Оценка последствий радиоактивного загрязнения местности и объектов

 

Изменение уровней радиации на радиоактивно загрязненной местности после ядерного взрыва характеризуется зависимостью

 

, (10)

 

где Р₀ – максимальный уровень радиации в момент t₀ после ядерного взрыва, рад/ч;

Pt – уровень радиации в рассматриваемый момент времени t после взрыва, рад/ч.

 

Доза излучения за время от t_H до t_K составит

 

, (11)

 

где Р_Н и Р_К – уровни радиации соответственно в начале (t_Н) и в конце (t_К) пребывания в зоне заражения.

 

При нахождении в защитных сооружениях доза излучения за время от t_H до t_K составит

 

, (12)

 

где Д – доза излучения в защитном сооружении, рад;

К_ОСЛ – коэффициент ослабления укрытия.

 

 

Коэффициент ослабления защитного сооружения, построенного из различных материалов, рассчитывается по формуле

 

, (13)

 

где h – толщина i-го слоя защитного материала, см;

d_ПОЛ – слой половинного ослабления i-го защитного материала, см.

При преодолении зон радиоактивного заражения расчет возможных доз производится по формуле

 

, (14)

 

где Р_СР – средний уровень радиации, рад/ч;

L – длина зараженного маршрута, км;

V – скорость движения транспортного средства, км/ч;

К_ОСЛ – коэффициент ослабления транспортного средства.

При аварии на АЭС величина спада уровня радиации во времени имеет особенности, обусловленные изотопным составом радионуклидов. Уровень радиации на местности, загрязненной смесью радионуклидов из разрушенного реактора АЭС, рассчитывается по формуле

 

, (15)

 

где Р₀ – уровень радиации в момент t₀ после аварии, рад/ч;

Pt – уровень радиации в момент времени t после аварии, рад/ч.

 

Доза излучения в этом случае определяется по формуле

 

(16)

 

или с учетом коэффициента ослабления

 

, (17)

 

где Р_Н и Р_К – уровни радиации соответственно в начале (t_Н) и в конце (t_К) пребывания в зоне заражения.

 

Уравнения (15-17) используются для расчета уровней радиации и доз излучения от суммарного воздействия всех радионуклидов аварийного выброса до момента практически полного распада основной их массы (примерно до 10 лет после аварии).

Оценка возможной дозы облучения, которую может получить население при длительном проживании (в том числе в течение жизни)на загрязненной территории, от наиболее долгоживущего радионуклида цезия-137 и определение его вклада в суммарную дозу облучения зависит от длительности проживания, исходного уровня радиации и периода полураспада радионуклида.

 

Для вычисления уровней радиации и доз в этом случае используют формулу

 

, (18)

 

где Р₀ – первоначальный уровень радиации, соответствующий уровню загрязнения радионуклидом;

Pt – уровень радиации в рассматриваемый момент времени t;

t – время, отсчитываемое от исходного уровня загрязнения;

Т_1/2 – период полураспада радионуклида.

 

 

Доза излучения рассчитывается по формуле

 

. (19)

 

Для практических расчетов необходимо знать величину Р₀, соответствующую данному уровню первоначального загрязнения радионуклидом:

 

, (20)

 

где Р₀ – уровень радиации, Р/ч;

N – уровень первоначального загрязнения, Ки/км²;

μ – линейный коэффициент ослабления (табл. 24);

Е – энергия гамма-квантов, МэВ;

n – число гамма-квантов, приходящихся на один распад.

 

 

При расчете доз облучения населения, проживающего на местности, загрязненной радионуклидом с периодом полураспада (годы), величина Р₀, рассчитанная по уравнению (20), умножается на 8760 (365 · 24), т.е. она измеряется Р/год и в таком виде подставляется в уравнение (19).

Таблица 24

Линейный коэффициент ослабления гамма-излучения воздухом

 

Е, МэВ	0,1	0,25	0,5	0,7	1,0	2,0	3,0
μ · 10-4, см–1	1,98	1,46	1,11	0,95	0,81	0,57	0,46

 

Оценка устойчивости работы объекта к воздействию проникающей радиации включает определение коэффициентов ослабления радиации (К).

Коэффициент ослабления можно определить по формулам

 

; (21)

 

, (22)

где h – толщина стен и перекрытий зданий, см;

d – слой половинного ослабления радиации, см;

r - плотность строительного материала, г/см³;

23 – слой половинного ослабления воды, см.

Таблица 25

Толщина слоев половинного ослабления ионизирующих излучений

для различных материалов

 

Материал	Плотность, г/см3	Толщина слоя, см
Гамма-излучение проникающей радиации	Гамма-излучение радиоактивного заражения	Нейтроны
Вода				2,7
Древесина	0,7		18,5	9,7
Грунт	1,6	14,4	8,1	12,0
Кирпич	1,6	14,4	8,1	9,1
Бетон	2,3		5,7	12,0
Кладка кирпичная	1,5		8,7	10,0
Сталь	7,8		1,7	11,5
Свинец	11,3		1,2

 

Полученные данные сводим в таблицу 26.

Таблица 26

 

№ п/п	Наименование зданий и сооружений	Характеристика зданий и сооружений	К ослабления
	Цех № 1   Цех № 2   Цех № 3	Стены ж/б толщиной 35 см, перекрытия 30 см Стены кирпичные толщиной 40 см   Стены кирпичные толщиной 30 см, перекрытия 25 см

Самым слабым сооружением к воздействию проникающей радиации на рабочих является цех № 3, имеющий коэффициент защиты 7. Для рабочих этого цеха определим режим работы смены, т.е. допустим время работы смен в условиях радиоактивного заражения при уровнях радиации на 1 час после взрыва P = 100, 200, 260 Р/час .

Для расчета используем график (рис. 6) и зависимость

 

, (23)

 

где Р₁ – мощность экспозиционной дозы через 1 час после ядерного взрыва на химически опасном объекте, Р/ч. Величина зависит от того, в какую зону радиоактивного заражения попал объект (см. схему);

Д_УС – установленная доза равна 25 Р;

К_ОСЛ – коэффициент ослабления (наименьший).

 

Определить трехсменный режим работы в условиях радиоактивного заражения на химически опасном объекте, пользуясь графиком (рис. 6).