Глава 3. Оценка обстановки при

ЧРЕЗВЫЧАЙНЫХ СИТУАЦИЯХ

В комплексе мероприятий защиты населения и объектов народного хозяйства от последствий чрезвычайных ситуаций важное место занимают выявление и оценка радиационной, хи­мической, инженерной и пожарной обстановки, каждая из кото­рых является важнейшей составной частью общей оценки об­становки, складывающейся в условиях чрезвычайных ситуаций мирного и военного времени.

Оценка обстановки является обязательным элементом рабо­ты командно-начальствующего состава формирований и штабов ГО и проводится с целью своевременного принятия необходи­мых мер защиты и обоснованных решений о проведении СиДНР, медицинских и других мероприятий по оказанию помощи пора­женным и при необходимости эвакуации населения и матери­альных ценностей.

Рассмотрим методики оценки обстановки в условиях чрез­вычайных ситуаций.

3.1. Оценка радиационной обстановки

Под радиационной обстановкой понимают совокупность последствий радиоактивного загрязнения (заражения) местности, отзывающих влияние на деятельность объектов народного хо­зяйства, сил ГО и населения.

Радиационная обстановка характеризуется масштабами (размерами зон) и характером радиоактивного загрязнения (заражения) (уровнем радиации). Размеры зон радиоактивного загрязнения (заражения) и уровни радиации являются основ­ными показателями степени опасности радиоактивного зараже­ния для людей.

Оценка радиационной обстановки включает:

определение масштабов, и характера радиоактивного загрязнения (заражения);

анализ их влияния на деятельность объектов, сил ГО и на­селения;

выбор наиболее целесообразных вариантов действии, при которых исключается радиационное поражение людей.

Оценка радиационной обстановки производится методом про­гнозирования и по данным разведки.

3.1.1. Оценка радиационной обстановки

при аварии (разрушении) АЭС

Изменение уровней радиации на радиоактивно загрязненной местности в общем виде характеризуется зависимостью:

где Р₀ — уровень радиации в момент времени t₀ после аварии (взрыва);

P_t — то же в рассматриваемый момент времени t после ава­рии (взрыва);

n — показатель степени, характеризующий величину спа­да радиации во времени и зависящий от изотопного состава радионуклидов (при ядерном взрыве, как из­вестно, n = 1,2).

Тогда доза излучения за время от t₁ до t₂ составит:

После интегрирования получим:

Подставив значения:

найдем

Для ядерного взрыва при n = 1,2 формула 3.3 приобретает вид

D = 5 (P₁t₁ - P₂t₂)

или

D = 5 (P_нt_н - P_кt_к)

что соответствует формуле 3.12 при К_ОСЛ=1.

Здесь P_H и Р_К—уровни радиации соответственно в начале (t_H) и в конце (t_K) пребывания в зоне заражения.

Величина спада радиации при аварии (разрушении) АЭС, где, как известно, другой изотопный состав радионуклидов, чем при ядерном взрыве, должна, по-видимому, в каждом конкрет­ном случае определяться по данным радиационной разведки.

Для этого из формулы 3.1 получим:

где —отношение уровня радиации при первом измерении к уровню радиации при втором измерении;

- отношение времени после аварии при втором измерении к времени после аварии при первом измере­нии.

Применительно к аварии на ЧАЭС величину га можно ориен­тировочно определить на основе данных, опубликованных вскоре после аварии. По этим данным величина n ≈ 0,4.

При таком законе спада уровни радиации за 7-кратный про­межуток времени уменьшаются примерно в 2 раза, а не в 10 раз, как при ядерном взрыве. В этом заключается одна из основные особенностей радиоактивного загрязнения местности при ава­рии (разрушении) АЭС.

Таким образом, при оценке радиационной обстановки при аварии (разрушении) АЭС можно ориентировочно принять, что

(3.5)

и

или окончательно с учетом К_ОСЛ:

В этом случае оценка радиационной обстановки по данным разведки проводится по той же методике, как и при ядерном взрыве, но с использованием аналогичных таблиц, характери­зующих закон спада радиации при аварии (разрушении) на АЭС (см. табл. 3.1—3.2 и график рис. 3.1).

Задача. Формированию ГО предстоит работать T=6 ч на радиоактивно загрязненной местности (К_ОСЛ=1). Определить дозу излучения, которую по­лучит личный состав формирования при входе в зону через t_H = 4 ч после аварии, если уровень радиации к этому времени составил P₄ = 5 рад/ч.

Решение По формуле 3.6 находим дозу излучения, которую получит лич­ный состав формирования за время работ. Для чего предварительно опре­делим t_K и R_K:

t_K = t_H + T = 4 + 6 = 10 ч

Из соотношения имеем:

(значения К10 и К4 находим по табл. 3.1)

Тогда D = 1,7 (3,5 • 10 – 5 • 4) = 1,7 (35 – 20) = 25,5 рад

Задача. Определить допустимую продолжительность работы личного со­става формирования ГО на радиоактивно загрязненной местности, если из­меренный уровень радиации при входе в зону через t_H = 2 ч после аварии со­ставлял P₂ = 3 рад/ч. Заданная доза излучения D_зад = 30 рад.

Решение. 1 Находим отношение

(К₂ определяем по табл. 3.1).

Рис 3.1. График определения продолжительности пребывания

в зоне радио­активного загрязнения при аварии на АЭС.

2. По таблице 3.2. при а = 0,4 и t_H = 2 ч получим продолжительность работы T = 4 ч или по графику рис. 3 1 при тех же значениях а и t_H получим T=4 ч

Отметим, что формула 3.6, строго говоря, справедлива для суммарного воздействия всех радионуклидов аварийного выброса до момента практически полного распада основной их массы. После этого доза радиации в основном будет определяться «вкладом» обычно одного, наиболее долгоживущего гамма-ак­тивного радионуклида с периодом полураспада, на порядок и более отличающегося от основной массы и обладающего при этом довольно высокой средней энергией гамма-излучения. Спад активности этого радионуклида во времени, естественно, будет отличаться от спада всей суммы радионуклидов.

Применительно к Чернобыльской аварии большинство ра­дионуклидов, имея небольшой период полураспада (несколько минут, часов, дней), распались уже в течение нескольких меся­цев. Из относительно долгоживущих гамма- и бета-активных радионуклидов остались: церий-144 с Т=284 суток, цезий-134 с Т=2 года и наиболее долгоживущий цезий-137 с Т=30 лет. Из бета-активных радионуклидов наиболее долгоживущим яв­ляется стронций-90 с Т=28 лет, которого, кстати, в выбросе бы­ло относительно немного, поэтому опасности с точки зрения внешнего облучения он не представляет.

Правда, при радиоактивном распаде стронций-90, прежде чем превратиться в стабильный элемент цирконий-90, вначале превращается в радиоактивный иттрий-90 с Т=64 ч, являющий­ся гамма- и бета-активным. Однако средняя энергия гамма-из­лучения его ничтожно мала и составляет 1,7 • 10^-6 МэВ (у цезия-134 и цезия-137 она равна примерно 0,7 МэВ).

Исходя из этого можно ориентировочно оценить время сум­марного воздействия основной массы радионуклидов до их прак­тически полного распада, взяв в качестве определяющего кри­терия спад активности наиболее долгоживущего (после це­зия-137) радионуклида, т. е. цезия-134 с Т=2 года.

Известно, что уже через 5 периодов полураспада активность радионуклида уменьшается в 32 раза (в 2⁵ раза) и составляет около 0,03 от его первоначальной активности. Таким образом, можно ориентировочно принять, что практически суммарное воздействие основной массы радионуклидов аварийного выбро­са будет иметь место в течение примерно 10 лет (2 года • 5= =10 лет). После чего доза внешнего облучения будет в основ­ном определяться наиболее долгоживущим гамма-активным ра­дионуклидом с относительно высокой средней энергией гамма-излучения—цезием-137 с Т=30 лет.

Поэтому представляет практический интерес оценка воз­можной дозы излучения, которую может получить население при длительном его проживании (в том числе в течение жизни) на загрязненной территории от наиболее долгоживущего гамма-активного радионуклида в аварийном выбросе (для Чернобы­ля—цезий-137), и определение при необходимости его вклада в суммарную дозу излучения.

С этой целью воспользуемся законом радиоактивного распа­да, в соответствии с которым изменение активности радионук­лида (или уровня загрязнения) может быть представлено зави­симостью:

где N₀ — первоначальная (исходная) активность (исходный уро­вень загрязнения) радионуклида;

N_t — активность (уровень загрязнения) в рассматриваемый момент времени t;

t — время, отсчитываемое от исходной активности (исход­ного уровня загрязнения);

Т —период полураспада радионуклида. Заменяя уровень загрязнения соответствующим ему уров­нем сопровождающего гамма-излучения, получим:

где P₀ — первоначальный (исходный) уровень радиации, соот­ветствующий первоначальной поверхностной активно­сти (уровню загрязнения) радионуклида;

P_t — уровень радиации в рассматриваемый момент време­ни t. Тогда доза излучения за время от t₁ до t₂ составит:

или окончательно с учетом К_ОСЛ:

Для проведения практических расчетов по формуле 3.9 не­обходимо знать величину P₀, соответствующую данному уровню загрязнения радионуклидом.

Для решения этой задачи воспользуемся зависимостью:

где Е — энергия гамма-квантов, МэВ;

J —поток гамма-квантов через 1 см² в 1 с;

—линейный коэффициент ослабления гамма-лучей возду­хом, можно определить по таблице 3.3.

При постоянной интенсивности гамма-излучения уровень или степень загрязнения N (в расп/см² • мин) будет равна:

откуда

Здесь п — число гамма-квантов, приходящихся на один распад. Подставляя J в формулу 3.10, получим:

Учитывая, что

окончательно будем иметь:

где рад/ч, N, Ки/км²

Задача. Определить дозу излучения сельского населения при проживании его на местности с уровнем первоначального загрязнения по цезию-137 5 Ки/км² за период от 10 до 70 лет после аварии, когда доза в основном будет определяться цезием 137.

Дано N₀ = 5 Ки/км²; К_ОСЛ = 2,5,

t₁ = 10 лет; E = 0,7 МэВ,

t₂ = 70 лет; = 0,95 • 10^-4 1/см;

T = 30 лет n=1

Определить Р₀ и D

Решение. 1 По формуле 3.11. находим:

2. По формуле 3.9. получим:

При другом уровне загрязнений по цезию-137 N, Ки/км² до­за внешнего излучения за указанное время будет пропорцио­нальна величине N/5.

Доза внутреннего излучения людей обусловлена поступле­нием радионуклидов в организм человека при вдыхании загряз­ненного воздуха и потреблением загрязненных продуктов пита­ния и воды и поэтому наиболее трудна для оценки.

Ориентировочно можно принять, что при длительном про­живании населения на загрязненной территории при условии выполнения им соответствующих рекомендаций и проведении необходимых агрохимических мер возможная доза внутренне­го облучения не превысит в среднем 0,15 бэр/год (при N = 5 Ки/см²), а за 70 лет— 10 бэр. При другом уровне загрязне­ния доза пропорциональна N/5.