9. Обчислюють радіус зони дії продуктів вибуху (зони II):
R2 = 1,7 R1 = 1,7·80 = 136 (м).
10.Знаходять радіус зони дії повітряної ударної хвилі (зони III)
R3 = 300 (м).
11. Порівнюючи відстані від офісу до центру вибуху (R3 = 300 м) із знайденими радіусами зони I (R1 = 80 м) і зони II (R2 = 136 м), можна стверджувати, що будинок знаходиться в межах дії повітряної ударної хвилі (в зоні III).
12. Визначають відносну величину х:
х = 0,24 R3/R1 = 0,24·300/80=0,9.
Тобто x < 2.
Надмірний тиск повітряної ударної хвилі в районі офісу буде:
ΔΡ=700 / [3(1+29,8· x 3)0,5–1] = 60 кПа.
Приймаючи до уваги, що зону поширення (дії) ударної хвилі розподіляють на п’ять складових з радіусами смертельних уражень та суцільних зруйнувань (R100) і надмірним тиском на зовнішній межі ΔРф1 ≥ 100 кПа; сильних зруйнувань (R50) відповідно з ΔРф2 ≥ 50 кПа; середніх зруйнувань (R20) з ΔРф3 ≥ 20 кПа, слабких зруйнувань (R10) з ΔРф4 ≥ 10 кПа і безпечну зону (R6−7). з ΔРф5 ≤ 6−7 кПа (за міжнародними нормами безпечна для людини ударна хвиля є така, що має ΔРф = 7 кПа), можна зробити висновок: офіс знаходитиметься в зоні сильних зруйнувань (ΔРф > 50 кПа).
Тоді ймовірність ураження працівника з летальним наслідком буде 0,9.
13. Розраховують ризик загибелі людини у рік:
.
де Q(Δt) – частота подій у рік;
w – ймовірність загибелі людини від однієї події.
В результаті витоку побутового газу (пропану) в кухні з площею S, м2 і заввишки H, м при температурі Т0, К утворилася рівноважна пропано-повітряна суміш.
Визначити ймовірність залишитися живим мешканця, що знаходився в мить вибуху у даному приміщенні, для якого значення коефіцієнту негерметичності К1.
Які заходи щодо першої допомоги ураженому доцільні в даному випадку?
Варіанти завдання – дивись табл. 6.2.5.
Таблиця 6.2.5
Варіанти завдання та значення параметрів Т0 , К; Н, м; S, м3; К1
| Варіанти завдання | 5,1 | 5,2 | 5,3 | 5,4 | 5,5 | 5,6 | 5,7 |
| Т0 ,К. | |||||||
| Н, м | 2,5 | 2,5 | 3.0 | 3.0 | 3.5 | 3.5 | 2.5 |
| S, м3 | |||||||
| К1 |
Порядок виконання завдання.
Вибухи газо і параповітряної суміші в замкнутих приміщеннях (в приміщеннях промислових і житлових будівель) починаються пошаровим окисленням суміші з дозвуковою швидкістю поширення полум'я (дефлограційного горіння). З підвищенням тиску і температури у приміщенні швидкість процесу збільшується й досягає значень в 1,5 − 2 рази більших, ніж при аналогічних вибухах у відкритому просторі.
Надмірний тиск ударної хвилі в приміщеннях можна визначити за формулою:
ΔРф = (Мг Qг P0 Z)/(Vв ρп Сп Т0 К1), (5.1)
де Мг – маса горючого газу, що потрапив у приміщення в результаті аварії, кг;
Qг – питома теплота згоряння газу, Дж/кг, (табл. 5.1 додатку до завдання 5);
P0 – початковий тиск в приміщенні (P0 = 101 кПа);
Z – частка горючого газу, що приймає участь у вибуху (при виконанні розрахунків Z = 0,5);
Vв – вільний обсяг приміщення − 80% від його повного (Vп) обсягу, м3 .
Ρп – густина повітря до вибуху, кг/м3. При температурі повітря до вибуху − Т0, в розрахунках пропонується приймати ρп – 1,225 кг/м3 ;
Сп − питома теплоємність повітря, Дж/(кг·0К); приймають, що Сп = 1,01·103 Дж/(кг·0К);
К1 – коефіцієнт, що враховує негерметичність приміщення та неадіабатичність процесу горіння, К 1 = 2 або 3;
Т0 – початкова температура повітря в приміщенні, 0К.
Приклад. В результаті витоку побутового газу (пропану) в кухні з площею 10 м2 і заввишки 2,5 м при температурі 200С утворилася рівноважна пропано-повітряна суміш. Розрахувати надмірний тиск вибуху такої суміші при К1 = 2 і К1 = 3.
Визначити ймовірність залишитися живим мешканця, що знаходився в мить вибуху у даному приміщенні, для якого значення коефіцієнту негерметичності К1 = 2 і 3.
Які заходи щодо першої допомоги ураженому доцільні в даному випадку?
Виконання завдання:
1. Визначають ΔРф за допомогою формули:
ΔРф = (Мг Qг P0 Z)/(Vв ρп СВ Т0 К1)
де Мг = ρп Vв;
Vв = 0,8 Vп = 0,8·10·2,5 = 20 (м3);
Мг = Vв · ρп /К1 = (20 ·1,225)/2 = 12,2 (кг).
За допомогою табл. 5.1 додатку до завдання 5 для пропано-повітряної суміші при Т0 = 293 0К визначають Qг, яка дорівнює 2,8·106 Дж/кг.
В розрахунках приймаються значення параметрів: Р0 = 101 кПа; Z = 0,5; ρп = 1,225 кг/м3; Сп = 1,01·103 Дж/(кг·0К).
Підставляють значення параметрів у формулу (5.1) і отримують:
ΔРф = 119 кПа при К1 = 2; та ΔРф = 80 кПа при К1 = 3.
2 Знайдені у п. 4 значення ΔРф порівнюють із значеннями цього параметру для зон смертельних уражень та суцільних зруйнувань і надмірним тиском ΔРф1 ≥ 100 кПа; сильних зруйнувань відповідно з ΔРф2 ≥ 50 кПа; середніх зруйнувань з ΔРф3 ≥20 кПа, слабких зруйнувань з ΔРф4 ≥10 кПа і безпечних умов з ΔРф5 ≤ 6−7 кПа. За міжнародними нормами безпечна для людини ударна хвиля є така, що має ΔРф = 7 кПа.
Висновок: в першому випадку приміщення опиняється в зоні суцільних зруйнувань, у другому – в зоні сильних зруйнувань.
Згідно характеристик визначених зон ураження ймовірність не ураження людини буде: в першому випадку –1–1 = 0, в другому – 1 – 0,9 = 0,1.
Перша допомога ураженим: в першому випадку – недоцільна; у другому така: протишокова терапія, зупинка кровотечі, відновлювання серцевої та дихальної діяльності, іммобілізація ушкоджених кісток, введення знеболюючих засобів, накладання стерильних пов’язок.
Додаток до завдання 5
Таблиця 6.2.5.1
Фізико-хімічні і вибухонебезпечні властивості деяких речовин
| Речовина | ρ, кг/м3 | КМВ з повітрям, % | Ρс, кг/м3 | Qг, МДж/кг |
| Метан | 0,716 | 5,0-16,0 | 1,232 | 2,76 |
| Пропан | 2,01 | 2,1-9,5 | 1,315 | 2,80 |
| Бутан | 2,67 | 1,8-9,1 | 1,328 | 2,78 |
| Ацетилен | 1,18 | 2,5-81 | 1,278 | 3,39 |
| Оксид вуглецю | 1,25 | 12,5-74,0 | 1,280 | 2,93 |
| Аміак | 0,77 | 15,0-28,0 | 1,180 | 2,37 |
| Водень | 0,09 | 4,0-75,0 | 0,933 | 3,42 |
| Етилен | 1,26 | 3,0-32,0 | 1,285 | 3,01 |
Сп − питома теплоємність повітря, Дж/(кг·0К); для розрахунків приймають: Сп = 1,01·103 Дж/(кг·0К).
Завдання 4
Тема: Виявлення шляхом прогнозу та оцінка обстановки в осередку ураження, що виникає при зруйнуванні об’єкту, небезпечного в радіоактивному відношенні.
Навчальна та виховна мета.
1. Ознайомити студентів з основами методики виявлення та оцінки обстановки на об’єкті господарювання при загрозі виникнення (виникненні) надзвичайної ситуації, джерелом якої є об’єкт, небезпечний в радіоактивному відношенні.
2. Пробудити у студентів, як у майбутніх керівників колективів працівників, почуття відповідальності за забезпечення безпеки життя та діяльності людей в умовах надзвичайної ситуації.
Навчально-матеріальне забезпечення.
Література:
1. Панкратов О.М., Міляєв О.К. Безпека життєдіяльності людини в надзвичайних ситуаціях: Навч. посібник.-К.: КНЕУ, 2005,-232с.
2. Панкратов О.М., Ольшанська О.В., Джог П.В., Черево Д.Р. Безпека життєдіяльності людини в надзвичайних ситуаціях: Практикум Ч. І – К.: КНЕУ, 2013, – 178 с.
3. Панкратов О.М., Ольшанська О.В., Туровський О.Л., Шалаєва Т.П. Безпека життєдіяльності людини в надзвичайних ситуаціях: Практикум Ч. ІІ – К.: КНЕУ, 2014, – 87 с.
4. Чирва Ю.О., Баб’як О.С. Безпека життєдіяльності: Навч. посібник. – К.: АТІКА, 2001.- 304с.
5. Джигирей В.А. та ін. Безпека життєдіяльності: Навч. посібник. – Львів: “Афіша”, 1999.- 254с.
6. Стеблюк М.І. Цивільна оборона.-Київ.: “Знання-прес”,2003,-430 с.
7. Шоботов В.М. Цивільна оборона. Навчальний посібник.– К.: ”Центр навчальної літератури”, 2004.- 439 с.
Наочні матеріали та технічні засоби :
· схема місцевості (за вказівками викладача);
· комплект слайдів з довідковою інформацією;
· креслярсько-графічні інструменти (кольорові олівці, лінійка, циркуль, тощо);
· калькулятор.
Короткі теоретичні відомості.
До потенційно небезпечних об‘єктів з ядерними компонентами відносять атомні електростанції (АЕС), підприємства ядерного паливного циклу, транспорти з ядерним паливом та опроміненими тепловиділяючими елементами (ТВЕЛами). На АЕС найнебезпечнішими в радіаційному відношенні об’єктами є ядерні реактори.
Ядерні реактори – це пристрої, що призначені для організації керованої ланцюгової реакції ділення ядер атомів урану з метою вироблення електроенергії або тепла.
На Україні розташовані АЕС з двома типами реаторів: РБМК – реакторы большой мощности канальные та ВВЕР – водо-водяні енергетичні реактори.
Ядерні реактори є потужними джерелами штучних радіоактивних ізотопів хімічних елементів. Характерними з них такі: Sr – 89 та Sr – 90; I – 131 та I – 133; Cs – 134 та Cs – 137, а також Pu – 239. Вони небезпечні тим, що мають великий період напіврозпаду, в наслідок чого обумовлюється значна тривалість зараження ними навколишнього середовища.
Руйнування ядерного реактора на АЕС призводить до виникнення двох основних факторів ураження:
радіоактивної хмари, що формується при миттєвому викиді радіоактивних речовин (РР) та наступному їх витіканні у продовж тривалого часу;
тривалого радіоактивного зараження місцевості.
У зв‘язку з цим, доза опромінювання рецептора буде складатися із доз зовнішнього опромінювання від хмари РР та зараженої РР місцевості, а також дози, що формується РР, які потрапили у нутро організму.
Умовно, забруднену радіоактивними речовинами територію та об’єкти, які на ній знаходяться, поділяють на п’ять зон (додаток 2.3.2, табл. 1 додаток 2.3.4): зону радіоактивної небезпеки (позначається буквою «М»), зону помірного радіоактивного забруднення (позначається буквою «А»), зону сильного радіоактивного забруднення (позначається буквою «Б»), зону небезпечного радіоактивного забруднення (позначається буквою «В») і зону надзвичайно небезпечного радіоактивного забруднення (позначається буквою «Г»).
Визначення впливу наслідків аварії (зруйнування) на ядерному реакторі з викидом у навколишнє середовище радіоактивних речовин на життєдіяльність персоналу і населення, вибору та обґрунтування оптимальних режимів їх перебування на зараженій радіоактивними речовинами території, виконання заходів запобігання дії факторів ураження та планування захисту реалізується через виявлення та оцінку радіаційної обстановки.
Виявлення радіаційної обстановки здійснюється шляхом прогнозу та за даними радіаційної розвідки і заключається у визначенні параметрів зон радіоактивного зараження та нанесенні їх на схему (карту) місцевості.
Радіаційна розвідка проводиться спеціальними дозорами на транспортних засобах або пішим порядком та потребує певного часу. Наприклад, для радіаційної розвідки аеропорту дозору РХБ розвідки на автомобілі потрібно понад 60 хв. Тому при оперативній необхідності виявлення радіаційної обстановки здійснюється шляхом прогнозування.
Зони зараження наносяться на карти та схеми у вигляді еліпсів для найбільш імовірного напрямку вітру. При нестійкому вітрі вони можуть мати вигляд кола.
Наземна радіаційна обстановка характеризується такими елементами як масштаб, ступінь, характер та початок зараження, ступінь небезпеки для людей зараженої території.
Прогнозування елементів радіаційної обстановки частіше всього здійснюється детермінованим методом з використанням графічно розрахункового способу нанесення зон зараження на карти та схеми.
Після виявлення радіаційної обстановки здійснюється її оцінка. Вона включає:
· аналіз впливу радіаційної обстановки на життєдіяльність персоналу та населення;
· визначення раціональних способів дії людей в зонах радіоактивного зараження;
· пошук раціональних заходів їх захисту від впливу іонізуючого випромінювання.
Розглянемо зміст методики прогнозування наземної радіаційної обстановки на об‘єкті господарювання в межах зон радіоактивного зараження.
Вихідні дані:
1. Інформація про АЕС:
· тип ядерного енергетичного реактору (РБМК, ВВЕР);
· електрична потужність ядерного енергетичного реактору – W, МВт;
· кількість аварійних ядерних енергетичних реакторів – n;
· координати ядерного енергетичного реактору чи АЕС – Х АЕС, Y АЕС (початок прямокутної системи координат суміщений з центром АЕС, а вісь ОХ вибирається вздовж напряму вітру);
· астрономічний час аварії – Т ав, год.;
· частка викинутих з ядерного енергетичного реактору радіоактивних речовин − h, %.
2. Метеорологічна ситуація:
· швидкість вітру на висоті 10 м − u10, м/с;
· напрям вітру на висоті 10 м − a10 , град.;
· ступінь криву небозводу хмарами – відсутній, середній чи суцільний.
3. Додаткова інформація:
· заданий час, на який визначається поверхнева активність, − ТЗ, год..;
· координати об‘єкту – X, Y;
· час початку опромінювання – tпоч год.;
· тривалість опромінювання – Tоп год.;
· захищеність людей, яка характеризується коефіцієнтом послаблення рівня радіації захисною спорудою чи об’єктом – Косл.
І. Визначення поверхневої активності (щільності) радіоактивного зараження місцевості на сліді хмари − Аs (Кu/м2).
Порядок виконання завдання:
1) відповідно метеорологічній ситуації і заданому часу доби визначається категорія вертикальної стійкості атмосфери (табл. 2 додаток 2.3.4);
2) у шарі атмосфери, де поширюється радіоактивна хмара, за допомогою табл. 3 (додаток 2.3.4) оцінюється середня швидкість вітру;
3) на карту (схему) спеціальною позначкою наноситься АЕС;
4) на карті (схемі) з центру АЕС в напряму вітру чорним кольором наноситься вісь сліду, зони якого прогнозуються;
5) по карті (схемі) вздовж вісі сліду визначають відстань (Х) від АЕС до заданого об‘єкту і її зміщення від осі по координаті Y (вектор Y перпендикулярний осі Х);
6) за допомогою табл. 5 – 6 (додаток 2.3.4) для відповідного типу ЯЕР і відстані Х визначається потужність дози опромінення на вісі сліду (РX.1) через 1 годину після аварії;
7) за допомогою табл. 7 – 9 (додаток 2.3.4) визначається коефіцієнт (Ку), який враховує зміни потужності дози у перпендикулярному перетині сліду (за координатою Y);
8) розраховується приведене значення заданого часу – tз (час, що пройшов після аварії) по формулі:
tз=Tз – Tав;
9) за допомогою табл. 10 (додаток 2.3.4) визначається час початку формування в районі об’єкту сліду радіоактивної хмари, що пройшов після аварії (tj);
10) зрівнюється заданий час tз і час початку формування в районі об’єкту сліду радіоактивної хмари tj:
якщо tз £ tj, то заданий час Тз настав до початку формування сліду радіоактивної хмари в районі об’єкту і Аs = 0;
при tз > tj, за допомогою табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) визначається величина коефіцієнту (Кt), який враховує спад потужності дози випромінювання у часі;
11) розраховуються значення коефіцієнту (Кw), що враховує електричну потужність АЕС (W) і частку радіоактивних речовин (h), викинутих з ядерного енергетичного реактору в результаті аварії:
Kw = 10–4· n·W·h;
12) за допомогою табл. 13 (додаток 2.3.4) для заданого часу tз визначається значення коефіцієнту (Кзагр);
13) розраховується поверхнева активність місцевості (щільність зараження) Аs, Кu/м2:
As= РX.1·Ky·Kt·Kw·Kзагр.
ІІ. Визначення довжини та ширини зон радіоактивного зараження.
Порядок виконання завдання:
1) на карті (схемі) спеціальною позначкою показується місце розташування аварійної АЕС і, відповідно із заданим напрямом вітру, чорним кольором проводиться вісь сліду радіоактивної хмари;
2) вздовж осі сліду як на більшій вісі еліпсів будуються зони радіоактивного зараження (див. додаток 2.3.1): зону М – червоним; А – синім; Б – зеленим; В – коричневим, Г − чорним кольорами). Параметри зон (еліпсів) як функції типу ядерного енергетичного реактору, його потужності W, h, ступеня вертикальної стійкості атмосфери, швидкості вітру на висоті 10 м, знаходять у табл. 4 (додаток 2.3.4).
Визначення дози опромінення рецептора (рецептор – це об’єкт живої чи неживої природи, що знаходиться в зоні дії іонізуючих випромінювань):
1) дозу опромінювання, що отримує населення чи персонал на відкритій місцевості визначається за допомогою формули:
,
де Рк, tк та Рп, tп – потужності дози та час, на який вони визначалися, що пройшов після викиду радіоактивних речовин із зруйнованого реактору, відповідно закінчення та початку опромінювання;
2) за допомогою табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) для заданого значення tп знаходять Кt, який множать на Ру1, отримуючи Рn:
Рп = Ру1 Кt;
3) за допомогою табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) для заданого значення tк знаходять Кt та множать його на Ру1, отримуючи Рк:
Рк = Р у1. Кt.
4) визначив значення Рп та Рк, розраховується доза опромінювання без урахування захищеності рецептора (тобто дозу, яку отримав би рецептор, якщо опромінювався на відкритій місцевості) за допомогою формули:
.
5) якщо рецептор захищений від дії іонізуючого випромінювання, то здійснюється процедура корегування дози з урахуванням коефіцієнту ослаблення захисної споруди (об’єкту) − К осл, для цього:
Dкорег. = D / К осл.
Приклад прогнозування радіаційної обстановки на об’єкті.
Вихідні дані:
1. Інформація про АЕС:
тип ядерного енергетичного реактору (ЯЕР) − ВВЕР;
електрична потужність ЯЕР – W = 1 000, МВт;
кількість аварійних ЯЕР – n = 1;
координати ЯЕР – ХАЕС = 0 км, YАЕС = 0 км (початок прямокутної системи координат суміщений з центром АЕС, а вісь ОХ вибирається в напрямку вітру);
астрономічний час аварії – Тав = 12.00 год.;
частка викинутих з ЯЕР радіоактивних речовин – h = 50 %.
2. Метеорологічні умови:
швидкість вітру на висоті 10 м – u 10 = 5 м/с;
напрям вітру на висоті 10 м – a10, град = 0;
стан хмарного криву небозводу – напівпохмуро, тобто 5 балів.
3. Додаткова інформація:
час, на який визначається поверхнева активність − ТЗ = 17.00 год..;
координати об‘єкту – X = 20 км, Y = 2 км;
час початку опромінювання – tпоч = 17.00 год.;
тривалість опромінювання – Tоп = 4 год.;
захищеність людей – Косл = 2.
Порядок прогнозування.
І. Визначення поверхневої активності (Аs) в заданій точці на сліді хмари, Кu/м2:
1) відповідно до погодних умов і заданому часу доби за допомогою табл. 2 (додаток 2.3.4) визначається категорія вертикальної стійкості атмосфери: категорія стійкості – D;
2) за допомогою табл. 3 (додаток 2.3.4) оцінюється середня швидкість поширення радіоактивної хмари: швидкість поширення – 5 м/с;
3) на схему (карту) місцевості спеціальною позначкою наносять АЕС з аварійним ядерним енергетичним реактором і, у відповідності з напрямом вітру, із центру АЕС чорним кольором проводять вісь сліду радіоактивної хмари;
4) на схемі (карті) вимірюють відстань (Х) вздовж вісі сліду від АЕС до заданого об‘єкту і її зміщення від осі за координатою Y: Х = 20 км; Y = 2 км;
5) у табл. 5 – 6 (додаток 2.3.4) для заданого типу ядерного енергетичного реактору, h = 10% і відстані від нього до об‘єкту (Х) знаходять потужність дози випромінювання на вісі сліду (РX.1) через 1 годину після аварії: Рх1 = 0,189, та множать її на величину − hзкор = 50/ h, тобто на 5: отримуючи 0,945 рад/год.;
6) у табл. 7 – 9 (додаток 2.3.4) знаходять значення коефіцієнту (Ку), що враховує зміну потужності дози в поперечному перетині сліду (за координатою Y): Ку = 0,09;
7) розраховують приведене значення заданого часу (час, що пройшов після аварії – tз): tз=Tз – Tав = 17,00 – 12,00 = 5 год.;
8) за допомогою табл. 10 (додаток 2.3.4) визначають час, що пройшов після аварії, початку формування сліду в районі об’єкту – tj: tj = 1,0 год.;
9) зрівнюють заданий час – tз і час початку формування сліду – tj:
10) якщо tз £ tj,, то Аs = 0;
11) якщо tз > tj, по табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) визначається коефіцієнт (Кt), враховуючий спад потужності дози випромінювання у часі: tз > tj = 5 год. > >1 год., тоді Кt = 0,63;
12) розраховують коефіцієнт (Кw), що враховує електричну потужність ядерного енергетичного реактору (W) і частку радіоактивних речовин, що викинуті з нього в результаті аварії (h): Kw =10 –4· n W · h = 10-4 1·1000·50 = 5;
13) у табл. 13 (додаток 2.3.4) для заданого часу tз знаходять значення коефіцієнту (Кзагр): Кзагр = 0,13;
14) визначають поверхневу активність Аs (щільність забруднення), Кu/м2:
As=Рx1 · Ky · Kt · Kw · Kзагр = 0,945·0,09·0,63·5·0,13 = 0,035 Кu\м2.
ІІ. Визначення дози опромінювання людей:
1) дозу опромінювання, що отримає населення на відкритій місцевості визначається за допомогою формули:
,
де Рк, tк та Рп, tп – потужності доз та час її виміру, що пройшов після викиду радіоактивних речовин з реактору, відповідно закінчення та початку опромінювання:
2) у табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) для заданого значення tп = 5 год. (17.00 – 12.00) знаходять Кt, який дорівнює 0,63 та множать його на Ру1, отримуючи Рn: Рп = 0,945·0,09·0,63 = 0,053 рад/год.;
3) у табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) для заданого значення tк = 9 (21.00 – 12.00) знаходять Кt, який дорівнює 0,46 та множать його на Ру1, отримуючи Рк: Рк = 0,945·0,09·0,46 = 0,039 рад/год.
4) розраховують дозу опромінювання, що отримують люди на відкритій місцевості: D = 1,7 (0,039·9 – 0,053·5) = 0,146 рад;
5) здійснюють корегування визначеної у п. 4 дози: в автомобілях люди отримають дозу опромінювання меншу у Косл разів. У нашому випадку Косл = 2. Тоді остаточна доза буде: Dавто = 0,146 / 2 = 0,073 рад.
Висновок: доза опромінювання людей становитиме 0,073 рада.
ІІІ. Оцінка радіаційної обстановки на об’єкті.
З нанесенням зон радіоактивного зараження на схему (карту) місцевості та визначення параметрів поля іонізуючого випромінювання на території об’єкту господарювання завершується процес виявлення радіаційної обстановки. В подальшому вона оцінюється шляхом рішення низки завдань, типовими з яких є такі:
1. Визначити, які наслідки перебування людей на зараженій радіоактивними речовинами території слід очікувати, якщо не здійснювати заходи радіаційного захисту?
Приклад постановки завдання.
Через 4 години після зруйнування ядерного реактору рівень радіації на території об’єкту становив 50 рад/год. Визначити величину поглиненої дози опромінювання, яку отримує рецептор (об’єкт опромінювання) у необмежений час.
Порядок проведення розрахунків.
Доза опромінення у необмежений час визначається за допомогою формули:
D¥ ≈ 5Р1;
де D¥ – доза опромінення до повного розпаду радіоактивних речовин, рад;
Р1 = Кt·Рt, рівень радіації через годину після аварії, рад/год.;
Кt – коефіцієнт, значення якого обирається у табл. 11, 12 (додаток 2.3.4) залежно від часу, що пройшов після аварії;
Рt – рівень радіації на заданий час, рад/год.
Отже, оскільки після зруйнування ядерного реактору пройде 4 години, коефіцієнт Кt = 1,43, відповідно рівень радіації Р1 становитиме 1,43·50 = 71,5 (рад/год.).
