
- •Введение.
- •Раздел 1. Оценка обстановки.
- •Раздел 2. Защита работающего персонала.
- •Раздел 3. Организационные и инженерно-технические меро приятия по обеспечению устойчивой работы подразделения с.-х. Объекта.
- •Введение.
- •Защита работающего персонала в условиях радиоактивного заражения;
- •Раздел 1. Оценка обстановки
- •1.1. Оценка радиационной обстановки
- •1.1.1. Радиационная обстановка.
- •1.1.2. Определение возможной дозы внешнего облучения за первые четверо суток работников птф и обоснование необходимости разработки мероприятий по их защите.
- •Расчеты:
- •Выводы:
- •1.1.3. Определение степени первичного радиоактивного
- •Раздел 2. Защита работающего персонала.
- •2.1.1. Защита работающего персонала в условиях
- •2.2.1. Строительство перекрытой щели.
- •2.2.2. Определение размеров щели.
- •2.2.3. Конструктивное решение.
- •2.2.4. Определение значения Кз.
- •2.2.5. Устройство системы вентиляции воздуха.
- •2.2.6. Другие виды работ.
- •2.2.7. Определение потребности материалов.
- •2.2.8. Предложения по выполнению работ.
- •2.2.9. Средства защиты.
- •Раздел 3. Организационные и инженерно-технические мероприятия по обеспечению устойчивой работы подразделения с.-х. Объекта.
- •3.1.1. Основные направления повышения устойчивости
- •3.2.1. Состав техники птф.
- •3.3. Мероприятия, обеспечивающие устойчивую работу птф
- •3.3.1 Защита персонала птф.
- •3.3.2 Повышение защитных свойств зданий и сооружений.
- •3.3.3 Повышение устойчивости электроснабжения.
- •3.3.4 Обеспечение устойчивости водоснабжения.
- •3.3.5. Обеспечение устойчивости теплоснабжения.
- •3.3.6. Повышение надежности работы системы канализации.
- •Подготовка невоенизированных формирований на базе птф.
- •3.4 Определение дозы облучения персонала для принятого
- •Заключение.
- •Список используемой литературы.
Выводы:
Результаты расчета показывают, что возможная доза внешнего облу- чения работников ПТФ за первые четверо суток пребывания на мест- ности, загрязненной радиоактивными веществами, составит 3,171 мЗв, то есть существенно превысит установленное значение дозы однократного внешнего облучения (Нуст = 0,25 мЗв).
С целью уменьшения дозы необходимо:
сократить время нахождения на открытой местности;
сократить время выполнения работ;
выполнять только первоочередные работы;
начинать работу как можно позже;
использовать защитные сооружения с Кз > 50.
3. С целью исключения поражения работников ионизирующими излучениями от выпавших радиоактивных веществ необходимо предусмотреть мероприятия по их защите, в том числе связанные с нарушением нормальной жизнедеятельности работников ПТФ и всего населения, хозяйственного и социального функционирования территории, включая обеспечение режима радиационной защиты.
4. Длительность соблюдения режима радиационной защиты работниками устанавливается с учетом продолжительности пора- жающего воздействия ионизирующих излучений от выпавших радио- активных веществ.
1.1.3. Определение степени первичного радиоактивного
загрязнения техники.
На открытой площадке ПТФ располагаются тракторы и грузовые автомобили.
Характеристики прогнозируемого радиоактивного загрязнения Р1=70 мР/ч; время выпадения tвып = 3ч; время начала работ tнр = 4 ч.
Ртдоп = 0,1 мР/ч
1. Определение возможной степени радиоактивного загрязнения открыто расположенной техники:
Р1Т = 0,1*70 = 7 мР/ч
где Р1т - степень радиоактивного загрязнения открыто расположенной техники;
Р1 - приведенный уровень радиации на I час после аварии, мР/ч
2. Определение степени загрязнения техники на планируемое время ее использования:
Ртнр = Р1т × t -0.6,
где Ртнр – степень загрязнения техники;
t – время начала работы техники;
Ртнр = 7 × 4 -0.6 = 3,0469 мР/ч;
3. Сравниваем полученное значение с допустимой величиной:
Ртнр = 3,0469 мР/ч > Ртдоп= 0.1 мР/ч.
4. По таблице находим время естественной дезактивации техники. При Р1 = 70 мР/ч оно равно 1089 ч.
5. Рассчитываем изменение уровня заражения техники в течение одних суток после аварии на АЭС:
Ртнр = Р1т × t -0.6,
Результаты представим в виде таблицы 1 и графика (рис.2):
Таблица 1.
Данные зависимости Рт от t
t, ч |
1 |
2 |
3 |
4 |
6 |
8 |
10 |
12 |
16 |
20 |
24 |
Рт, мР/ч |
7.0 |
4,6783 |
3,6209 |
3,0469 |
2,3889 |
2,0102 |
1,7583 |
1,5761 |
1.3263 |
1,1601 |
1,0399 |
Выводы:
1. Возможная степень первичного радиоактивного загрязнения техники на планируемое время ее использования значительно превышает допустимую норму:
Ртнр = 3,0469 мР/ч > Ртдоп= 0.1 мР/ч.
2. Время естественной дезактивации техники существенно больше
планируемого времени ее использования при выполнении неотложных работ:
1089 ч > 4 ч. Это значение превышает допустимое время и для снижения, следует применить спец.раствор, с помощью которого проводят дезактивацию.
3.С целью обеспечения радиационной безопасности людей, использующих технику, необходимо предусмотреть мероприятия по ее защите от первичного загрязнения радиоактивными веществами:
содержать технику под навесом, брезентом или содержать в
боксах;
уменьшить скорость движения техники по зараженной
местности;
увеличить дистанцию между техникой при ее движении;
располагать технику по отношению к ветру таким образом, чтобы машины получили возможно меньшую степень загрязнения;
хорошо подготовить технику к работе в условиях радиоактивного заражения.
По результатам оценки радиационной обстановки методом прогноза можно заключить следующее: к возможным последствиям однократного облучения работников можно отнести внешнее облучение, которые могут привести к развитию лучевой болезни; в связи с этим крайне важно провести комплекс эффективных мер по защите работников предприятия; также необходимо предусмотреть мероприятия по защите техники, как от первичного загрязнения, так и от вторичного загрязнения, дегазацию и дезактивацию техники, так как техника, загрязненная радиоактивными веществами, может являться дополнительным источником внешнего и внутреннего облучения людей.