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.).
Тоді поглинена доза опромінення, яку отримає рецептор (об’єкт опромінення) до повного розпаду радіоактивних речовин, буде:
D¥ ≈ 5·71,5 = 357,5 рад.
Висновок: поглинена доза опромінення, яку отримає рецептор (об’єкт опромінення) до повного розпаду радіоактивних речовин – 357,5 рад.
2. Визначити, яку дозу опромінювання, а відповідно й ступінь ураження, отримають працівники, що діють за певних умов захищеності на зараженій радіоактивними речовинами місцевості.
Приклад постановки завдання. За умовами завдання 1 визначити поглинену дозу опромінювання, яку можуть отримати працівники об’єкту за перші 8 годин, якщо з початку зараження вони протягом 6 годин знаходилися у протирадіаційному укритті, а потім 2 години працювали на відкритій місцевості. Коефіцієнт ослаблення протирадіаційного укриття обумовлюється конструкцією його перекриття. Воно виконано з трьох шарів: шар бетону – 11,4 см; шар цегли – 8,1 см і шар ґрунту – 8,1 см.
Порядок проведення розрахунків.
Поглинена доза опромінювання яку можуть отримати робітники об’єкту розраховується за формулою:
D = DПРУ + DВМ ,
де DПРУ, DВМ – дози, які отримують люди у протирадіаційному укритті та на відкритій місцевості відповідно.
Приймають: РПРУср, РВМср – середній рівень радіації за час перебування людей в протирадіаційному укритті – tПРУ і на відкритій місцевості – tВМ; КОСЛ – коефіцієнт ослаблення іонізуючого випромінювання протирадіаційним укриттям.
Рівень радіації на відкритій місцевості через годину після аварії на АЕС становив: Р1 = 1,43·50 = 71,5 рад/год.
Визначають рівні радіації на відкритій місцевості Р4 через 4, Р10 через 10 та Р12 через 12 годин після аварії на АЕС:
Р4 = 50 рад/год – див. завдання 1.
Р10 = Р1·Кt10 = 71,5·0,52= 37,18 рад/год.
Р12 = Р1·Кt12 = 71,5·0,48= 34,32 рад/год.
Розраховують РПРУср та РВМср:
РПРУср = 
= (50+37,18)·0,5 = 43,59 рад/год.;
РВМср = 
= (37,18+34,32)·0,5 = 35,75 рад/год.
Визначають коефіцієнти ослаблення іонізуючого випромінювання перекриттям протирадіаційного укриття КОСЛпру ,як найтоншого шару матеріалу, що перешкоджає поширенню гамма-квантів у бік людей:
КОСЛ пру = КОСЛ бетону · КОСЛ цегли · КОСЛ ґрунту .
КОСЛ = 2Х/h0,5, тут Х – товщина шару захисного матеріалу; h0,5 – товщина шару половинного ослаблення даним матеріалом гамма-випромінювання. Тоді, використовуючи дані табл. 14 (додаток 2.3.4), отримуємо:
КОСЛ бетону = 4; КОСЛ цегли = 2; КОСЛ ґрунту = 2; КОСЛ пру = 16; КОСЛ вм = 1.
Отримав необхідні дані, визначають поглинену дозу опромінювання працівників об’єкту:
D = DПРУ + DВМ = (РПРУср ·6)/16 + (РВМср ·2)/1 = 43,59·6/16 + 35,75·2/1 = 16,3 + 71,5 = 87,8 рад.
Висновок: поглинена доза опромінення, яку можуть отримати працівники об’єкту становить 87,8 рада. Втрати людей не очікується. Можливі одиничні випадки прояви симптомів первинної реакції організму на опромінювання у легкій формі.
3. Визначити тривалість робіт за певних умов захищеності, якщо відомий рівень радіації в районі об’єкту та максимальна доза, яку працівники можуть отримати за час роботи.
Приклад постановки завдання. Якої тривалості повинен бути робочий день у працівників, що виконують обов’язки за призначенням в офісі підприємства (Косл = 7) і на відкритій місцевості, якщо роботи почнуться через 4 години після зруйнування ядерного реактору, а середній рівень радіації на цей час становитиме P = 20 рад/год. Максимальна доза, яку працівники можуть отримати за час роботи у добу Dекв = 7 бер.
Порядок проведення розрахунків.
В зв’язку з тим, що опромінювання працівників класифікується як зовнішнє і здійснюється від джерел, які викинуті із зруйнованого ядерного реактору, тобто бета-частинками та гамма-квантами, то можна вважати, що одиниці виміру максимальної дози опромінювання та дози, яка визначається розрахунками, еквівалентні за номіналами (коефіцієнт якості випромінювання для бета-частинок та гамма-квантів дорівнює одиниці).
Тоді, визначають допустиму тривалість робіт на підприємстві − Тпр, за допомогою формули:
Тпр = 
= 
= 2,45 год.
Для визначення допустимої тривалості робіт на відкритій місцевості виконують такі розрахунки:
Твм = 
= 
= 0,35 год.
Висновок: допустима тривалість робіт в офісі підприємства – 2,45 год., на відкритій місцевості – 0,35 год.
4. Визначити, яку дозу опромінювання, а відповідно й ступінь ураження, отримають працівники, що діють за певним режимом захищеності на зараженій радіоактивними речовинами місцевості.
Приклад постановки завдання. Визначити, яку дозу, а відповідно й ступінь ураження, може отримати людина за добу, у рік, якщо потужність експозиційної дози становить 0,011 мР/год., а режим діяльності на протязі доби такий: відпочинок в домашніх умовах − 9 год., робота в приміщенні адміністративних будинків− 8 год., користування транспортними засобами: автотранспортом – 2 год., електропотягом – 1 год., прогулянка на відкритій місцевості – 4 год.
Примітка: житлові будинки – цегляні п’ятиповерхові, а потужність експозиційної дози − const.
Розв’язання завдання.
Доза, яку отримує людина у добу визначається за допомогою формули: 
.
Якщо припустити, що потужність дози (Р) на протязі доби залишається постійною, а людина перебуває у цей час на відкритій місцевості, в будинках, на транспорті і в інших умовах, то ступінь її захищеності можна оцінити середньодобовим коефіцієнтом захищеності Кз, який розраховується за формулою:
К3 =24/ (t + t1 / К1 + t2 /К2 +... + tn / Кn),
де t − час перебування людини на відкритій місцевості, год;
t1, t2, t3,... tn – час доби, протягом якого людина опромінюється в умовах відмінних від відкритої місцевості, год.;
К1, К2, K3,... Кn − коефіцієнти ослаблення іонізуючого випромінювання об’єктів, в яких перебуватиме людина на протязі доби (табл. 15 додаток 2.3.4).
Тоді, за умов завдання середньодобовий коефіцієнт захищеності буде:
К3 = 24 (2+8 / 6 + 11 / 27 + 2 / 2+ 1 /3) ≈ 4,73;
а отримана людиною за добу доза становитиме:
= 
мР.
Нескладно визначити і річну дозу опромінювання, для чого добову дозу треба помножити на число діб у року:
Dрічна=Dдоба ·365=0,056·365 = 20,44 мР.
Висновок: отримана людиною за добу доза становитиме 0,056 мР; річна доза складе 22,44 мР.
ДЕРЖАВНИЙ ВИЩИЙ НАВЧАЛЬНИЙ ЗАКЛАД
КИЇВСЬКИЙ НАЦІОНАЛЬНИЙ ЕКОНОМІЧНИЙ УНІВЕРСИТЕТ
імені ВАДИМА ГЕТЬМАНА
Кафедра регіональної економіки та туризму
З В І Т
