Оценка радиационной обстановки при авариях на атомных электростанциях

Размещено на http://www.allbest.ru/

Учебное пособие

Оценка радиационной обстановки при авариях на атомных электростанциях

О.М. Басманов, В.С. Сердюк

Омск 2006

Введение

Научно-технический прогресс, повышение благосостояния народов невозможен без значительного увеличения энергетических ресурсов, без опережающего роста энергетически. Почти неисчерпаемым источником энергии является внутриядерная энергия, с использованием которой в мирных целях связывают решение энергетических проблем человечества. Не прост и не легок путь к раскрытию тайн атома, еще более сложным и драматичным он сказался при решении практических вопросов использования атомной энергии. Трагедия Хиросимы и Нагасаки, Южноуральская и Чернобыльская катастрофы, сотни могильников радиоактивных веществ и десятки тысяч квадратных километров зараженных территорий - все это печальные страницы летописи освоения внутриядерной энергии. Однако альтернативы ей нет, если человечество хочет развиваться и дальше. Поэтому главной задачей при дальнейшем развитии атомной энергии должно стать полное запрещение ее использования в военных целях и достижение максимальной безопасности эксплуатации мирных атомных энергетических установок.

Раскрытие, вопросов истории освоения энергии атома, некоторые технические сведения, касающиеся получения этой энергии и ее практического применения, а такие, опросы безопасности являются целью данной работы.

Перспективные источники энергии

радиация авария атомная электростанция

Атом является наименьшей частицей данного химического элемента, обладающий всеми его химическими свойствами. Он состоит из положительно заряженного ядра и вращающихся вокруг него отрицательно заряженных частиц - электронов.

Ядро в десятки тысяч раз меньше атома и, в свою очередь, состоит из элементарных частиц - протонов и нейтронов. Масса их почти одинакова, но протон обладает электрическим зарядом, а нейтрон - частица электрически нейтральная, не имеет заряда. Протоны и нейтроны принято называть нуклонами.

Электроны находятся на строго определенном расстоянии от ядра, образуя вокруг него электронную оболочку. Электроны в оболочке атома расположены слоями. Таких слоев может быть семь, количество электронов в одном слое может быть различное. Не возбужденный атом нейтрален, т.е. количество электронов (заряженных отрицательно) в оболочке атома равно числу протонов ядра или, что одно и тоже, атомному номеру элемента.

Так как число электронов в атоме сравнительно невелико (равно атомному номеру) и массы наиболее легкого атома - атома водорода (1/12 массы атома углерода, атомной единицы массы «а.е.м.») в 1840 раз, практически вся масса сосредоточена в его ядре.

Масса ядра равна сумме масс протонов и нейтронов. Электрический заряд ядра численно равен порядковому номеру данного элемента периодической таблицы Д.И. Менделеева. Поэтому, чтобы узнать число протонов ядра атома данного элемента, достаточно знать его порядковый номер в таблице. Общее число нуклонов ядра можно определить по массовому числу. Массовое число - это округленный до целых единиц атомный вес элемента, обозначаемый буквой «А». Если от массового числа отнять число протонов, соответствующее порядковому номеру элемента, то разность двух этих чисел даст число «N» или количество нейтронов в Ядре атома. Таким образом, место элемента в периодической таблице Д.И. Менделеева даст возможность вскрыть структуру атома и его ядра для каждого элемента таблицы. Например, «₄Ве⁹» - бериллий имеет 4 протона и пять нейтронов, а в оболочке - 4 электрона; «₉₂И²³⁸» имеет 92 протона, 146 нейтронов и 92 электрона. Почти каждый элемент таблицы Д.И. Менделеева фактически состоит из нескольких разновидностей, имеющих одинаковое количество протонов (заряд ядра), но различное число нейтронов в ядре (массу). Эти разновидности химического элемента называются изотопами. Большинство изотопов являются радиоактивными, т.е. атомы распадаются в атомы других, более устойчивых химических элементов с выделением б (ядра гелия), в (электроны), г (электромагнитные) излучения.

Устойчивость или неустойчивость элемента к радиоактивному распаду зависит от соотношений в ядрах его атомов протонов и нейтронов. Если соотношение составляет для нейтронов 50% и менее, такое ядро будет неустойчивым. Наиболее же стабильными будут ядра, в которых имеется некоторое преобладание нейтронов над протонами. Это объясняется действием закона Кулона. Однако силам отталкивания между одинаково заряженными частицами противостоят более мощные ядерные силы, что обеспечивает стабильность ядер.

В 1905 г. В журнале «Анналы физики» была опубликована статья скромного служащего, патентного бюро Швейцарского города Верна Альберта Эйнштейна, которая называлась «Зависит ли инертность тела от содержания в нем энергии?». Статья явилась продолжением работ Эйнштейна над теорией относительности и содержала очень важный вывод: масса и энергия взаимосвязаны. Эйнштейн сформулировал эту зависимость в виде Е = Мс². Именно эта формула сводит законы сохранения массы и энергии в один общий закон. Она указывает на возможность как полного превращения массы в энергию, так и возникновения массы при исчезновении эквивалентного количества энергии. Поскольку с² = 9 • 10¹⁶ м²/с (300000 м/с), то согласно закону Эйнштейна, коэффициент эквивалентности массы энергии равен 9 • 10¹³ Дж (220 млн. ккал) или 2,5 •10⁷ кВт (25 млн.кВт). Эта энергия называется внутриядерной энергией. Огромное значение этого «переводного» коэффициента указывает на исключительно малую величину изменения массы, вызванного затратами энергии, с которыми мы сталкиваемся в практике. Изменение массы становится заметным лишь тогда, когда достаточно велико изменение энергии (например, изменение массы воды на 1г. требует затраты энергии 25 млн. кВт). С другой стороны, электроэнергия, вырабатываемая в настоящее время всеми электростанциями мира, эквивалентна энергии, содержащейся всего в нескольких десятках килограммов вещества. Научиться использовать эту колоссальную внутриатомную энергию - такова была дальнейшая задача физики.

Многочисленными опытами было установлено, что масса ядра атома, состоящего из определенного количества протонов и нейтронов, всегда меньше суммы масс этих протонов и нейтронов, находящихся в свободном состоянии. Эта разность между суммой свободных частиц и массой ядра атома, состоящего из тех же частиц, называются дефектом массы, и является мерой энергии, которая выделяется при соединении свободных частиц в ядро. Дефект массы наблюдается не только при соединении протонов и нейтронов в ядро атома, но и в тех случаях, когда ядро атома тяжелого элемента делится на два более легких ядра.

Количество энергии, высвобожденной при перестройке элементарных частиц в ядрах атомов, эквивалентно дефекту массы и называется энергией связи. «Живущие» отдельно (сами по себе) нейтроны и протоны не обладают энергией связи, но при их объединении в ядро какого-то атома она выделяется. Например, при объединении двух протонов и двух нейтронов в ядро гелия выделяется энергия связи, равная 28,2 МэВ (₂Не⁴).

Ядра тяжелых элементов делятся при бомбардировке их нейтронами, протонами и другими ядерными частицами или самопроизвольно. Распад ядра на несколько (обычно два, реже три и четыре) сравнимых по массе ядер-осколков деления сопровождается вылетом вторичных нейтронов деления, гамма-лучей и выделением значительного количества энергии. Основная часть энергии деления в виде кинетической энергии осколков, разлетающихся под действием сил электростатического отталкивания.

С помощью формулы взаимосвязи энергии и массы А.Эйнштейна и величины дефекта массы можно вычислить количества энергии, выделяющейся при ядерных реакциях деления тяжелых - элементов, например, урана-235.

При воздействии нейтрона уран-235 делится на два осколка и, кроме того, выделяется при делении от одного до трех нейтронов и не менее 6 бета-частиц. При этом новым продуктом, деления является дефект массы, соответствующий по формуле А.Эйнштейна энергии ? 200 МэВ. А если бы произошел распад ядер всех атомов одного килограмма урана, то выделилось бы количество энергии эквивалентной сгоранию 200 тыс. тонн угля или взрыва 20000 т тринитротолуола. Отсюда и выводится понятие о тротиловом эквиваленте как о величине, характеризующей мощность ядерного взрыва. Тротиловый эквивалент - это вес тротилового заряда, при взрыве которого выделяется такое же количество энергии, как и при взрыве ядерного заряда.

В термоядерных реакциях происходит соединение легких ядер атомов в более тяжелые ядра. Например, при соединении ядер атомов дейтерия и трития образуется ядро гелия (₁Д² + ₁Т³ > ₂Не⁴ + _on¹). Выделившаяся при этом энергия равна 17,5 МэВ.

Если взять одинаковые весовые количества реагирующих элементов, то в термоядерных реакциях синтеза выделяется, по крайней мере, в 4 раза больше энергии, чем при ядерной реакции деления тяжелых элементов. Это объясняется тем, что масса ядра урана (235 а.е.м.) тяжелее массы двух реагирующих элементов (₁Д² и ₁Т³), равной 5 а.е.м., в 48 раз и, следовательно, при равном весовом количестве атомов урана будет в 48 раз меньше. При делении, каждого ядра урана выделится в 200 МэВ, а при синтезе ядра гелия - 17,5 МэВ. Умножив количество атомов в заданном весовом объеме того и другого элемента на количество выделяемой энергии, мы и получаем приведенное выше отношение.

Однако при всем изобилии энергии атом отдает ее крайне скупо. Чтобы преодолеть силы, связывающие частицы в ядре и препятствующие его перестройке, нужно сначала затратить какое-то количество энергии. Только тогда распадающееся или перестраивающееся ядро атома выделит связанную с уменьшением его массы энергию. Однако не во всех случаях энергия, выделяющаяся при распаде или перестройке ядра, превышает энергию, затрачиваемую на разрушение или перестройку. Следовательно, для получения энергии выгодно разрушать или перестраивать ядра атомов только тех элементов, у которых «затраты» меньше «прибыли». Это относится к очень ограниченному числу атомов: к самым легким - водороду, дейтерию, тритию, гелию, литию и самым тяжелым - урану, плутонию. Все элементы середины таблицы Д.И. Менделеева никаких выгод в этой связи не представляют. По этой причине гранит, железо, серебро, золото, ртуть, и другие вещества до скончания веков останутся тем, чем они есть сейчас. Вот почему взрыв атомной или водородной бомбы не вызывает детонации и взрыва всех окружающих нас веществ: воды, воздуха, почвы, всей планеты, хотя вокруг этого вопроса в свое время велась оживленная дискуссия.

Наиболее успешно работы по практическому использованию ядерной энергий в 30-40-х годах велись в США, Германии и Советском Союзе.

Практическое использование ядерной энергии

В 1935 г. итальянский физик Энрико Ферми сумел впервые расщепить атом урана. Немецкие физики Отто Ган и Фриц Штрассман повторяли этот опыт, дальнейшее развитие которого было получено в работах немецких физиков Отто Фриш и Лизе Майтнер, опубликовавших работу «Распад урана под действием нейтронов; новый вид ядерной реакции».

В марте 1939 г. Ф. Жюлио-Кюри публикует в журнале «Природа» сообщение о результатах исследований процесса деления ядер. Само заглавие этого сообщения «Высвобождение нейтронов в ядерном взрыве урана» говорит о том, что был сделан важный шаг на пути к осуществлению цепной реакции деления.

Исходя, из общих теоретических соображений Нильс Бор установил, что делящийся изотоп не уран-238, составляющий большую часть природного урана, а другой изотоп урана с массой 235, составляющий только 1/140 (0,7 %) часть природного урана.

В 30-40-х годах в Советском Союзе сформировалась отечественная школа физиков-ядерщиков, наиболее выдающиеся представители, которой были: Иоффе А.Ф., Скобельцин Д.В., Капица П.Л., Фок В.А., Иваненко Д.Д., Мысовский Л.В., Курчатов И.В., Зольдович Я.В., Харитонов Ю.В., Лейпунский А.И., Флеров Г.Н., Л.Д. Ландау и другие. В начале 1940 г. Зельдович Я.В. и Харитонов Ю.В. опубликовали статьи: «О цепном распаде урана под действием медленных нейтронов» и «Кинетика цепкого распада урана», в которых обосновали необходимые условия цепной реакции деления урана. В том же году Петрак К.А. и Флеров Г.Н. открыли явление самопроизвольного распада ядер урана и тем самым показали, что для начала цепной реакции не нужны посторонние нейтронные источники.

С началом Великой Отечественной войны работы в области физики атомного ядра в Советском Союзе прекращаются и возобновляются решением правительства только в 1943 г. под руководством Игоря Васильевича Курчатова.

В Германии с приходом к власти фашисткой диктатуры, темп работы по практическому использованию ядерной энергии резко замедлился. Это было вызвано, прежде всего, тем, что Гитлер не верил в возможность создания ядерного оружия, и средств на исследования не выделялось. Кроме того, ведущие физики-атомщики были не арийского происхождения, часть их эмигрировала, а часть была репрессирована с приходом к власти фашизма. Однако работы по созданию атомной бомбы в фашисткой Германии шли, что вызывало большие опасения у прогрессивно настроенных ученых мира и, прежде всего физиков-ядерщиков. В Америке Альберт Эйнштейн в 1939 г. обратился к президенту США Ф.Рузвельту с письмом, в котором призвал американское правительство финансировать работы по исследованию урана как источника энергии и доказал возможность создания на основе урана атомной бомбы. Ученый предостерегал, что если Запад не займется вплотную этой проблемой, то атомную бомбу может первой изготовить Германия. Вскоре после этого письма, в том же 1939 г., группа крупных ученых США с участием Роберта Оппенгеймера, Эдварда Теллера убедили Ф. Рузвельта утвердить программу научных изысканий по созданию ядерной бомбы, впоследствии получившую название проекта «Манхеттен». Руководителем проекта «Манхеттен» был назначен Роберт Оппенгеймер - крупный физик-атомщик. На реализацию этого проекта по указанию президента военным ведомством США была выделена небольшая вначале сумма в 6000 долларов на приобретение материалов для экспериментального осуществления цепной реакции. И только после нападения Японии на американскую военно-морскую базу Перл-Харбор в декабре 1941 г. и официального вступления Америки в войну было принято решение о выделении больших финансовых и технических ресурсов для осуществления проекта «Манхеттен» - закодированной операции по созданию атомного оружия.

Цепная реакция

Ученые уже знали, что попавший в ядро урана-235 или плутония-233 нейтрон может разделить его на две части и при этом высвободиться 200 МэВ энергии. Но еще важнее было то, что при расщеплении ядра выбрасывается 2-3 новых (вторичных) нейтрона, которые разделяют 2-3 следующих ядра с образованием 4-6 нейтронов и т.д., число нейтронов и делящихся атомов растет лавинообразно в геометрической прогрессии - начинается саморазвивающаяся цепная ядерная реакция с выделением огромной величины энергии взрывного характера. Однако это может произойти лишь в том случае, когда масса делящегося вещества больше некоторой определенной величины, называемой критической. Дело в том, что при небольшой массе делящегося вещества нейтроны, образовавшиеся при делении ядер, могут вылететь из него и не вызывать дальнейшего деления ядер, поэтому взрыва не произойдет. При достижении определенных критических размеров или массы ядерного делящегося вещества взрыв произойдет самопроизвольно. Величина критической массы зависит от характера и вида делящегося вещества, от степени его чистоты и плотности, от формы и конструкции заряда, от наличия свойств отражателя нейтронов, от активности дополнительного источника нейтронов (последнее уже относится, к атомной бомбе).

Значение критической массы для урана-233, как определили ученые, составляет 48-49 кг, для плутония-239 - 18-19 кг, для урана-233 - 15-16 кг. Но в природном уране ядер урана, содержащих 235 нейтронов и протонов, в 140 раз меньше, чем ядер урана-238, а плутона-239 и вообще нет. Встала задача получения этих элементов в чистом виде. Для выделения урана-235 из природного урана американские ученые применили диффузионное разделение изотопов, заключающееся в том, что газообразное химическое соединение урана пропускают через пористую перегородку. Молекулы, в состав которых входят атомы урана-235, быстрее проходят через пористую перегородку, т.к. на 3 а.е.м. легче урана-238. Выделяя полученное вещество в чистом виде из газообразного химического соединения, получают делящийся материал для изготовления бомбы.

Другой путь получения ядерной «взрывчатки» заключается в изготовлении нового делящегося вещества - плутония-239, отличающегося по химическим свойствам от урана.

В 1940 г. Г. Сибором из Калифорнийского университета был получен плутоний-239 в результате захвата нейтрона ураном-238. Для получения большого количества плутония-239 требовалось лишь облучить уран нейтронами. Но потоки нейтронов, которые могли дать отсутствовавшие в то время источники, имели слишком незначительную интенсивность, чтобы обеспечить получение сколько-нибудь заметных количеств плутония. (К концу 1942 г. таким путем было получено всего 0,5 кг плутония, что дало возможность изучить его химические свойства и разработать метод промышленного отделения урана от плутония, получаемого в результате цепной реакции в природном уране). Тогда Э.Ферми предложил осуществить управляемую цепную реакцию деления ядер урана-235 в природном уране, использовав избыточные нейтроны реакции для превращения урана -238 в плутоний -239.

Реактор

С целью проведения экспериментов по получению плутония в США под руководством Э. Ферми в 1941г. начались интенсивные работы по созданию ядерного реактора, обеспечивающего управляемую цепную реакцию. Дело в том, что в природном уране-238 цепная реакция возникнуть не может, так как значительная часть нейтронов поглощается ядрами урана-238 без деления. Проблема состоит в том, чтобы сразу же после каждого деления ядра урана-235 каким-то способом замедлить нейтроны до таких энергий, при которых они уже не будут все захватываться ядрами атомов урана-238. Тогда часть нейтронов, замедленных до тепловых энергий, сможет разделить нужное для поддержания хода цепной реакции число атомов урана-235, а нейтроны не успевшие замедлиться до тепловых энергий, будут поглощены ядрами урана-238. Отсюда возникла новая задача: найти такие средства или такое вещество, которое позволяло бы замедлить свободные нейтроны до тепловых скоростей - порядка 0,025-0,03 эВ - и при этом само бы не поглощало нейтроны. Нейтроны можно замедлить только одним путем - заставить их многократно сталкиваться с ядрами атомов замедлителей. При каждом столкновении нейтрон должен терять как можно больше энергии. В то время были известны только два элемента, способные выполнять функцию замедлителя: дейтерий и углерод. Однако производство тяжелой воды, состоящей из дейтерия и кислорода (₁Д²₂О) - дорогостоящее дело, а время ее получение велико, поэтому Э.Ферми остановился на углероде.

Первый ядерный реактор был сложен из нескольких сот слоев больших графитовых кирпичей. В целом образующих что-то похожее на огромный графитовый шар. Кирпичи, относительно небольшой сферы внутри этого шара, так называемой активной зоны реактора, имели по два цилиндрических отверстия, в которые вставляли алюминиевые патроны с запаянным металлическим ураном (или его окислами). Расстояние между тепловыделяющимися элементами (патронами) подбирают такое, чтобы нейтроны, выброшенные при делении ядер урана-235, поглощались ядрами урана-238 не все сразу. Часть их, пролетая сквозь слой замедлителя (графита), должна успеть в нем, замедлиться до тепловых скоростей и, попав в соседний слиток урана, разделить ядра атомов урана-235, избежав поглощения по пути ядром атома урана-238. Графит, разделяющий патроны с ураном в активной зоне, служил замедлителем нейтронов, а наружные сплошные слои - «зеркалом», отражающим в рабочую зону вылетающие из нее нейтроны, успевшие расщепить ядра урана-235 и избежавшие захвата ядрами урана-238.

Чтобы не дать, хода цепной реакции, в специальные каналы, пронизывающие реактор сверху донизу, заранее опускали кадмиевые стержни, которые можно было легко вводить и извлекать из реактора. Жадно поглощающий нейтрона кадмий не позволял им лавинообразно размножаться. Выводя, же эти стержни постепенно из реактора, можно было весьма надежно и точно управлять моментом наступления цепной реакции и скоростью ее нарастания, автоматически удерживая ее на любом заранее установленном уровне.

Большое рассредоточение урана-235, вызванное наличием замедлителя, требует значительного увеличения количества природного урана, необходимого для критической массы. Для этого же в реакторе приходиться закладывать даже несколько сотен тонн природного урана. Например, в первый экспериментальный ядерный реактор, пущенный 12 декабря 1942 г. мощностью 230 Вт, было загружено для образования критической массы 6 тонн природного урана, в первый промышленный реактор, мощностью 1300 Вт, построенный в Клинтоне в 1944 г., - 50 тонн урана. В1944 г. для промышленного получения плутония, на основании опыта строительства экспериментальных реакторов, были построены несколько промышленных реакторов в Хейфорде. Мощность каждого реактора составляла несколько тысяч киловатт, что позволило получать несколько граммов плутония в сутки.

Радиационная безопасность АЭС

Под безопасностью АЭС понимается обеспечение защиты ее персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия. Проблема обеспечения безопасности при нормальной эксплуатации АЭС. Выход радиоактивных продуктов за пределы АЭС существенно меньше принятых норм и соответствует естественному фону. Поэтому центральной проблемой обеспечения безопасности АЭС является нейтрализация таких нарушений нормальной эксплуатации, которые могут привести к авариям.

Опыт разработки и эксплуатация АЭС с реакторами различных типов в РФ и за рубежом позволяет сформулировать основные направления обеспечения безопасности АЭС.

1. Высокое качество изготовления и монтажа оборудования как основа эксплуатационной безопасности и снижения вероятности повреждений и нарушений.

2. Диагностика состояния оборудования на всех этапах его эксплуатации, система профилактических противоаварийных мер.

3. Разработка и реализация эффективных защитных мер и устройств для предотвращения возникновения или развития аварии.

4. Разработка и реализация мер, направленных на полную локализацию распространения радиоактивных веществ и уменьшение последствий аварий.

Аварийная защита реакторов АЭС обеспечивается выключением реактора в аварийных ситуациях, введением в активную зону поглощающих стержней. Локализация выбросов радиоактивных продуктов деления обеспечивается биологической защитой реактора. Однако и после прекращения цепной реакции в активной зоне продолжается значительное остаточное тепловыделение. Оно обусловлено радиоактивным распадом продуктов деления, накопленных в тепловыделяющих элементах в процессе работы реактора. В момент прекращения цепной реакции мощность этого источника тепла составляет примерно 4% и за 100 дней - до 0,1%. При утечке теплоносителя и при прекращении охлаждения активной зоны это остаточное тепловыделение может привести к повреждению оболочек твэлов в результате их перегрева и даже к расплавлению твэлов. Чтобы этого не произошло, на каждом реакторе АЭС существует система аварийного охлаждения активной зоны, обеспечивающая отвод остаточного тепла в случае отказа основной системы охлаждения.

Оценка радиационной обстановки при авариях на АЭС с выбросами радиоактивных веществ в окружающую среду

Аварийные выбросы радиоактивных веществ (РВ) возможны при механическом разрушении ядерных реакторов, бассейнов выдержки отработавшего топлива, хранилищ высокоактивных отходов и т.д. При этом все продукты ядерного деления высвобождаются в виде аэрозолей за исключением редких газов и йода и распространяются в атмосфере под действием ветра.

В отличие от ядерного взрыва в случае аварии на АЭС принято различать три зоны радиоактивного заражения.

1. Зона экстренных мер защиты - это территория, на которой доза внешнего гамма облучения населения за одни сутки может превысить 75 рад, а доза облучения щитовидной железы за счет поступления в организм радиоактивного йода может превысить 250 рад.

2. Зона профилактических мероприятий - это территория, которой доза внешнего гамма-облучения населения за время его пребывания в течение 7 дней (168 ч) может составить от 25 рад до 75 рад, а доза внутреннего облучения щитовидной железы за счет поступления в организм радиоактивного йода - от 30 до 250 рад.

3. Зона ограничений - это территория, на которой доза внешнего гамма-облучения населения, находящегося в зоне в течение года, может составить от 10 рад до 25 рад, а доза внутреннего облучения щитовидной железы за счет поступления в организм радиоактивного йода не превысит 30 рад.

Критерием для принятия решения о мерах, защиты людей являются следующие прогнозируемые дозовые пределы облучения за время пребывания в зоне: а первые 10 суток, на ранней фазе аварии на АЭС, при возможном получении внешнего гамма-облучения 0,5-5 бэр, внутреннего облучения 5-50 бэр, рекомендуется максимальное использование укрытий, средств защиты органов дыхания и кожи, йодная профилактика при дозовых пределах, превышающих 5 бэр внешнего облучения и 50 бэр внутреннего, необходима эвакуация населения. На средней фазе общей аварии на АЭС (1-й год) при прогнозировании дозового предела внешнего гамма-облучения, не превышающего 0,5-5 бэр, а внутреннего - до 50 бэр за время пребывания, мерами защиты являются ограничения потребления загрязненных продуктов питания и питьевой воды. При превышении приведенных дозовых пределов обручения необходима временная эвакуация или переселение населения. При условии, что аварийные выбросы с АЭС кратковременная не изменяют расчетные метеоусловия, на местности типовые зоны загрязнения отображаются в виде кривых, близких к эллипсам. Большая ось каждого эллипса, начинаясь на АЭС, совпадает по величине с длиной зоны, а по направлению - с существующим или ожидаемым направлением ветра в момент аварии. Малая ось, проведенная через центр эллипса перпендикулярно большой оси, численно равна ширине зоны.

Исходными данными для прогнозирования радиационной обстановки являются;

а) координаты месторасположения аэс;

б) тип реактора и его энергетическая мощность;

в) время начала выбросов РВ в атмосферу;

г) направление и скорость ветра;

д) степень вертикальной устойчивости приземной атмосферы.

Необходимо определить следующие показатели обстановки:

а) размера (длина, ширина, площадь, зон радиоактивного загрязнения местности и их расположение;

б) мощность дозы гамма-облучения а выбранной точке на оси следа радиоактивных выбросов на любой момент после аварии;

в) дозу внешнего облучения людей в любой точке на оси выбросов за период аварийного загрязнения;

г) дозу внутреннего (ингаляционного) облучения в любой точке на оси выбросов за время полного распада радиоактивно г с вещества (радиоактивного йода);

д) мощность дозы, дозу внешнего и дозу внутреннего облучения лицей, в любой точке в стороне от оси выбросов;

е) время начала радиоактивного загрязнения местности в любой точке на оси выбросов.

Определение показателей радиационной обстановки

Размеры зон радиоактивного загрязнения. Площадь любой зоны радиоактивного загрязнения может быть рассчитана по формуле

S = 0,8?Lх?Lу , (1)

где Lx и Lу - длина и ширина зоны, км. В табл. 1 приведены размеры типовых зон внешнего радиоактивного загрязнения открытой местности. В табл. 2 и 3 приведены данные расчетов размеров зон внутреннего облучения щитовидной железы ингаляционным путем. Используя данные приведенных таблиц, определяем площадь любой зоны внешнего загрязнения или внутреннего облучения щитовидной железы ингаляционным путем.

Пример 1. Определить площадь зоны Профилактических мероприятий по дозе внешнего гамма-облучения (25 рад за неделю) и внутреннего облучения щитовидной железы (дети, доза 50 рад) при аварии на ядерном энергетическом реакторе типа РБМК-1000. Метеорологические условия: инверсия, скорость ветра 4 м/с.

Решение:

1. По табл. 1 находим размеры зоны профилактических мероприятий по внешнему гамма-облучению. При аварии на реакторе РВМК-1000 они составляют: Lх = 76 км; Lу = 2,3 км. По формуле (1) находим площадь зоны

S = 0,8 * 76 * 2,3 = 139,84 км2.

2. По табл.3 находим размеры зоны по внутреннему облучению

щитовидной железы у детей. Они составляют: Lх = 210 км; Lу = 5,3 км. Находим площадь зоны

S= 0,8 * 210 * 5,3 = 139,84 км2.

Определение времени начала радиоактивного загрязнения в любой точке оси следа. Для определения времени начала загрязнения местности на оси радиоактивного следа может быть использована следующая зависимость;

t_H=a* R/Vв, (2)

где R - расстояние от АЭС по оси следа до выбранной точки, км; Vв - скорость ветра в районе АЭС, м/с; а - коэффициент, учитывающий изменение скорости ветра по высоте в зависимости от состояния приземной атмосферы: а=0,132 при инверсии; а=0,243 при конвекции; а=0,226 при изотермии.

Пример 2. Определить время начала загрязнения местности на удалении 40км от АЭС по оси радиоактивного следа в зоне профилактических мероприятий при аварии на реакторе, типа РБМК-1000. Метеорологические условия: инверсия, скорость ветра 4 м/с.

Решение.

По формуле (2) определяем время начала загрязнения местности на удалении 40 км по оси радиоактивного следа

t_H = 0,132 * 40/4 = 1,32 ч.

Расчет мощности дозы внешнего облучения в любой точке на оси следа в выбранный момент времени.

Мощность дозы внешнего гамма-излучения на местности в любой точке оси радиоактивного следа рассчитывается в два приема. Сначала определяется мощность дозы внешнего облучения на 24 ч после начала аварийных выбросов с АЭС. Для этого необходимо знать степень вертикальной устойчивости атмосферы, скорость ветра и удаление выбранной точки на оси следа от АЭС. В табл. 4 приведены данные расчетов для реакторов типа ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Значения мощности дозы внешнего облучения для реакторов типа ВВЭР-440 и РВМК-1500 определяются по данным этой же таблицы путем умножения найденных величин на коэффициенты 0,44 и 1,5 соответственно. При изотермии следует мощность дозы, найденную для конвекции, умножить на величину 0,93. Затем для пересчета мощности дозы внешнего гамма-облучения на любой выбранный момент времени используется формула

P_i=K_n*P₂₄, (3)

где К_n - коэффициент, взятый из табл. 5 для выбранного момента времени после начала аварийного выброса на АЭС. При определении коэффициентов пересчета для моментов времени, не указанных в таблице, используется линейная интерполяция.

Пример 3. Определить мощность дозы внешнего гамма-излучения местности на удалении 40 у. м от АЭС по оси радиоактивного следа в зоне профилактических мероприятий через семь дней (168 ч ) пвсле аварии на ЯЭР типа РБМК-1000. Метеорологические условия: инверсия, скорость ветра 4 м/с.

Решение

1. Определяем по табл. 4 мощность дозы внешнего гамма-излучения на 24 ч после начала аварийных выбросов на удалении 40 км от АЭС по оси радиоактивного следа. Она равна 0,23 рад/ч.

2. Находим по табл. 5 значение коэффициента пересчета мощности дозы внешнего облучения (Кг.) на седьмой день после начала аварийного выброса. Он равен 0,27.

3. По формуле (3) определяем мощность дозы внешнего гамма-излучения на удалении 40 км от АЭС по оси радиоактивного следа через семь дней (166 ч) после аварии

Р1= 0,27 * 0,23 = 0,06 рад/ч.

Определение дозы внешнего облучения населения в любой точке на оси следа за заданный период времени Для расчета дозы внешнего гамма-облучения -населения в любой точке на оси радиоактивного следа сначала по табл. 4 находится мощность дозы гамма-излучения на 24 ч после начала аварии на АЭС, затем задается время начала облучения в частях и время окончания облучения в часах с момента аварии, по формуле (4) определяется доза внешнего облучения

Д⁽⁰⁾_внеш.=К_д* Р₂₄, (4)

где Кд - коэффициент перехода от мощности дозы, приведенной к 24 ч, к дозе внешнего облучения, взятой из табл. 6.

Пример 4. Определить дозу внешнего облучения населения в зоне профилактических мероприятий на удалении 40 км от АЭС по оси радиоактивного следа, если облучение населения началось через 24 ч после аварии, закончилось через 120 ч. ЯЭР типа РМБК-1000. Метеорологические условия: инверсия, скорость ветра 4 м/с.

Решение

1. Определяем по табл. 4 мощность дозы внешнего облучения на 24 ч после начала аварии на удалении 40 км от АЭС по оси радиоактивного следа. Она равна 0,23 рад/ч.

2. Используя заданное время начала и окончания облучения, по табл.6 определяет коэффициент Кд =50.

3. Находим по формуле (4) дозу внешнего облучения на удалении 40 км от АЭС по оси следа за заданный период времени Д(0)внеш.= 50 * 0,23 = 11,5 рад.

Определение дозы внутреннего облучения населения в любой точке на оси следа. Для определения дозы внутреннего облучения населения через органы дыхания необходимо знать тип реактора АЭС, степень вертикальной устойчивости атмосферы, скорость ветра и удаление выбранной точки на оси радиоактивного следа. По табл. 7 находится искомая доза внутреннего облучения людей, получаемая за время полного распада радиоактивного вещества (радиоактивного йода).

Пример 5. Определить дозу внутреннего облучения населения а зоне профилактических мероприятий на удалении 40 км от АЭС по оси радиоактивного следа. Реактор РМБК-1000. Метеорологические условия; инверсия, скорость ветра 4 м/с.

Решение

С учётом расстояния до точки оси радиоактивного следа (40 км) , типа реактора и атмосферных условий в районе АЭС находим искомую дозу внутреннего облучения населения, равную 14 рад. Определение мощности дозы гамма-облучения, дозы внешнего и внутреннего облучений в любой точке в стороне от оси следа. Для определения мощности дозы гамма-облучения, дозы внешнего и внутреннего облучений населения сначала находятся необходимые величины на оси радиоактивного следа по табл. 4 - 7. Затем они просчитываются для выбранной точки в стороне от оси следа по формулам

Р_внеш.=К_у*P_i , (6)

Д_внеш.=К_у*Д⁽⁰⁾_внеш., (7)

Д_внут. =К_у*Д⁽⁰⁾_внут. (8)

где Р_внеш - мощность дозы внешнего гамма-облучения в стороне от оси радиоактивного следа; Д_внеш. - доза внешнего облучения населения в стороне от оси следа; Д_внут. - доза внутреннего облучения населения в стороне от оси следа; Ку - коэффициент, учитывающий снижение показателей радиоактивного загрязнения в стороне от оси следа (определяется по табл. 8); Р_i., Д⁽⁰⁾_внеш, Д⁽⁰⁾_внут. - соответственно мощность дозы внешнего гамма-облучения, доза внешнего и внутреннего облучения населения на оси радиоактивного следа.

Пример 6. Определить мощность дозы гамма-излучения местности на седьмой день после аварии на АЭС, дозу внешнего облучения населения при условии начала облучения через 24 ч после аварии и окончания облучения через 120 ч, Дозу внутреннего облучения населения и зоне профилактических мероприятий на удалении 40 км от АЭС по оси радиоактивного следа и в стороне от оси на расстоянии, равным 1 км. Реактор РМВК-1000. Метеорологические условия: инверсия, скорость ветра 4 м/с.

Решение

1. По табл. 4-7 (см решение примеров 3-5) находим значения Р_i., Д⁽⁰⁾_внеш., Д⁽⁰⁾_внут.. Они соответственно равны Р₁₆₈=0,06 рад/ч, Д⁽⁰⁾_внеш.=11,5 рад; Д⁽⁰⁾_внут. =14 рад.

2. По заданному расстоянию удаления от АЭС и от оси следа по табл. 8 определяем коэффициент К_у = 0,65.

3. Используя формулы (6) - (8), Находим значения мощности дозы гамма-излучения (Р_внеш.), Дозы внешнего облучения (Д_внеш) и внутреннего облучения (Д_внут) в заданной точке радиоактивного следа в стороне от оси следа. Они соответственно равны.

Р_внеш = 0,65-0,06= 0,039 рад/ч,

Д_внеш = 0,65 * 11,5 = 7,47 рад.

Д_внут = 0,65 * 14 = 9,10 рад.

Таблица 1. Размеры зон возможного опасного загрязнения (км) при радиационных авариях на АЭС

Зоны заражения	м/с	1.1. ВВЭР-440	1.2. ДВЭР-1000	1.3. РМБК-1000	1.4. РМБК-1500
1.1.	1.1.	Инв.	Из.	Кон.	Инв.	Из.	Кон.	Инв.	Из.	Кон.	Инв.	Из.	Кон.
экстренных мер защиты (75 рад в сутки)	2	7.4 1.2	-	1.5 0.8	7.0 1.2	-	1.6 0.8	7.0 1.2	-	1.6 0.8	19 3.1	-	30 1.5
1.1.	4	-	-	-	7.4 0.2	-	-	5.0 0.2	-	-	16 0.5	-	-
1.1.	5	+	+	+	-	7.0 0.4	4.0 0.8	-	6.0 0.4	+	-	10 0.6	3.0 0.6
Профилактических мероприятий (25 рад за неделю	2	25 4.1	-	4.2 1.9	21 3.5	-	3.2 1.6	21 3.5	-	3.2 1.6	59 9.8	-	9.0 4.5
1.1.	4	65 1.9	-	-	72.5 2.2	-	-	76 2.3	-	-	107.4 1.2	-	-
1.1.	5	-	32.6 2.0	9.2 1.8	-	75 4.5	16.4 3.3	-	51 3.1	9.0 1.8	-	77.9 4.5	13.7 2.7
Ограничений (10 рад в год)	2	131 22	-	7.0 3.5	40 6.6	-	6.0 3.6	40 6.6	-	6.0 3.6	161 26	-	64 32
1.1.	4	215.2 6.5	-	-	300 9.0	-	-	-	-	-	-	-	-
1.1.	5	-	-	118 24	-	-	220 44	-	-	82 16.4	-	-	127.3 25.5

Таблица 2. Размеры зон (в км) возможного радиоактивного облучения щитовидной железы при аварии ядерного энергетического реактора типа ВВЭР

Доза облучения щитовидной железы	Категория населения	Скорость ветра, м/с
		Конвекция	Изотермия	Инверсия
ВВЭР 440	ВВЭР 1000		2	3	5	2	5	7	10	2	3	4
2.2	5	Взросл.	260 52	255 51	245 49	245 14.7	300 18	более 300 18	более 300 18	240 7.2	280 8.4	более 300 9
		Дети	300 60	300 60	300 60	280 16.8	300 18	300 18	300 18	270 8.1	300 9	300 9
8.8	20	Взросл.	160 32	145 27	120 24	190 11.4	250 15	260 15.6	230 13.8	195 5.85	230 6.9	230 8.4
		Дети	235 4.7	225 45	210 42	230 13.8	300 18	300 18	290 17.4	230 6.9	270 8.1	300 9
11	25	Взросл.	140 28	125 25	98 19.6	180 10.8	235 14.1	240 14.1	210 12.6	185 5.55	220 6.6	270 8.1
		Дети	220 44	205 41	190 38	220 13.2	295 17.7	300 18	270 16.2	220 6.6	280 8.4	300 9
22	50	Взросл.	95 19	75 15	54 10.8	155 9.3	190 11.4	190 11.4	170 10.2	160 4.8	190 5.7	225 6.75
		Дети	170 34	150 30	125 25	195 11.7	225 15.3	260 15.6	230 13.8	195 5.85	235 7.05	290 8.7
110	250	Взросл.	28 5.6	20 4	14 2.8	90 5.4	90 5.4	78 4.7	57 3.4	105 3.15	120 3.6	130 3.9
		Дети	56 11.2	46 9.2	30 6	130 7.8	156 9.4	150 9	125 7.5	140 4.2	170 5.1	190 5.7
220	500	Взросл.	15 3	12 2.4	9 1.8	60 3.6	55 3.3	45 2.7	30 1.8	75 2.25	85 2.25	90 2.7
		Дети	30 6	324 4.8	17 3.4	98 5.1	110 6.6	98 5.9	72 4.3	115 3.45	135 4.05	140 4.2

Таблица 3. Размеры зон (в км) возможного радиоактивного облучения щитовидной железы при аварии ЯЭР типа РМБК

Доза облучения щитовидной железы	Категория населения	Конвекция	Изотермия	Инверсия
		Скорость ветра, м/с
РМБК 1500	РМБК 1000		2	3	5	2	5	7	10	2	3	4
7.5	5	Взросл.	200 40	180 36	160 32	245 14.7	280 16.3	300 18	280 16.8	230 6.9	260 7.8	290 8.7
		Дети	290 58	260 52	230 46	300 18	300 18	300 18	300 18	260 7.8	300 9	300 9
30	20	Взросл.	105 21	88 17.6	64 12.8	175 10.5	195 11.7	210 12.6	175 10.5	170 18	200 6	220 6.6
		Дети	185 37	160 32	135 27	230 13.8	260 15.6	290 17.4	250 15	210 6.3	240 7.2	270 8.1
37.5	25	Взросл.	90 18	69 13.8	51 10.2	160 9.6	185 11.1	195 11.7	160 9.6	160 4.8	190 5.7	205 6.15
		Дети	165 33	140 28	115 23	210 12.6	240 14.4	270 16.2	230 13.8	200 6	235 7.05	255 7.65
75	50	Взросл.	50 10	40 8	27 5.4	130 7.8	150 9	140 8.4	110 6.6	135 4.05	1805.4	170 5.1
		Дети	110 22	90 18	66 13.2	175 10.5	200 12	220 13.2	180 10.8	175 5.25	200 6	210 6.3
375	250	Взросл.	14 2.8	11 2.2	9 1.8	60 3.6	48 2.9	40 2.4	29 1.56	77 2.3	85 2.55	87 2.6
		Дети	33 6.6	25 5	19 3.8	105 6.3	115 6.9	100 6	75 4.5	120 3.6	135 4.05	140 4.2
750	500	Взросл.	10 2	8 1.6	6 1.2	40 2.4	30 1.8	23 1.4	17 1.02	60 1.8	57 1.7	57 1.7
		Дети	19 3.8	14 2.8	11 2.2	75 4.5	65 3.9	55 3.3	40 2.4	90 2.7	100 3	105 3.15

Таблица 4. Мощность дозы внешнего облучения на 24ч после начала аварийного из ЯЭР типа ВВЭР-100 и РМБК-1000, Р24 (рад в час)

Удаление от АЭС по оси следа, км	Скорость ветра при конвекции, м/с	Скорость ветра при инверсии
	2	3	5	7	2	3	4
1	5.640	3,810	2,300	1,650	0,03	0,02	0,02
2	0,890	0.610	0,370	0,260	4.60	3.10	2,30
5	0,370	0.254	0.160	0,110	4,60	3.10	2,40
10	0,180	0,089	0,056	0,040	2.40	1,73	1,36
15	0..070	0,052	0,032	0,024	1.30	1,03	0,85
20	0,050	0,034	0,022	0,016	0,84	0.70	0,61
25	0.036	0,036	0,016	0,012	0.56	0,52	0,44
30 '	0,029	0,021	0.014	0,010	0,49	0,41	0.39
35	0.024	0,017	0,011	0.008	0,31	0,30	0,27
40	0.020	0,015	0,030	0,007	0,24	0,24	0,23
45	О.О18	0,013	0,008	0.006	0,19	0,20	0.19
50	0,016	0.012	0.007	0,005	0.15	0,16	0,15
60	0.013	0,009	0.006	0.004	0.10	0.12	0,12

Таблица 5. Коэффициент пересчета мощности дозы внешнего облучения на любое время после начала аварийного выброса на АЭС, Кп

Время после аварийного выброса, ч	То же время в сутках	Коэффициент пересчета, Кп
1	-	7.1
3	0,125	4,5
6	0.25	3,0
9	0.375	2,1
18	0,75	1.2
24	1,0	1.0
48	2,0	0,55
60	2,5	0,50
72	3,0	0,43
94	3,5	0,39
96	4,0	0,37
120	5.0	0.31
144	6.0	0,30
168	7,0	0.27
240	10	0,24
360	15	0.19
720	30	0,12
1440	60	0,10
2160	90	0.09
8640	360	0,07

Таблица 6. Коэффициент расчета дозы внешнего облучения на оси радиоактивного следа за период времени, Кд

Время начала облучения	Время окончания облучения
	1	3	6	12	18	24	48	120	240	360	720	1440	2160	8640
0.1	6.4	18	29	44	53	59	78	110	140	170	290	300	370	870
1	0	11	23	37	46	53	71	100	140	170	290	300	370	870
3		0	11	26	35	41	58	90	120	150	200	290	350	860
6			0	14	24	30	48	81	110	140	195	270	330	840
12				0	9	16	34	66	100	125	180	260	320	820
18					0	6.4	25	57	90	115	170	250	315	815
24						0	19	50	84	110	160	240	310	810
48							0	31	66	88	140	225	270	770
120								0	35	60	110	190	260	750
240									0	26	80	150	230	730
360										0	56	135	200	700
720											0	84	145	640
1440												0	65	570
2160													0	500

Таблица 7. Доза внутреннего облучения (в радах) на оси радиоактивного следа при аварийном выбросе из ЯЭР типа ВВЭР-1000 и РБМК-1000, Д_(0)внут

Удаление от АЭС по оси следа,	Скорость ветра при конвекции, м/с	Скорость ветра при инверсии
	2	3	5	7	2	3	4
1	310	210	120	89	17	11	8
3	48	33	20	14	250	170	130
5	20	14	8,6	5.2	293	170	130
10	6,9	4.8	3,0	2.2	130	97	70
15	3.9	2.8	1.8	1,3	90	61	49
20	2.6	1.9	1.2	0.9	52	41	34
25	2.0	1,4	0.9	0.7	37	31	26
30	1.6	1.1	0,7	0.5	27	24	20
35	1.3	1.0	0.6	0.5	21	19	17
40	1.1	0.8	0.5	0.4	17	16	14
45	1.0	0,7	0,5	0.3	14	23	12
50	0.9	0,6	0.4	0.3	11	11	10
60	0.7	0.5	0.3	0.2	3.2	8.0	7.8

Таблица 8. Коэффициент расчета показателей радиационного загрязнения в стороне от радиоактивного следа, Ку

Удаление от АЭС по оси следа,	Расстояние от оси следа, км
	0.5	1.0	1.5	2.0	2.5	3.0	4.0	6.0	8.0
1	0.06 -
3	0.69 -	0.22 -	0.03 -
5	0.87 0.12	0.54 -	0.25 -	0.08 -	0.02 -
10	0.95 0.50	0.81 0.06	0.63 -	0.44 -	0.27 -	0.16 -	0.04 -
15	0.97 0.68	0.89 0.21	0.77 0.03	0.63 -	0.49 -	0.36 -	0.16 -	0.02 -
20	0.98 0.77	0.93 0.35	0.84 0.10	0.73 0.02	0.62 -	0.50 -	0.29 -	0.06 -	0.01 -
25	0.98 0.82	0.94 0.46	0.88 0.17	0.79 0.04	0.70 0.01	0.54 -	0.40 -	0.12 -	0.02 -
30	0.99 0.86	0.95 0.54	0.90 0.25	0.83 0.09	0.75 0.02	0.66 -	0.48 -	0.19 -	0.05 -
35	0.99 0.88	0.96 0.60	0.92 0.32	0.86 0.13	0.79 0.04	0.71 0.01	0.54 -	0.25 -	0.09 -
40	1.0 0.90	0.97 0.65	0.93 0.38	0.88 0.18	0.82 0.07	0.75 0.02	0.60 -	0.31 -	0.13 -
45	1.0 0.91	0.97 0.69	0.94 0.43	0.89 0.22	0.84 0.09	0.78 0.03	0.64 -	0.36 -	0.17 -
50	1.0 0.92	0.96 0.72	0.94 0.47	0.90 0.26	0.86 0.12	0.80 0.05	0.67 -	0.41 -	0.20 -
60	1.0 0.43	0.98 0.76	0.96 0.54	0.92 0.34	0.88 0.18	0.83 0.09	0.73 0.01	0.49 -	0.29 -

Задачи для закрепления учебного материала

Задача 1. На АЭС с ядерным энергетическим реактором (ЯЭР) типа ВВЕР-1000 произошла авария с выбросом РВ. Метеорологические условия: конвекция, скорость ветра 2 м/с, направление ветра 270°.

Определить:

а) площади зон экстренных мер защиты по дозе внешнего облучения (75 рад за сутки) и внутреннего облучения щитовидной железы (взрослые, доза 500 рад);

б) время начала радиоактивного заражения местности на оси радиоактивного следа на расстоянии 1 км от АЭС;

в) мощность дозы внешнего гамма-излучения местности на удалении 1 км от АЭС по оси радиоактивного следа через 18 ч после аварии;

г) дозу внешнего облучения населения на удалении 1 км от АЭС по оси следа при условии начала облучения через 16 ч и окончания облучения через 24 ч после аварии;

д) дозу внутреннего облучения населения на удалении 1 км от АЭС по оси радиоактивного следа;

е) мощность дозы гамма-излучения местности на 16 ч после аварии на АЭС, дозу внешнего облучения населения за период от 16 Ч до 24 ч после аварии и дозу внутреннего облучения в точке на удалении 1 км от АЭС по оси радиоактивного следа и в стороне от оси на расстоянии, равном 0,5 км;

ж) вычертить схему радиоактивного следа.

Задача 2. На аэс с ЯЭР типа ВВЗР-440 произошла авария с выбросом РВ. Метеорологические условия; конвекция, скорость ветра 5м/с, направление ветра 180°.

Определить:

а) площади зон ограничений по дозе внешнего гамма-облучения (10 рад за год) и внутреннего облучения щитовидной железы (дети, 22 рад) ;

б) время начала радиоактивного заражения местности на оси радиоактивного следа, на удалении 60 км от АЭС;

в) мощность дозы внешнего гамма-излучения местности на удалении 60 км от АЭС по оси радиоактивного следа через 60 дней (1140 ч) после аварии;

г) дозу внешнего облучения населения на удалении 60 км от АЭС по оси радиоактивного следа при условии начала облучения через 720 ч (30 суток) и окончания облучения через 2160 ч (90 суток) после аварии; дозу внутреннего облучения населения на удалении 60 км от АЭС по оси радиоактивного следа;

е) мощность дозы гамма-излучения местности на 60-й день после аварии на АЭС, дозу внешнего облучения населения за период от 30 суток до 90 суток после аварии и дозу внутреннего облучения в точке на удалении 60 км от АЭС по оси радиоактивного следа и в стороне от оси на расстоянии, равном 6 км;

ж) вычертить схему радиоактивного следа.

Задача 3. На АЭС сЯЭР типа РБМК-1500 произошла авария с выбросом РВ. Метеорологические условия: инверсия, скорость ветра 4 м/с, направление ветра 80°.

Определить:

а) площади зон профилактических мероприятий по дозе внешнего гамма-облучения (25 рад за неделю) и внутреннего облучения щитовидной железы (взрослые, доза 75 рад);

б) время начала радиоактивного заражения местности на оси радиоактивного следа на удалении 50 км от АЭС;

в) мощность дозы внешнего гамма-излучения местности на удалении 50 км от АЭС по оси радиоактивного следа через 96 ч после аварии;

г) дозу внешнего облучения населения на удалении 50 км от АЭС по оси радиоактивного следа при условии начала облучения через 24 ч и окончания облучения через 120 ч после аварии;

д) дозу внутреннего облучения населения на удалении 20 км от АЭС по оси радиоактивного следа;

е) мощность дозы гамма-излучения местности через 96 ч после аварии на АЭС, дозу внешнего облучения населения за период от 24 ч до 120 ч. после аварии а дозу внутреннего облучения в точке на удалении 50 км от АЭС по оси радиоактивного следа и в стороне от оси на расстоянии, равном 2 км;

ж) вычертить схему радиоактивного следа.

Задача 4. На АЭС с ЯЭР типа РБМК-1500 произошла авария с выбросом РВ. Метеорологические условия: конвекция, скорость ветра 5 м/с, направление ветра 360°.

Определить;

а) площади зон экстренных мер защити по дозе внешнего гамма-облучения (75 рад в сутки) и внутреннего облучения щитовидной железы (дети, доза 375 рад) ;