Послідовність виконання дослідження. Дослідження фізичної стійкості елементів промислового об'єкта до впливу проникної радіації, радіоактивного зараження і (або) радіоактивного забруднення здійснюється у такій послідовності: виявляють та оцінюють очікувану радіаційну обстановку, що може виникнути на території промислового об'єкта у найбільш несприятливих для цього об'єкта умовах реалізації вірогідних для нього надзвичайних ситуацій воєнного характеру (пов'язаних з дією проникної радіації та радіоактивного зараження) та техногенного характеру (пов'язаних з дією радіоактивного забруднення); оформляють для кожної з цих надзвичайних ситуацій "Картку очікуваної радіаційної обстановки..." і "Висновки з оцінки очікуваної радіаційної обстановки...". При цьому виявлення і оцінку очікуваної радіаційної обстановки виконують для найбільш несприятливих для промислового об'єкта умов реалізації надзвичайних ситуацій (коли осі зон радіоактивного зараження й осі зон радіоактивного забруднення проходять через промисловий об'єкт) згідно з описаною методикою; оцінюють фізичну стійкість кожного з основних елементів промислового об'єкта до впливу проникної радіації, радіоактивного зараження і (або) радіоактивного забруднення; у разі необхідності розробляють конкретні заходи щодо підвищення фізичної стійкості кожного з основних елементів промислового об'єкта до впливу проникної радіації, радіоактивного зараження і (або) радіоактивного забруднення.
Оцінка фізичної стійкості елементів промислового об'єкта до впливу проникної радіації, радіоактивного зараження та (або) радіоактивного забруднення. Стійкість роботи конкретного елемента промислового об'єкта у надзвичайних ситуаціях, пов'язаних з дією проникної радіації та радіоактивного зараження від ядерних вибухів та (або) радіоактивного забруднення внаслідок аварій на ядерно-енергетичних об'єктах, визначається: надійністю захисту виробничого персоналу цього елемента; захисними властивостями будівлі та захисних споруд досліджуваного елемента; опороздатністю технологічного обладнання, комунально-енергетичних і технологічних мереж та інших складових частин елемента до впливу проникної радіації, радіоактивного зараження та (або) радіоактивного забруднення.
Вплив проникної радіації, радіоактивного зараження та (або) радіоактивного забруднення на осіб виробничого персоналу може призвести до захворювання цих людей гострою променевою хворобою (першого, другого, третього або четвертого ступенів) або хронічною променевою хворобою. Надійність та ефективність захисту виробничого персоналу від впливу зазначених уражальних чинників можна забезпечити такими основними способами: завчасною евакуацією виробничого персоналу непрацюючих робочих змін у безпечні райони; своєчасним укриттям виробничого персоналу працюючої робочої зміни (або чергового персоналу) у захисних спорудах досліджуваного елемента.
При цьому надійність захисту виробничого персоналу конкретного елемента промислового об'єкта визначається: ступенем забезпечення людей місцями у захисних спорудах цього елемента; здатністю цих споруд надійно захищати людей від впливу проникної радіації, радіоактивного зараження і (або) радіоактивного забруднення з максимально можливими величинами параметрів цих уражальних чинників, що можуть діяти у районі розташування досліджуваного елемента при реалізації найбільш вірогідних для промислового об'єкта надзвичайних ситуацій; можливістю своєчасного укриття людей у зазначених захисних спорудах.
Захисні властивості будівлі та захисних споруд досліджуваного елемента до впливу проникної радіації, радіоактивного зараження та (або) радіоактивного забруднення визначаються властивим цим будівлям і захисним спорудам коефіцієнтом послаблення іонізуючих випромінювань.
У свою чергу, опороздатність технологічного обладнання, комунально-енергетичних і технологічних мереж та інших складових частин досліджуваного елемента до впливу іонізуючих випромінювань визначається можливим ступенем їхнього пошкодження від дії проникної радіації, радіоактивного зараження та (або) радіоактивного забруднення з максимально можливими величинами параметрів цих уражальних чинників, що можуть діяти у районі розташування досліджуваного елемента.
Відомо, що стійкість роботи досліджуваного елемента в надзвичайних ситуаціях, пов'язаних з впливом проникної радіації, радіоактивного зараження та (або) радіоактивного забруднення обмежується встановленою дозою допустимого опромінювання людей і можливістю пошкодження складових частин елемента під впливом іонізуючих випромінювань. Тому з урахуванням викладеного вище для підвищення стійкості роботи досліджуваного елемента до впливу зазначених уражальних чинників слід підвищувати фізичну стійкість цього елемента шляхом підсилення захисних властивостей його будівлі та захисних споруд і збільшення опороздатності інших його складових частин до впливу іонізуючих випромінювань.
Для оцінки існуючої фізичної стійкості досліджуваного елемента об'єкта до впливу проникної радіації та радіоактивного зараження від ядерних вибухів і (або) до дії радіоактивного забруднення внаслідок аварій на ядерно-енергетичних об'єктах необхідно: підготувати бланк "Результати оцінки фізичної стійкості... до впливу проникної радіації, радіоактивного зараження та (або) радіоактивного забруднення" за наве деним зразком (рис. 3); до заголовка бланка дописати назву досліджуваного елемента промислового об'єкта, а також дані про максимально можливі величини однократних доз опромінювання, які можуть одержати люди, що знаходяться на відкритій місцевості в районі розташування досліджуваного елемента від впливу проникної радіації (Дпр.відкр.місц), від впливу радіоактивного заражения (Дmaxрад.зар.відкр.місц.) або від впливу радіоактивного забруднення ( Дmaxрад.зар.відкр.місц .) в першу колонку бланка записати назви і основні характеристики складових частин досліджуваного елемента, які послабляють іонізуючі випромінювання (наприклад, назви будівлі та захисних споруд цього елемента тощо); у другу колонку бланка записати назви комплектуючих виробів, які є чутливими до впливу іонізуючих випромінювань (наприклад, технологічне обладнання и інші складові частини, що містять електронні и оптичні прилади з позначенням величини межі опороздатності кожного з цих приладів до впливу іонізуючих випромінювань (Дкр, Р)). При цьому кожну назву слід записати окремим рядком; у відповідні рядки третьої, четвертої та п'ятої колонок бланка записати значення величин коефіціентів послабления доз радіації від дії проникної радіації, радіоактивного заражения та радіоактивного забруднення для будівлі, захисних споруд тощо. Ці значения величин коефіцієнтів послабления іонізуючих випромінювань кожної зі складових частин досліджуваного елемента визначають з використанням довідкових таблиць та інформації, відображеної у першій колонці бланка; у віповдні рядки шостої колонки бланка записати значення величини поглинутої дози радіації від дії проникноі радіації Дпр.вир.пр (яку можуть одержати люди, що знаходяться у виробничих приміщеннях досліджуваного елемента) і значення величини поглинутої дози радіації від дії проникної радіації Дпр.зах,.сп (яку можуть одержати особи виробничого персоналу, що знаходяться у захисних спорудах цього елемента).
Значення величин коефіцієнтів послабления дози радіації за даними про величину поглинутої дози радіації від діїпроникної радіації Д пр.відкр.місц (яку можуть одержати люди, що знаходяться на відкритій місцевості у районі розташування досліджуваного елемента). У відповідні рядки сьомої колонки бланка записують значення максимально можливої величини однократно поглинутої дози радіації) від дії радіоактивного зараження – Дmax рад.забр.вир.пр (яку можуть одержати люди, ям знаходяться у виробничому приміщенні) або значения максимально можливої величини однократно поглинутої дози радіації від дії радіоактивного зараження - Дmax рад.забр (яку можуть одержати люди, що знаходяться у захисних спорудах цього елемента протягом установленого терміну). Значення величин Дmax рад.забр.вир.пр і Дmax рад.забр.зах.сп визначають з урахуванням величин коефіцієнтів послаблення дози радіації за даними про
|
Рис. 3 – Результати оцінки фізичної стійкості досліджуваного елемента об’єкта
максимально можливу величину однократно поглинутої дози радіації від дії радіоактивного зараження Дmах рад. зар. відкр місц (яку можуть одержати люди, що знаходяться на відкритій місцевості у районі розташування досліджуваного елемента протягом установленого терміну у випадку, коли цей елемент опиниться на осі сліду радіоактивної хмари ядерного вибуху). У відповідні рядки восьмої колонки бланка записують значення максимально можливої величини однократно поглинутої дози радіації від дії радіоактивного забруднення Дmах рад, забр. вир. пр (яку можуть одержати люди, що знаходяться у виробничих приміщеннях досліджуваного елемента протягом установленого терміну) і значення максимально можливої величини однократно поглинутої дози радіації від дії радіоактивного забруднення Дтахрад. за6р. зах. сп (яку можуть одержати особи виробничого персоналу, що знаходяться у захисних спорудах цього елемента протягом установленого терміну). Значення величин Дmах рад. забр вир. пр і Дmах рад. забр. зах. сп визначають з урахуванням величин коефіцієнтів послаблення доз радіації за даними про максимально можливу величину однократно поглинутої дози радіації від дії радіоактивного забруднення Дmах рад. завр. відкр. місц (яку можуть одержати люди, що знаходяться на відкритій місцевості у районі розташування досліджуваного елемента протягом установленого терміну, коли цей елемент опиниться на осі сліду радіоактивної хмари, яка утворилася внаслідок аварії на ядерно-енергетичному об'єкті). У відповідні рядки дев'ятої та десятої колонок бланка записують значення величин, що визначають межу фізичної стійкості досліджуваного елемента до впливу іонізуючих випромінювань: значення величини, що визначає межу опороздатності інженерно-технічного комплексу досліджуваного елемента Допор.lim і значення величини межі надійності захисту виробничого персоналу Двир.перс.lim відповідно.
Значення величини Допор.lim визначають як найменшу з величин поглинутої однократної дози радіації, при впливі яких на матеріали та комплектуючі вироби кожної зі складових частин досліджуваного елемента (чутливих до дії іонізуючих випромінювань) може виникнути не-зворотна зміна параметрів матеріалів і комплектуючих виробів якоїсь з найбільш чутливих його складових частин.
Значення величини межі надійності захисту виробничого персоналу досліджуваного елемента Двир. перс. lim визначає начальник цивільного захисту об'єкта як значення величини встановленої поглинутої однократної дози опромінювання кожного 3 робітників і службовців Двстан.
Відповідно до вимог нормативних документів значення величини Двстан може становити або 0,3, або 0,5, або 0,7 від допустимої безпечної однократно поглинутої дози опромінювання людей - 50 Р (50 рад, 50 бер). Саме такі значення величини Двстан забезпечують можливість подальшого використання виробничого персоналу у надзвичайних ситуаціях без небезпеки втрати працездатності та погіршення стану здоров'я. Таким чином, у десяту колонку бланка слід записати Двир. перс. lim = Двстан (конкретні значення величини Двстан наведено у розділі "Характеристика промислового об'єкта"); у одинадцяту колонку бланка слід записати значення величини межі фізичної стійкості досліджуваного елемента Дел. lim як найменше з величин Допор.lim і Двир. перс. lim
На цьому закінчується оформлення бланка "Результати оцінки фізичної стійкості... до впливу проникної радіації, радіоактивного зараження та (або) радіоактивного забруднення".
Далі оформляють текстовий документ "Висновки за результатами оцінки фізичної стійкості... до впливу проникної радіації, радіоактивного зараження та (або) радіоактивного забруднення" за зразком, наведеним далі, для досліджуваного елемента. При цьому перш за все формулюють висновки про фізичну стійкість досліджуваного елемента.
Висновки формулюють за такою методикою. Досліджуваний елемент буде стійким до впливу проникної радіації та радіоактивного зараження від ядерних вибухів при одночасному виконанні таких умов:
• значення величини межі надійності захисту виробничого персо
налу більше або дорівнює сумі величини поглинутої дози опромінювання
від дії проникної радіації та максимально можливої величини поглинутої
однократної дози від дії радіоактивного зараження, які можуть одержати
люди, що знаходяться у виробничих приміщеннях або у сховищах цього
елемента протягом установленого терміну (тобто Двир. перс. lim ≥ Дпр.вир.пр + Дтах рад. зар. вир. пр або Двир. перс. lim ≥ Дпр.зах.сп + Дmахрад. зар. зах. сп);
• значення величин, що визначають межу опороздатності
інженерно-технічного комплексу досліджуваного елемента більші або
дорівнюють максимально можливим значенням суми величин дози
радіації від дії проникної радіації та від впливу радіоактивного заражен
ня, які діють у районі розташування цього елемента (тобто Допор.lim ≥ Дпр.відкр.місц + Дmах рад. зар. відкр. місц).
У свою чергу, досліджуваний елемент буде стійким до впливу радіоактивного забруднення в результаті аварії на ядерно-енергетичному об'єкті тільки при одночасному виконанні таких умов:
• значення величини межі надійності захисту виробничого персо
налу більше або дорівнює значенню максимально можливої величини
поглинутої однократної дози від дії радіоактивного забруднення, яку мо
жуть одержати люди, що знаходяться у виробничих приміщеннях або у
захисних спорудах цього елемента протягом установленого терміну
(тобто Допор.lim ≥Д mах рад.зар.вир.пр або Двир. перс.lim ≥ Дтах рад.зар.зах. сп),
• значення величини, що визначає межу опороздатності інженер-
но-тєхнічного комплексу досліджуваного елемента, більше або дорівнює
максимально можливому значенню величини дози радіації від впливу
радіоактивного забруднення, яка діє у районі розташування цього еле
мента (тобто Допор.lim ≥Дmахрад. забр).
У випадках, коли досліджуваний елемент виявляється не стійким до дії іонізуючих випромінювань, у висновках відзначають, які саме зі складових частин елемента є причиною недостатньої фізичної стійкості 
всього елемента. Далі у текстовому документі записують пропозиції щодо впровадження конкретних заходів з підвищення фізичної стійкості досліджуваного елемента. За такою ж методикою проводять оцінку та формулюють висновки щодо стійкості до впливу проникної радіації, радіоактивного зараження та (або) радіоактивного забруднення кожного з основних елементів промислового об'єкта. На основі цих оцінок і висновків розробляють узагальнені конкретні заходи щодо підвищення сталості функціонування промислового об'єкта в надзвичайних ситуаціях, пов'язаних з дією іонізуючих випромінювань.
Основні заходи щодо підвищення межі фізичної стійкості основних елементів промислового об'єкта до впливу проникної радіації, радіоактивного зараження та (або) радіоактивного забруднення. Основними заходами з підвищення фізичної стійкості будівель і споруд є такі: підвищення захисних властивостей будівель шляхом закладання цеглою отворів і потовщення зовнішніх стін і перекриттів будівель; підвищення захисних властивостей сховищ і протирадіаційних укритттів збільшенням товщини їхнього перекриття; герметизація виробничих приміщень з метою виключення або зменшення проникнення в них радіоактивного пилу (у звичайних приміщеннях ступінь радіоактивного зараження (забруднення) поверхонь предметів та обладнання приблизно у 10 разів нижчий, ніж на відкритій місцевості; при ущільненні отворів зараження (забруднення) можна знизити у 100 разів і більше); обладнання виробничих приміщень і захисних споруд спеціальними пристроями для очищення повітря від радіоактивного пилу тощо.
Надзвичайно важливим заходом щодо підвищення стійкості роботи об'єкта в надзвичайних ситуаціях, пов'язаних з радіоактивним зараженням, є введення режимів радіаційного захисту.
Враховуючи викладене, у заключній частині "Висновків з оцінки фізичної стійкості досліджуваного елемента до впливу проникної радіації, радіоактивного зараження та (або) радіоактивного забруднення" слід записати перелік конкретних заходів щодо підвищення стійкості будівлі, споруд та інших складових частин досліджуваного елемента, а також обов'язково за даними довідкових таблиць назвати і описати режим захисту виробничого персоналу елемента для умов, коли цей елемент опиняється на осі сліду радіоактивної хмари від ядерного вибуху (від аварії на ядерно-енергетичному об'єкті).
