеристика выброса и радионуклидный состав;

-пути выброса и его длительность;

-метеорологические условия на момент аварии (в том числе направление и скорость ветра на высоте выброса).

Для уточнения предварительных расчетов проводятся дозиметрические измерения. Кроме гамма-излучения определяется изотопный состав выброса. На основании расчетных данных и дозиметрических измерений принимаются меры по защите населения.

На промежуточном этапе проводится уточнение радиационной обстановки определяются уровни загрязнения местности и возможные дозы внешнего облучения. На этом этапе расширяется фронт работ по оказанию помощи населению, проводится дезактивация, вывоз материальных ценностей и другие работы. Так как формирования работают используя СИЗ, то основной опасностью для личного состава будет внешнее излучение.

Оценка радиационной обстановки может производиться методом прогнозирования (до выпадения радиоактивных осадков) или по данным радиационной разведки (оценка фактической радиационной обстановки после выпадения осадков).

Прогнозирование радиационной обстановки.

Прогнозирование возможных аварий проводится на стадии проектирования АС, поскольку последствия аварии в большой степени определяются типом реактора и его защитными системами. В каждом проекте устанавливается перечень аварийных ситуаций, последствия которых локализуются техническими системами реакторов. Эти аварии называются проектными. Наибольшая из них - максимальная проектная авария (МПА) - определяется наихудшим событием (для каждого реактора своим), при котором еще будут действовать предусмотренные защитные системы.

Расчеты показывают, что при МПА на АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК дозы внешнего и внутреннего облучения человека на расстояниях более 5 км от АЭС будут ниже пределов дозы аварийного облучения (0,1 Зв внешнего облучения).

Однако, при аварийных ситуациях, превышающих по своим размерам МПА, защитные устройства АЭС могут оказаться неэффективными и последствия аварии превысят проектные. Поэтому прогнозируются и так называемые запроектные аварии, в том числе и максимальные (МЗА).

Результаты прогнозирования доз внутреннего и внешнего облучения МЗА показывают, что наибольшую значимость при небольших расстояниях от АЭС (до 3-х км) имеет гамма-излучение облака

12 Гр на расстоянии 1 км,

1 Гр на расстоянии 10 км,

7 · 10-3 Гр на расстоянии 100 км,

а на больших расстояниях возрастает значимость гамма-излучения от выпавших на местность продуктов деления

0,1 Гр на расстоянии 3 км,

1 Гр на расстоянии 4 км,

10 Гр на расстоянии 6 км,

14 Гр на расстоянии 10 км (максимум),

10 Гр на расстоянии 40 км,

2.5 Гр на расстоянии 100 км.

Таблица 1 Радиационная опасность аварий на ядерных реакторах

Класс	Тип	Активность	Доля активности
аварии	Реактора	выброса, Бк	РБГ	Йод	ДЖИ
МПА	ВВЭР	1,2 · 1017	0,99	0,001	-
	РБМК	6,3 · 1015	0,99	0,003	-
МЗА	ВВЭР	4,4 · 1019	0,39	0,53	0,08
	РБМК	4,9 · 1019	0,73	0,12	0,16

радиационный авария загрязненный

РБГ - радиоактивные благородные (инертные) газы,

ДЖИ - долгоживущие изотопы.

Задачи, решаемые при оценке обстановки на радиационно загрязненной местности при авариях на РОО.

При оценке радиационной обстановки решаются следующие основные задачи:

1.Определений уровней радиации на загрязненной местности на заданное время.

2.Определение доз облучения, получаемых людьми за время пребывания на загрязненной местности.

3.Определение допустимого времени пребывания людей в зонах радиоактивного загрязнения.

4.Определение допустимого времени начала работ или преодоления загрязненной местности.

5.Определение режимов радиационной защиты рабочих, служащих и производственной деятельности ОНХ.

6.Определение возможных радиационных потерь (поражений) в зонах радиоактивного загрязнения.

7.Определение степени загрязнения техники, транспорта, оборудования и т. п.

(Перечисленные задачи решаются как при авариях на РОО, так и при ядерном взрыве).

При авариях на РОО, кроме того, определяется радионуклидный состав выброса (перечень элементов) и оцениваются величины возможных внутреннего и внешнего облучений.

Физические основы методов оценки обстановки.

Основным исходным понятием, используемым при оценке обстановки, является понятие “уровня радиации”.

Уровень радиации на радиоактивно загрязненной местности это ионизирующее действие находящейся на местности смеси радионуклидов на элементарный объем воздуха на высоте 1м от поверхности земли.

С точностью, приемлемой для целей оценки обстановки, уровень радиации приравнивается к мощности поглощенной дозы

Для более точных расчетов в физике используется понятие “кермы” и специально вводится величина, которая называется керма-постоянная.

Керма (kerma - kinetic energy released in material) это отношение суммы первоначальных кинетических энергий всех ионизированных частиц в элементарном объеме к массе вещества в этом объеме. Понятие кермы очень близко к понятию поглощенной дозы - отношение всей переданной энергии веществу в элементарном объеме к массе вещества в этом объеме. Кроме того, следует отметить, что керма определяется при ограничениях на момент измерения и на изотропность источника излучения. При практической оценке обстановки на загрязненной местности численное отличие воздушной кермы (ионизация воздуха) от поглощенной дозы измеряется десятыми или сотыми долями процента.

По аналогии с мощностью дозы мощность воздушной кермы это изменение кермы в единицу времени.

Керма-постоянная Гб характеризует мощность воздушной кермы от точечного источника активностью в 1Бк на расстоянии 1м в воздухе

, Гр м2/(с Бк)

Таблица 2 Значения Гб аГр м2/ (c Бк) для некоторых радионуклидов (1 аттогрей = 10-18 Гр)

Изотоп	Т , годы	Гб , аГр
К40	1,28 · 109	5,07
Ti44	47,3	2,228
Cs137	30,17	21,24
Cs134	2,06	57,17
U235	6,85 · 108	4,653
Pm47	17,7	2,98
Co60	5,3	84,23

Мощность воздушной кермы на расстоянии l от точечного излучающего источника данного радионуклида активностью А находят из выражения

.

Поглощением и рассеиванием излучения в воздухе при этом пренебрегают ввиду их незначительности, поэтому определяющим является геометрическое ослабление излучения.

При равномерном загрязнении местности точечными источниками одного радионуклида мощность кермы на высоте h над центром загрязненного круга радиусом R можно вычислить так:



или при h= 1м и R > 100 м

,

где Аs - поверхностная активность на поверхности загрязнения Бк/ м2 .

Если известен состав смеси радионуклидов, вышедших при аварии и могут быть спрогнозированы поверхностные активности по каждому из загрязняющих местность радионуклидов, то

На практике используется эмпирическая формула, отражающая спад суммарной мощности кермы, справедливая для достаточно большого периода времени

Pt t n = Poton (1)

где Рt - уровень радиации на время t после аварии;

Рo - уровень радиации на время to;

n - коэффициент, характеризующий скорость распада смеси радионуклидов.

Данное выражение является основным и исходным при получении всех других зависимостей, составляющих методику расчета параметров обстановки на загрязненной местности в результате аварии на РОО, а в дальнейшем и после ядерного взрыва.

Замечание

Для населения, проживающего в зоне загрязнения длительное время (при уровнях не выше установленных действующими нормами), большую роль играет внутреннее облучение. Поэтому в качестве основного параметра, характеризующего степень опасности, используют не уровни радиации (пригодны только для расчетов внешнего облучения) , а активность радионуклидов.

В частности, степень загрязнения местности характеризуют поверхностной активностью, выражаемой в Бк/м.кв., Ки/м.кв.,Ки/км.кв и т. п.. Таким образом возникает необходимость в переводе единиц активности в единицы мощности дозы.

Оценка радиационной обстановки по данным дозиметрического контроля и разведки.

Подготовительные операции

Определение скорости распада смеси радионуклидов n при известном времени аварии.

Оценка радиационной обстановки по результатам замеров, полученных при дозиметрическом контроле (разведке) местности, начинается с определения скорости распада смеси радионуклидов, что обеспечивает возможность использования основного выражения (1) при решении всех задач, решаемых при оценке обстановки.

Значение коэффициента n зависит от состава радионуклидов в аварийном выбросе, произошедшем на радиационно опасном объекте (РОО).

При аварийных выбросах из реактора радионуклидный состав будет зависеть от многих факторов - типа реактора, времени его работы до аварии, характера выброса и других, поэтому значение коэффициента n заранее неизвестно, но его можно определить по данным радиационного контроля после выпадения осадков.

Из выражения (1) следует:

(2)

где РI/РII - отношение уровней радиации при первом и втором измерениях, проведенных в одной и той же точке,

tII/tI - отношение времен второго и первого измерений, отсчитываемых от момента аварии.

Значение коэффициента по двум замерам при известном времени аварии может быть найдено расчетом по формуле (2) или с использованием данных, приведеных в табл.1 и табл.2 методического пособия 1993г.

Определение n при неизвестном времени начала отсчета.

В случаях, когда при аварии происходит несколько выбросов (например, при аварии на ЧАЭС произошло три крупных выброса с интервалом в несколько дней), ни одно из времен отдельного выброса или их среднее нельзя принимать за время начало отсчета (время аварии). Это связано с тем, что состав каждого отдельного выброса при этом учитываться не будет, поэтому использовать в таких случаях формулу (2) не представляется возможным. Для учета суммарного воздействия от всех выбросов следует произвести несколько замеров и по их результатам попытаться определить параметры осредненной (суммарной) кривой спада уровня радиации.

В такой ситуации воспользуемся следующим свойством выражения (1). Запишем выражение (1) в следующем виде

PItIn = PIItIIn = PIIItIIIn = const

где индексы I, II, III относятся соответственно к первому, второму и третьему замерам. Обратим внимание на то, что это выражение можно прологарифмировать

ln PI + n ln tI = ln PII + n ln tII = ln const

Затем продифференцируем результат логарифмирования и перейдем к конечным разностям

Если проводить замеры через равные промежутки времени ?t , то для определения n будет достаточно трех замеров, для которых получим

и

Исключив из последнего выражения время получим формулу для расчета коэффициента n при нескольких выбросах

 (3)

Замечание: при расчете необходимо учитывать для n не менее двух знаков после запятой.

После определения n появляется возможность определить необходимое для дальнейших расчетов условное время аварии - условную точку на оси времени, принимаемую при нескольких выбросах за начало отсчета.

Для определения времени отсчета используется формула для расчета интервала времени между условным временем аварии и первым произведенным замером:

(4)

где t - интервал между замерами.

Для удобства дальнейших расчетов целесообразно пользоваться третьей величиной, определяемой на предварительной стадии расчетов - уровнем радиации на время, равное одному часу после начала отсчета Р1 , определяемо также из выражения (1) PItIn = PIItIIn = const = Р1 :

(5)

(В дальнейшем следует быть внимательным: арабские индексы уровней обозначают время в часах, измеряемое от начала отсчета, а римские индексы - это номера замеров).

Пример 1.

Типичное условие задачи оценки обстановки после аварии на РОО начинается так:

Уровни радиации, замеренные в 11-00, 11-30 и 12-00 составили 1,5 Гр/ч, 1,35 Гр/ч, 1,24 Гр/ч.

Начинать решение следует с определения n и условного времени аварии, т.е. момента, принимаемого за начало отсчета.

1) Интервал между замерами ?t постоянный и равен 30 мин, значит для расчета n можем воспользоваться формулой (3):

= 0,45

2) Интервал времени между первым замером и условным временем аварии определим по формуле (4):

Следовательно временем отсчета в данном случае будет 1100 - 2 = 900 часов.

Уровень радиации на один час после аварии, т.е. на 10-00 будет равен:

= 1,5 20,45 = 2,05 Гр/ч

Пример 2.

Определить уровни радиации на 1 час после аварии, если n = 0,6 , а уровень , замеренный через 35 часов равен 0,03 Гр/ч.

Из (5) получаем

P1 = P35 (35/1)0,6 =0,25 Гр/ч.

Решение задач по оценке обстановки после аварии на РОО рекомендуется начинать с расчета величин n, tI , P1 .

Определение уровней радиации на загрязненной местности на заданное время (Приведение уровней радиации к одному времени после аварии).

При проведении дозиметрического контроля местности в различных ее точках фиксируются уровни радиации в определенные, произвольно складывающиеся, моменты времени. Для удобства нанесения зон загрязнения на карту и решения задач по оценке обстановки уровни радиации целесообразно приводить к конкретному времени: на 1 час после аварии, на 2, 3 и т. д. часа.

Перерасчет уровня радиации в данной точке местности на требуемое время производится с использованием выражения (1):

откуда

(6)

Пример 3.

Определить уровень радиации на 100 часов после аварии, если на 10часов он равен 0,40 Гр/ч , а n = 0,7.

Из (6) получаем

P100 = P10 (10/100)0,7 =0,08 Гр/ч.

Определение доз облучения, полученных за время пребывания на загрязненной местности.

В соответствии с принятым положением о том, что уровень радиации может быть принят равным мощности поглощенной дозы, интегрированием получаем выражение для расчета доз:

; (7)

Пример 4.

Уровень радиации на 3 часа после аварии равен 0,035 Гр/ч. Определить дозу облучения, которую могут получить спасатели, если они начнут работы через 5 часов, а закончат через 10 часов после аварии. Коэффициент n =0,3.

Сначала определим уровни на 5 и на 10 часов после аварии :

Р5 = 0,035 · (3/5)0,3 = 0,0296 ~ 0,03 Гр/ч

Р10 = 0,035 · (3/10)0,3 = 0,0243 ~ 0,025 Гр/ч

Теперь можем рассчитать дозу (7)

D =(0,025 · 10 - 0,03 · 5)/(1-0,3) = 0,143 Гр

Пример 5.

Уровни радиации, замеренные в 12.30, 13.00 и в 13.30 соответственно равны 0,20 Гр/ч, 0,18 Гр/ч и 0,165 Гр/ч.

Определить дозу облучения, которую могут получить люди, находящиеся в противорадиационном укрытии (ПРУ) с Косл = 100 за период времени с 70 ч по 100 ч после аварии:

1).Определяем коэффициент n по формуле (3):

= 0,5

2).Определяем время аварии (4):

3).Определяем Р70 и Р100 (6):

Р70 = 0,20 (2/70)0,5=0,0343 Гр/ч

Р100 = 0,20 (2/100)0,5 = 0,0286 Гр/ч .

4). Дозу определяем по формуле (7)

D = (0,0286 · 100 - 0,0343 · 70) = 0,399/50 = 0,00798 Гр

Определение допустимого времени пребывания людей в зоне радиоактивного загрязнения.

Преобразованием (7) можно получить выражение для времени выхода из зоны облучения, при котором полученная за время пребывания доза не превысит допустимое значение:

(8)

где Рвх - уровень радиации в момент времени tвх .

Время пребывания

Пример 6.

Уровень радиации в месте проведения работ на 1 час после аварии Р1 = 0,0645 Гр/ч.

Определить допустимую продолжительность работы при следующих условиях:

-коэффициент n = 0,5,

-коэффициент ослабления Косл = 1,

-начало работы через 10 часов после аварии,

-заданная доза облучения 0,10 Гр.

Уровень радиации при n=0,5 на 10 часов после аварии, т.е. на время входа

Р10 = 0,0645 (1/10)0,5 = 0,02 Гр.

По формуле (8)

tвых =10 ((0,5 · 10)/(0,02 · 10)+1)0,5 = 15,6 ч.

Продолжительность работы:

T = tвых - tвх = 15,6 - 10 = 5,6 ч.

Определение допустимого времени начала работ.

Преобразованием формулы (8) можно получить:

(9)

По выражению (9) построенa таблица (см. Приложение), где входами являются величины tвх/T и n , а величина b равна

(10)

При определении допустимого времени начала работ в качестве дозы используется значение Dдоп .

Пример 7.

Определить допустимое время начала работ при следующих условиях:

-планируемая продолжительность работы T= 8 часов,

-уровень радиации на 1 час после аварии Р1= 0,12 Гр/ч,

-коэффициент n = 0,6 ,

-работы планируются на открытой местности (Косл =1),

-допустимая доза Dдоп= 0,10 Гр.

По формуле (10) находим

b = 0,12 · 80,4/(0,4 · 0,10 · 1) = 6,98.

По таблице “b” для n=0,6 и b = 6,98 получим

tвх/T = 4,7.

Отсюда t = 4,7 · 8 = 37,6 ч.

Пример 8.

Определить допустимое время начала работ, если

-уровень радиации, замеренный через 100 часов после аварии Р100 =0.142 Гр/ч,

-планируемая продолжительность работы на открытой местности T = 8 часов,

-Косл = 1,

-коэффициент n= 0,5,

-допустимая доза Dдоп = 0,08 Гр.

Определим уровень радиации на 1 час после аварии:

Р1= 0,142 · 1000,5 = 1,42 Гр/ч.

По формуле (10)

b = 1,42 · 80,5 /(0,5 · 0,08 · 1) ~ 100 .

Для b = 100 и n = 0.5 по таблице “b” находим

tвх/T = 25 , отсюда tвх = 25 · 8 =200 ч.

Изложенная методика может быть использована в начальное время после аварии, главным образом на промежуточном этапе, для формирований, ведущих АСДНР, или других лиц, которые, находясь на загрязненной местности, используют СИЗ и подвергаются только внешнему облучению.

На восстановительном этапе, когда облучение определяют несколько (2-3) наиболее долгоживущих изотопа (короткоживущие распались или не играют заметной роли), выражение (1) не обеспечивает достаточной точности и для расчетов не применяется. На этом этапе расчеты проводятся для каждого из оставшихся радионуклидов отдельно, а полученные результаты для внешнего облучения суммируются.

Литература

1. Атаманюк В.Г. и др. Гражданская оборона. Учебник для втузов. Высшая школа, -М., 1988.

2. Основы защиты населения и территорий в чрезвычайных ситуациях. - издательство Московского государственного университета. 1998.

3. Конспект лекций по курсу “Основы ГО в ЧС”, кафедра ГО МГТУ, 2000 г.

4. “Гражданская защита”, пособие для преподавателей под ред. Л.Титоренко, МГТУ им. Н.Э.Баумана, 1998 г.

5. ГОСТ Р 22.3.03-94 “Радиационная безопасность”, Госкомстандарт России, 1994 г.

6. Мальцев В.А. Методики оценки обстановки на промышленных предприятиях при ЧС. М. 1993. ГУ по подготовке кадров для ГС при правительстве РФ (учебно-ме тодическое пособие).

Размещено на Allbest.ru