4.2. Оцінка радіаційної обстановки в районі дій невоєнізованих формувань цо при аварії на аес

Оцінку радіаційної обстановки можна здійснювати методом прогнозування і за даними розвідки, враховуючи джерела радіоактивного зараження.

Визначення розмірів зон радіоактивного зараження здійснюється за даними розвідки, отриманими за допомогою вимірювальних приладів, які дозволяють встановлювати рівні радіації на місцевості і ступінь забруднення радіоактивними речовинами поверхонь.

Визначення розмірів зон радіоактивного забруднення радіоактивними речовинами необхідно прогнозувати для прийняття захисних заходів.

Величина активності продуктів ділення може досягати 10⁹ Кі. Основна активність (99,9%) зосереджена в самому ядерному паливі. Розміщення реактора потужністю 1000 МВт за загальним виходом довгоживучих радіонуклідів і зараженню місцевості (по цезію-137) еквівалентне вибуху близько 50 ядерних боєприпасів потужністю, в 1 Мт.

Радіоактивне зараження при аварії АЕС може відбуватися за рахунок викиду парогазової фази (аварія без руйнування активної зони).

Можлива висота викиду — 150-200 м, час викиду 20-30 хв. Склад радіоактивних ізотопів: ксенон, криптон, йод.

Більш серйозною аварією є викид продуктів ділення з реактора (аварія з руйнуванням активної зони). При цьому радіоактивні продукти миттєво викидаються на висоту до 1 км з наступним виходом струменів радіоактивного газу на висоту до 200 м. Більша частина активності припадає на вихід газів. Викид триває до повної герметизації реактора.

Визначення рівнів радіаційного забруднення на місцевості має вирішальне значення для проведення аналізу його впливу на життєдіяльність і для вибору найбільш доцільних варіантів дій, при яких виключається радіаційне ураження людей.

Вимірювання рівнів радіації характеризується закономірністю

(1)

де Р_о — початковий (вихідний) рівень радіації на момент часу t₀

Р_t — рівень радіації на момент часу t.

Дози випромінювання, які отримують люди на забрудненій РР території при перебуванні там з моменту часу t_п після аварії до часу t_к, розраховуються за формулою

При аварії на АЕС n = 0,4, звідси:

(2)

Наведена формула обчислення дози випромінювання в ЗРЗ (2) справедлива для сумарної дії всіх радіонуклідів до моменту практично повного розпаду їх основної маси (2 роки). Після цього доза радіації буде визначатися внеском одного найбільш живучого елемента з періодом напіврозпаду на порядок більше інших.

Орієнтовно можна, виходячи з досвіду Чорнобильської аварії, враховуючи склад радіонуклідів, які викидаються в атмосферу, прийняти, що сумарна дія основної маси радіонуклідів аварійного викиду буде мати місце протягом 10 років (п'ять напівперіодів напіврозпаду), після чого доза зовнішнього опромінення буде в основному визначатися цезієм-137 (Т_1/2 - 30 років). Тому практичний інтерес становить оцінка можливої дози опромінення, яку може отримати населення при тривалому проживанні на забрудненій території від цезію-137, і визначення при необхідності його внеску в сумарну дозу випромінювання.

На території України, Білорусії, Росії, де проживає 1 млн. чоловік населення, забрудненість РР з поверхневою щільністю 5 Кі/км² понад 28000 км².

Скористаємось законом радіоактивного розпаду

де N_t — активність (рівень забруднення) в даний момент,

N_o — початкова (вихідна) активність радіонукліду,

Т — період напіврозпаду.

Замінюючи рівень забруднення відповідним йому рівнем супроводжуючого гамма-випромінювання, отримаємо.

(3)

де Р₀ — початковий (вихідний) рівень радіації, який відповідає початковій поверхні активності радіонукліду;

Р_t — рівень радіації в даний момент часу t.

Тоді доза випромінювання за час від t_н до t_к становитиме:

або остаточно з урахуванням К_осл (табл. 4.2.5)

(4)

Для визначення Р₀ користуються залежністю при постійній інтенсивності гамма-випромінювання.

P₀ = 0,2 μEN₀n,

де E — енергія гамма-квантів, Мев;

N₀ — початкова активність радіонукліду, Кі/км²;

N — число гамма-квантів, які припадають на один розпад;

μ — лінійний коефіцієнт ослаблення гамма-променів повітрям, що визначається з таблиці:

Е, Мев	0,1	0,25	0,5	1,0	2,0	3,0
М, І/см	1,96·10 - 4	1,46 ·10 - 4	1,11·10 - 4	0,81·10 - 4	0,37·10 - 4	0,46·10 - 4

Основні задачі з оцінки радіаційної обстановки в районі дій невоєнізованих формувань після аварії на АЕС

При оцінці радіаційної обстановки в зоні радіоактивного зараження (ЗРЗ) найбільш типовими задачами є:

1. Визначення дози опромінення, отриманої працюючими в ЗРЗ.

2. Розрахунок тривалості перебування людей в ЗРЗ по заданій дозі опромінення.

3. Визначення часу початку входу в ЗРЗ по заданій дозі випромінювання.

4. Розрахунок кількості змін, які працюють в ЗРЗ по заданій дозі випромінювання.

5. Визначення часу можливого входу в ЗРЗ по заданій дозі випромінювання.

6. Розрахунок радіаційних втрат людей при діях в ЗРЗ.

7. Визначення дози опромінення за 70 років життя при проживанні на території ЗРЗ.

Задача №1. Визначення дози опромінення, отриманої працюючими в зоні радіоактивного зараження.

Приклад №1. Невоєнізованому формуванню потрібно працювати t_пр = 6 год. на радіоактивно забрудненій місцевості (К_осл = 1). Визначити дозу опромінення, яку отримають люди при вході в зону через t_nоч = 4год. після аварії АЕС, якщо рівень радіації на цей час Р_н = 5 рад/год.

Розв'язання:

1. Визначаємо кінець роботи:

t_к = t_п + t_прод = 4 + 6 = 10 годин.

2. У формулі (1), замінюючи (t/t₀)^-n на коефіцієнт К_t отримаємо Р_n = Р₀ K_n , Р_к = Р₀К_к звідки

Р₀ = Р_n /K_n = Р_к /К_к

тоді рівень радіації на 10 годину становитиме:

Р_к = Р_n К_к /K_n = Р₄ K₁₀ /К₄ ;

Р_к = 5 х 0,4/0,575 ~ 3,5 (рад/год).

Коефіцієнти К₁₀ і К₄ визначаються з таблиці 4.2.1.

Таблиця 4.2.1.

Коефіцієнти K_t = t ^-0,4 для перерахунку рівнів радіації

на різний час після аварії (руйнування) АЕС

t, год	Kt	t, год	Kt	t, год	Kt	t, год	Kt
0,5	1,32	4,5	0,545	8,5	0,427	12,5	0,33
1,0	1,0	5,0	0,525	9,0	0,417	13,0	0,303
1,5	0,85	5,5	0,508	9,5	0,408	13,5	0,282
2,0	0,76	6,0	0,49	10,0	0,4	14,0	0,213
2,5	0,7	6,5	0,474	10,5	0,39	14,5	0,182
3.0	0,645	7,0	0,465	11,0	0,385	15,0	0,162
3,5	0,61	7,5	0.447	11,5	0,377	15,5	0,146
4,0	0,575	8,0	0,434	12,0	0,37	16,0	0,137

3. За формулою (2) визначимо дозу опромінення за 6 год. роботи:

Задача №2. Розрахунок тривалості перебування людей в ЗРЗ по заданій дозі випромінювання.

Приклад №2. Визначити допустиму тривалість роботи людей на радіоактивно забрудненій місцевості, якщо виміряний рівень радіації при вході в зону після аварії на АЕС через t_n =2 год. стано­витиме Р_п = 3 рад/год. Допустима доза опромінення Д_зад= 10 рад.

Розв'язання:

1 . Визначаємо значення a:

P₁ = P₂ /K₂ ,

(K₂ визначаємо з таблиці 4.2.1),

2. За таблицею 4.2.2 при а = 0,4 і t_n = 2 год визначаємо тривалість роботи t_трив = 4 год.

Таблиця 4.2.2.

Допустима тривалість перебування людей на радіоактивно забрудненій місцевості при аварії (руйнуванні) АЕС, (год, хв).

	Час, що пройшов з моменту аварії до початку опромінення, год
	1	2	3	4	5	8	12	24
0,2	7.30	8.35	10.00	11.30	12.30	14.00	16.00	21.00
0,3	4.50	5.35	6.30	7.10	8.00	9.00	10.30	13.30
0,4	3.30	4.00	4.35	5.10	5.50	6.30	1.30	10.00
0,5	2.45	3.05	3.35	4.05	4.30	5.00	6.00	1.50
0,6	2.15	2.35	3.00	3.20	3.45	4.10	4.50	6.25
0,7	1.50	2.10	2.30	2.40	3.10	3.30	4.00	5.25
0,8	1.35	1.50	2.10	2.25	2.45	3.00	3.30	4.50
0,9	1.25	1.35	1.55	2.05	2.25	2.40	3.05	4.00
1,0	1.15	1.30	1.40	1.55	2.10	2.20	2.45	3.40

Задача №3. Визначення часу початку входу в ЗРЗ по заданій дозі випромінювання.

Приклад №3. Невоєнізованому формуванню потрібно працювати в ЗРЗ після аварії на АЕС t_mpuв = 6 год. Допустима доза опромінення Д_зад = 10 рад. Визначити час входу в ЗРЗ, якщо рівень радіації на 1 годину після аварії P₁ = 10 рад/год.

Розв'язання:

1. В изначаємо дозу випромінювання при входженні в ЗРЗ через 1 годину після аварії:

2. Враховуючи співвідношення Д = PΔT = P₁t_mpuв:

Д_зад = P_хt_трив = К_хР₁t_трив = К_xД.

К_х=Д_зад/Д= 10 /38,8 = 0,26.

З табл. 4.2.1, використовуючи інтерполяцію, визначимо час входження в ЗРЗ — З0 годин після аварії АЕС.

Задача №4. Розрахунок кількості змін, які працюють в ЗРЗ по заданій дозі випромінювання.

Приклад №4. Невоєнізованому формуванню потрібно працювати 10 годин (t_mрив = 10 год) в ЗРЗ після аварії АЕС. Допустима доза Д_уст = 25 рад. Визначити, скільки потрібно змін для виконання роботи при вході в зону через 2 години (t_n = 2 год) після аварії, коли рівень радіації був 10 рад/год. (Р_п = 10 рад/год).

Розв'язання:

1. Визначимо дозу випромінювання за 10 годин роботи:

t_k = t_n + t_трив =2+ 10= 12 год.

P_k =P_nK_k/K_n ,

Р₁₂ = 10 × 0,37/0,76 = 5 рад/год.

Д= 1,7(P_kt_k – P_nt_n)

Д= 1,7(5 × 12 - 10 × 2) = 68 рад.

2. Розрахуємо кількість змін (N):

N =Д/Д_у = 68/25 = 3.

3. Час роботи першої зміни:

За табл. 4.2.2 визначаємо тривалість роботи:

1. зміна (по а = 0,53 і t_n = 2 год) — 3 години;

2. зміна (по а = 0,53 і t_n = 5 год) — 3 години;

3. зміна (по а = 0,53 і t_n = 8 год) — 4 години.

Задача №5. Визначення часу можливого входження в ЗРЗ по заданій дозі випромінювання.

Приклад №5. Формуванню потрібно перетнути на автомобілі зі швидкістю 30 км/год ділянку місцевості в ЗРЗ довжиною 45 км. Відомо, що рівні радіації через 1 год. після аварії на АЕС на пунктах №1 — Р₁= 10 рад/год; №2 — Р₁ = 12 рад/год; №3 — Р₁ = 18 рад/год; №4 — Р₁ = 14 рад/год; №5 — Р₁ = 16 рад/год.

Визначити час початку руху при умові, що допустима доза не перевищить 5 рад (Д_уст = 5 рад).

Розв'язання:

1. Визначаємо середній рівень радіації на маршруті:

Р_сер =Р_1(I) + Р_1(II) + Р_1(III) + Р_1(IV) + Р_1(V) =

= (10 + 12 + 18 + 14 + 16)/5 =14 рад/год.

2. Розрахуємо дозу випромінювання при в'їзді через 1 годину

після аварії:

3. По значенню К_х=Д_уст/Д= 5/10,5 = 0,476.

По К₃ = 0,476 визначимо час початку руху через 6,5 години після аварії. Це час з моменту аварії до перетинання формуванням середини ділянки маршруту в ЗРЗ. Увесь шлях займе 1,5 год. Час перетинання ділянки:

t_n = 5 год. 45 хв. -t_K = 7 год. 15 хв. після аварії.

Задача №6. Розрахунок радіоактивних втрат людей при діях в ЗРЗ.

Приклад №6. Особовий склад формування за час проведення рятувальних робіт отримав протягом 4 діб сумарну дозу опромінення 150 рад. Визначити процент радіаційних втрат.

Розв'язання:

За таблицею 4.2.3 радіаційні втрати на 30-ту добу після початку опромінення становитимуть 15%, смертельні випадки не прогнозуються. У відповідності до табл. 4.2.4 буде обмеження трудомісткістю 1 ступеня.

Таблиця 4.2.3.

Радіаційні втрати

Сумарна доза випр., рад	100	125	150	175	200	225	250	275	300
Вихід з ладу, %	-	5	15	30	50	70	85	90	100

Таблиця 4.2.4.

Радіаційні ураження людей (%) при опроміненні дозою вище 100 рад

Доза, рад	Час почат­ку опоромі- нення	Тривалість опромі- нення	Час втрати працездатності					Смерт­ність, %
			години		дні
			6	12	1	15	30
125	до 4 діб	4 доби	-	-	-	-	5
150	до 4 діб	4 доби	-	-	-	-	15
200	до 4 діб	30 хв.	5	5	5	5	50	Од. випадок
		1 год.	5	5	5	5	50	-˝-
		6 год.	-	5	5	5	50	-˝-
		12 год.	-	2	5	5	50	-˝-
		1 доба	-	-	4	5	50	-˝-
		4 доби	-	-	2	5	50	-˝-
250	4 год.	30 хв.	10	10	10	10	85	10%
		1 год.	10	10	10	10	85	-˝-
		6 год.	1	10	10	10	85	-˝-
		12 год.	-	3	10	10	85	-˝-
		1 доба	-	-	5	10	85	-˝-

Задача №7. Визначення дози опромінення за 70 років при проживанні на території ЗРЗ.

Приклад №7. Визначити дозу опромінення сільського населення при проживанні на місцевості з рівнем початкового забруднення по цезію-137 5 Кі/км² за період з 10 до 70 років після аварії, коли доза в основному буде визначатися цезієм-137.

Дано: N₀ = 5 Кі/км²; t_n = 10 років; t_к = 70 років; Т_1/2 = 30 років; K_осл= 2,5; Е= 0,7 Me; μ = 0,95 ×10 ^-4 I/см, п= 1.

Розв'язання:

1. В изначимо Р₀= 0,2мμN₀n = 0,2 × 0,95 × 10 ^-4 × 0,75 × 5 × 1 = 0,7 × 10^-4 рад/год = 0,7 × 10^-4 × 8,75 × 10³ = 0,6 рад/год.

= 1,44 × 30 × 0,6 × (2^-10/30 – 2^-70/30)/2,5 = 6,5 рад (бер).

При іншому рівні забруднення по цезію-137 N_o (Кі/км²) доза зовнішнього випромінювання за вказаний час буде пропорційна величині N₀/5.

Доза внутрішнього опромінення людей обумовлена надходженням радіонуклідів в організм людини при вдиханні забрудненого повітря, вживанням забруднених продуктів харчування і води і тому найбільш складна для оцінки.

Орієнтовно можна прийняти, що при довготривалому проживанні населення на забрудненій території при умові виконання ним відповідних рекомендацій і проведення необхідних агрохімічних заходів можлива доза внутрішнього опромінення не перевищує 0,15 бер/г (при N₀ = 5 Кі/км²), а за 70 років — 10 бер. При іншому рівні забруднення доза пропорційна N₀/5.

Таблиця 4.2.5.

Коефіцієнти ослаблення випромінювання укриттями

і транспортними засобами

№	Найменування укриттів і транспортних засобів	Косл
1	2	3
1	Відкрите розташування на місцевості	1
2	Відкриті окопи, траншеї, щілини	3
3	Дезактивовані (або відкриті на зараженій місцевості) траншеї, окопи, щілини	80
4	Перекриті щілини	50
5	Автомобілі та автобуси	2
6	Залізничні платформи	1,5
7	Криті вагони	2
8	Пасажирські вагони	3
9	Виробничі одноповерхові будівлі (цехи)	7
10	Виробничі адміністративні будівлі	6

1	2	3
11	Одноповерхові кам'яні житлові будинки	10
12	Двоповерхові кам’яні житлові будинки	15
13	Підвали	100
14	Підвали під одноповерховими будинками	40
15	Триповерхові кам'яні житлові будинки	20
16	Підвали	400
17	П'ятиповерхові кам'яні житлові будинки	27
18	Підвали	400
Житлові дерев'яні будинки
19	Одноповерхові	2
20	Підвали	7
21	Двоповерхові	8
22	Підвали	12
В середньому для населення
23	Міського	8
24	Сільського	4