Добавил:
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:
2109.pdf
Скачиваний:
106
Добавлен:
07.01.2021
Размер:
3.13 Mб
Скачать

При ведении аварийно-спасательных и других неотложных работ в очагах поражения основой режима защиты является строгая регламентация времени пребывания личного состава в зонах

радиоактивного заражения с высокими уровнями радиации, организация посменной работы, непрерывный контроль за полученными дозами облучения, использование средств индивидуальной защиты и защитных свойств техники, транспорта, уцелевших зданий и сооружений.

Споражен я необход мое количество смен на первые сутки при уровнях радиации от 25 до 3000 Р/ч.

В режимах ведения спасательных и других неотложных работ в зонах радиоакт вного заражен я приведено время ввода формирований в очаги

Продолж тельность работы первой смены принята равной 2 ч. При необход мости, в зав с мости от о становки, продолжительность работы первой смены может ыть принята меньше или больше 2-х ч.

различных точкахбзамерены неодинаковые уровни радиации, режим выбирается и устанавливается по максимальному уровню радиации. В тех случаях, когда радиоактивному заражению подвергается часть населенного пункта, режим защиты может быть установлен только на

Реж мы защ ты определяются по конкретным уровням радиации, замеренным с помощью дозиметрических приборов на территории

населенного пункта

о ъекта экономики.

ли

Если на терр тор

населенного пункта объекта экономики в

зараженной территории, если не исключена возможность попадания

населения с незараженной на зараженную территорию.

А

2. Определение площади зоны возможного радиационного заражения

Исходные данные для определения радиационной обстановки

(вариант задается преподавателем):

 

Д

– координаты местоположения РОО;

И

– тип реактора, его энергетическая емкость;

– время начала выброса радиоактивных веществ в атмосферу;

– направление и скорость ветра;

– степень вертикальной устойчивости приземной атмосферы. Оценить радиационную обстановку при разрушении (аварии)

радиационно опасного объекта (РОО). Рассчитать параметры зон внешнего и внутреннего радиоактивного заражения по исходным данным:

Вариант 1. На расстоянии 40 км от объекта экономики в 1 ч произошла авария на ядерном реакторе РБМК–1500 с выбросом 10% РВ на высоту 200 м. Объект экономики оказался на оси следа радиоактивного облака. Средняя скорость ветра 4 м/с. Конвекция в атмосфере. Оценить

41

радиационную обстановку и ожидаемые потери, если продолжительность облучения составила 9 ч [5].

Вариант 2. На расстоянии 75 км от объекта экономики в 10 ч произошла авария на ядерном реакторе РБМК–1000 с выбросом 10% РВ на высоту 250 м. Объект экономики оказался на оси следа радиоактивного облака. редняя скорость ветра 3 м/с. Изотермия в атмосфере. Оценить

Срадиационную обстановку и ожидаемые потери, если продолжительность

облучения составила 10 ч [5].

Вар ант 3. На расстоянии 60 км от объекта экономики в 2 ч произошла авар я на ядерном реакторе РБМК–1500 с выбросом 10% РВ

радиационную обстановку и ожидаемые потери, если продолжительность

истечениена высоту 200 м. Объект экономики оказался на оси следа радиоактивного облака. редняя скорость ветра 3 м/с. Инверсия в атмосфере. Оценить

облучен я состав ла 8 ч [5].

продуктов в момент разрушения корпуса реактора и последующее их про сход т до двух недель. Доля радиоактивных продуктов, поступивш х в атмосферу, для реактора РБМК–1000 при мгновенном выбросе состав т 25%, а при последующем истечении – 75% от общей

активности радионуклидов, вы рошенных из реактора.

Пр мембследующее допущение: мгновенный выброс части РА

Данные для реактора ВВЭР–1000: соответственно 15% и 25%.

Высота центра мгновенного вы роса и распространения РА облака – 1 км,

а радиоактивной струи, формирующейся при истечении продуктов из

реактора, – 200м.

Д

Расчет проводитсяАв следующей последовательности [5]:

1. Время начала облучения персонала объекта экономики (ОЭ)

определяется по формуле

 

И

 

t =R/v,

 

 

где Rрасстояние до объекта экономики, км; vскорость ветра, м/с.

2. Доза ингаляционного (внутреннего) облучения определяется по

формуле

Двит = 2Wэл R-(R/200+1,4),

где Wэл – мощность реактора, МВт; R – расстояние от АЭС до объекта экономики (ОЭ), км.

Значения дозы ингаляционного (внутреннего) облучения людей приведены в табл. 5.

42

Таблица 5

Дозы внутреннего (ингаляционного) поражения людей, Гр

 

Мощность

 

 

 

 

 

 

 

 

Расстояние от поврежденного реактора, км

 

 

 

 

 

 

 

 

реактора,

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

МВт

 

6

 

 

8

 

10

 

16

 

18

20

 

25

 

30

40

50

 

60

 

 

70

80

100

 

 

440

 

67

 

44

 

31

 

13

 

12

10

 

6,50

 

4,50

2,50

1,70

 

0,80

 

0,50

0,30

0,15

 

 

1000

 

 

 

 

100

 

71

 

30

 

27

22

 

15

 

10

5,5

3

 

2

 

 

1,2

0,75

0,30

 

 

1500

 

 

 

 

 

 

 

 

 

44

 

33,5

27

 

22

 

15,5

8

4,7

 

3

 

 

1,8

1,1

0,50

 

 

2000

 

 

 

 

 

 

 

 

 

58

 

54

45

 

30

 

20

11

6,5

 

4

 

 

2,5

1,5

0,60

 

 

3000

 

 

 

 

 

 

 

 

 

87

 

81

67

 

44

 

31

16,5

9,5

 

4,7

 

 

3,7

2,2

1,0

 

 

4000

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

90

 

59

 

41

22

12,5

 

7,5

 

 

4,7

3,0

1,2

 

 

ингаляционного

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

С3. На карту (план

 

местности)

нанести

зоны

 

 

вероятного

 

 

 

 

 

 

 

 

поражен я людей в соответствии с данными табл. 6, а

 

также положен е ОЭ, АЭС и другие необходимые данные (рис. 2).

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Таблица 6

 

 

Размеры зон возможного ингаляционного радиоактивного облучения, км

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Зона поражения

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Мощность

 

 

 

 

 

 

А

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Д аметр

 

легкой

средней

 

тяжелой степени

 

 

 

реактора, МВт

 

 

 

круга

 

степени

степени

 

(цвет коричневый)

 

 

 

 

 

 

 

б(цвет синий) (цвет желтый)

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

длина

ширина длина

ширина

 

длина

 

ширина

 

 

440

 

 

 

 

 

1,9

 

 

30

 

 

3,3

 

20

 

2,5

10

 

 

 

 

1,9

 

 

 

 

1000

 

 

 

 

 

2,6

 

 

46

 

 

4,3

 

30

 

3,3

17

 

 

 

 

2,6

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Д

 

 

 

 

 

 

1500

 

 

 

 

 

2,7

 

 

55

 

 

4,8

 

36

3,5

21

 

 

 

 

2,7

 

 

 

 

2000

 

 

 

 

 

2,8

 

 

63

 

 

5,3

 

40

3,9

24

 

 

 

 

2,8

 

 

 

 

3000

 

 

 

 

 

3,3

 

 

70

 

 

5,4

 

50

4,5

29

 

 

 

 

3,3

 

 

 

 

4000

 

 

 

 

 

3,6

 

 

78

 

 

5,5

 

56

4,8

34

 

 

 

 

3,6

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

И

Рис. 2. Зона поражения при аварии на АЭС

43

Косл

4. Оценить степень поражения и срок работоспособности незащищенных людей в зависимости от полученной ими дозы ингаляционного (внутреннего) облучения по табл. 7.

Таблица 7

Возможные потери незащищенных людей в зависимости от полученной ими дозы ингаляционного (внутреннего) облучения

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

С

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Величина

Потери,

 

Степень поражения; срок сохранения

 

 

дозы, Гр

%

 

 

 

 

 

работоспособности, сут

 

3

1

 

 

 

 

 

 

 

 

4

1,8

 

 

 

 

 

 

 

 

 

и

 

 

 

 

 

 

5

2,8

 

 

 

 

 

Легкая, до 10

 

6

4

 

 

 

 

 

 

 

 

7

5,5

 

 

 

 

 

 

 

 

9

9

 

 

 

 

 

 

 

 

 

10

11,3

 

 

 

 

 

 

 

 

 

13

19

 

 

 

 

 

 

 

 

 

16

29

 

 

 

 

 

Средняя, до 7

 

 

17

32,7

 

 

 

 

 

 

 

 

 

18

36,6

 

 

 

 

 

 

 

 

 

19

41

А

 

 

 

 

 

 

 

 

 

20

45

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

б

 

 

 

25

70

 

 

 

 

 

27

82

 

 

 

 

 

Тяжелая, до 7

 

 

28

88

 

 

 

 

 

 

 

 

30

100

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Д

 

 

5. Доза внешнего облучения определяется суммированием дозы

 

внешнего облучения (Д'внш) при прохождении радиоактивного облака и

 

дозы внешнего облучения

(Д”внш),

полученной за время нахождения

 

людей на зараженной местности.

 

 

 

 

И

 

 

 

 

 

 

 

 

5.1. Доза внешнего облучения при прохождении радиоактивного

 

облака определяется по формуле

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Д '

 

 

 

Wэл

R 1,2 (Гр)

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

внш

 

100Kосл

,

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

где Косл - коэффициент ослабления доз радиации.

Коэффициент ослабления показывает во сколько раз доза облучения внутри здания, сооружения, транспортного средства меньше, чем на открытой местности. Коэффициент ослабления можно найти по табл. 8 или определить по формуле

=2h/d,

где h – толщина материала, см; d – слой половинного ослабления, см.

44

Таблица 8

Коэффициенты ослабления доз радиации (Косл)

 

На открытой местности

1

 

Автомобиль, крытый вагон

2

 

Бульдозер, автогрейдер

4

 

Открытые щели, траншеи

3–4

С

 

 

Дезактивированные щели, траншеи

20

 

Перекрытые щели, траншеи

40

 

Укрытия, убеж ща

400–1000

 

Производственное здан е, цех

5–8

 

Дома жилые каменные:

осл

 

Примечан

 

одноэтажные

 

10–13/40–50

 

трехэтажные

 

20–30/400–600

 

пятиэтажные

 

25–50/400–600

 

Дома жилые деревянные:

 

 

Одноэтажные

б

2/7

 

 

 

двухэтажные

 

7–13/12–16

. Ч сл телем показан диапазон изменения К для этажей дома, а знаменателем - для подвала. Н жняя граница диапазона характеризует Косл нижних этажей

(например, для 3-этажного цеха: 5 для 1-го этажа, 8 для 2-го, 6 для 3-го). Для подвалов

 

 

А

 

 

 

многоэтажных домов следует рать

ольшее значение этого коэффициента.

 

 

Значения доз внешнего о лучения при открытом расположении

людей приведены в та л. 9.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Таблица 9

 

 

 

 

 

Д

 

Дозы внешнего облучения при открытом расположении людей, Гр

 

Мощность

 

 

 

 

Расстояние от реактора, км

 

 

 

реактора, МВт

5

10

 

20

 

25

30

 

40

50

70

440

0,65

0.26

 

0,12

 

0,09

0,04

 

0,03

0,02

0,01

1000

1,5

0,60

 

0,28

 

0,21

0,12

 

0,10

0,09

0,06

1500

2,25

0,90

 

0,42

 

0,31

0,15

 

0,12

0,11

0,10

4000

6

2,4

 

1,10

 

0,85

0,40

 

0,30

0,25

0,21

Уровень радиации на территории объекта экономики через час после аварии определяется по формуле

Р = 0,54*W

.e-0,0165R.

1

эл

И

Уровни радиации на оси следа через 1 ч после аварии приведены в табл. 10.

45

Таблица 10

Уровни радиации на оси следа через 1 ч после аварии, Р/ч

 

Мощность

 

 

 

Расстояние от аварийного реактора, км

 

 

 

 

реактора,

 

10

20

30

40

50

 

60

70

 

 

100

150

200

300

500

 

МВт

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

440

 

200

170

145

120

100

 

90

75

 

 

45

20

9

1,7

0,06

 

1000

 

460

390

330

280

235

 

200

170

 

100

45

20

4

0,14

 

1500

 

690

580

500

420

360

 

300

250

 

150

70

30

6

0,2

 

2000

 

920

780

660

560

470

 

400

340

 

200

90

40

8

0,3

 

3000

 

1370

1160

990

840

710

 

600

510

 

310

140

60

12

0,4

 

4000

 

1830

1150

1320

1120

950

 

800

680

 

410

180

80

15

0,55

 

уровни

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

С6. Определен е дозы внешнего облучения за время нахождения

 

людей на зараженной территории выполняется по формуле

 

 

 

 

 

 

объекте

 

 

 

,

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

//

 

Рв х Рв ых

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Д в нш

200 К осл

t

 

 

 

 

 

 

 

где Рвх, Рвых

 

радиации на

 

в момент начала и окончания

облучения людей, Рвх.вых = P1·Kt, где Kt – коэффициент для пересчёта уровней радиации на разл чное время после аварии (разрушения), табл. 11; t – время нахождения людей на зараженной территории, ч.

 

 

 

 

 

 

 

 

Таблица 11

 

Коэффициенты пересчета уровней радиации на различное время

 

 

 

после аварии (разрушения)

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

t, ч

 

Kt

 

t, ч

Kt

 

t, ч

Kt

 

 

0,5

 

2,3

 

9

0,072

 

18

0,031

 

 

 

 

 

 

АЭС

 

 

 

 

1

 

1

 

10

0,063

 

20

0,027

 

 

2

 

0,435

 

11

0,056

 

22

0,024

 

 

3

 

0,267

 

12

0,051

 

24

0,022

 

 

4

 

0,189

 

13

0,046

 

26

0,020

 

 

5

 

0,145

 

14

0,042

 

28

0,018

 

 

 

 

 

 

 

Д

 

 

 

6

 

0,116

 

15

0,039

 

32

0,015

 

 

7

 

0,097

 

16

0,036

 

36

0,013

 

 

8

 

0,082

 

17

0,033

 

48

0,01

 

 

 

 

 

 

 

 

И

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Определение суммарной дозы внешнего облучения людей, оказавшихся на открытой местности, по результатам расчета (п. 5.1 и 5.2).

Размеры зон радиоактивного заражения при внешнем облучении приведены в табл. 12.

46

 

 

 

 

 

 

 

 

Таблица 12

 

Размеры зон радиоактивного заражения при внешнем облучении, км

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Мощность

Г (чрезвычайно

В (опасного

Б (сильного

А (умеренного

 

реактора,

опасного)

заражения)

заражения)

заражения)

 

МВт

длина

ширина

длина

ширина

длина

ширина

длина

ширина

 

440

60

7,5

140

18

200

25

340

42

С

 

 

 

 

 

 

 

1000

120

15

190

24

250

31

400

50

2000

160

20

230

29

300

37

440

55

3000

180

22

260

32

320

40

460

56

4000

200

25

270

34

340

42

480

60

облучения

 

 

 

 

 

 

 

 

7. Возможные потери среди персонала от суммарного внешнего

 

определяются по та л. 13.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Таблица 13

 

уммарные потери людей от радиации в зависимости от дозы облучения

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

б

 

 

 

 

 

 

Доза

При одно-

Продол-

Время выхода из строя после начала

Смертность

 

облуч.,

разовом

ж тель-

 

 

облучения, %

 

 

 

облучаемых,

 

Гр

облу-

ность воз-

 

часы

 

 

сутки

 

%

 

 

чен до

действ я

3

6

12

1

14

 

30

 

 

 

 

 

А

 

 

9

 

 

1

2

3

 

4

5

6

7

8

 

10

 

1

4 сут

До 4 сут

-

-

-

-

-

Единич.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

случаи

 

 

1,25

4 сут

До 4 сут

-

-

-

-

-

 

5

 

 

1,5

4 сут

До 4 сут

-

-

-

-

-

 

15

 

 

 

 

 

 

 

Д

 

 

1,75

4 сут

До 30 мин

1

3

3

3

3

 

32

 

 

 

 

1 ч

-

3

3

3

3

 

32

 

 

 

 

2 ч

-

1

3

3

3

 

32

 

 

 

 

3 ч

-

1

3

3

3

 

32

 

 

 

 

6 ч

-

-

3

3

3

 

32

 

 

 

 

 

 

 

 

 

И

 

 

 

12 ч

-

-

1

3

3

 

32

 

 

 

 

1 сут

-

-

-

2

3

 

32

 

 

 

 

4 сут

-

-

-

1

3

 

32

 

 

2

4 сут

До 20 мин

3

5

5

5

5

 

50

Единичные

 

 

 

30 мин

2

5

5

5

5

 

50

случаи

 

 

 

1 ч

1

5

5

5

5

 

50

 

 

 

 

2 ч

-

1

5

5

5

 

50

 

 

 

 

3 ч

-

3

5

5

5

 

50

 

 

 

 

6 ч

-

-

5

5

5

 

50

 

 

 

 

12 ч

-

-

2

5

5

 

50

 

 

 

 

1 сут

-

-

-

4

5

 

50

 

 

 

 

4 сут

-

-

-

2

5

 

50

 

 

47

Окончание табл. 13

 

 

2

3

4

5

6

7

8

9

10

 

2,5

1 ч

10 мин

8

10

10

10

10

85

10

 

 

 

20 мин

7

10

10

10

10

85

 

 

 

 

30 мин

6

10

10

10

10

85

 

 

 

 

1 ч

4

10

10

10

10

100

 

 

 

 

2 ч

1

9

10

10

10

100

 

 

3

-

1 ч

10

20

20

20

20

100

20

 

 

 

3 ч

2

15

20

20

20

100

 

 

 

 

12 ч

-

6

15

20

20

100

 

 

 

 

4 сут

-

3

7

12

20

100

 

 

4

-

1 ч

25

40

40

40

40

100

40

С

 

 

 

 

 

 

 

 

6 ч

2

16

34

40

40

100

 

12 ч

-

7

18

28

40

100

 

 

5

-

1 ч

45

60

60

60

60

100

70

 

 

 

10 ч

12

33

53

60

60

100

 

 

 

 

Разработать

 

 

 

 

 

 

 

 

4 сут

2

16

32

45

60

100

 

6

-

1 ч

64

64

80

80

85

100

100

 

и

 

 

 

 

 

 

 

6 ч 23

23

73

80

85

100

 

 

 

 

4 сут

9

9

28

48

85

100

 

 

 

А

 

 

 

 

 

8.

 

 

мероприятия

по

обеспечению

радиационной

безопасности населения, персонала и окружающей среды [4,5].

Определить режим спасательных ра от.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Режим

аварийно-спасательных и других неотложных работ

 

 

 

 

 

Д

 

 

(АСиДНР) определяется по табл. 14.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Таблица 14

 

 

Режимы АСиДНР при авариях на РОО

 

 

 

 

 

Уровень

 

Время начала

 

Номер

 

Продолжительность работы смены,

 

 

радиации

 

работ после

 

смены

 

 

 

при каждом выходе, ч

 

 

 

после

 

аварии,

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

аварии, Р/ч

 

ч, мин

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1

 

2

 

3

4

 

 

 

 

5

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1-й

 

 

 

 

27-й выходы

 

 

 

 

 

 

 

 

выход

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

5

 

0,13

 

1

2

 

8

 

8

 

8

 

8

 

8

6

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

И

 

 

 

 

 

2

8

 

8

 

8

8 8 8 0

10

 

0,43

 

1

2

 

8

 

8

 

8

 

5,5

 

прекращаетСмена работвыполнение наборапосле

дозызаданной облучения

 

 

 

 

 

2

8

 

8

 

8

 

8

 

0

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3

8

 

8

 

8

 

8

 

0

 

 

 

 

40

 

3,46

 

1

2

 

8

 

8

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2

3,4

 

8

 

8

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3

6,2

 

8

 

8

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

4

8

 

8

 

8

 

 

 

 

 

 

 

 

48

Окончание табл. 14

 

1

2

 

3

4

 

 

 

 

5

 

 

 

 

 

 

50

 

 

1

2

 

 

 

 

прекращаетСмена работвыполнение заданнойнаборапосле облучениядозы

 

 

заданнойнаборапосле

 

 

 

 

 

 

2

3,1

 

8

 

8

 

прекращаетСмена работвыполнение

облучениядозы

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3

5

 

8

 

8

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

4

8

 

8

 

8

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

5

8

 

8

 

2,2

 

 

 

 

 

 

 

150

13,08

 

1

2

 

8

 

0

 

 

 

 

 

 

С

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2

2,4

 

3,6

 

3,8

 

 

 

 

 

 

 

3

2,8

 

4

 

4

 

 

 

 

 

 

 

4

3,4

 

4,4

 

4,3

 

 

 

 

 

 

 

5

4,1

 

4,9

 

4,5

 

 

 

 

 

 

 

6

5

 

5,5

 

5

 

 

 

 

 

 

 

7

6,1

 

6,2

 

0

 

 

 

 

 

 

 

350

27,40

 

1

2

 

6,9

 

0

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2

2,2

 

2,2

 

1,7

 

 

 

 

 

 

 

 

б

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3

2,4

 

2,3

 

1,7

 

 

 

 

 

 

 

 

 

4

2,6

 

2,4

 

1,8

 

 

 

 

 

 

 

и

5

2,8

 

2,5

 

1,8

 

 

 

 

 

 

 

 

 

6

3,1

 

2,7

 

1,9

 

 

 

 

 

 

 

 

 

7

3,4

 

2,8

 

1,9

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

А

 

 

 

 

 

 

 

 

 

8

3,7

 

2,9

 

2

 

 

 

 

 

 

 

 

 

9

4,1

 

3,1

 

2

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Контрольные вопросы и задания

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Д

 

 

 

 

1. Какие объекты относят к радиационно опасным объектам? Укажите.

 

 

 

 

2. Что понимают под радиационной обстановкой?

 

 

 

 

 

 

 

3. От каких факторов зависит степень радиационной опасности?

 

 

 

 

 

4. Свойства ионизирующего излучения?

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

5. Существующие виды облучения, их особенности?

 

 

 

 

 

 

 

6. Какие параметры определяют степень радиационной опасности при

 

внутреннем облучении человека?

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

7. Дайте определение понятия «поглощенная доза».

 

 

 

 

 

 

 

8. Дайте определение понятия «эффективная доза».

 

 

 

 

 

 

 

9. Что включается в зону радиационной аварии?

 

 

 

 

 

 

 

 

10. Укажите исходные данные для оценки радиационной обстановки.

 

 

 

 

11.Что понимают под режимом радиационной защитыИ?

 

12. Какие показатели обстановки определяют при аварии на АЭС?

 

 

 

 

13.

Каковы мероприятия по обеспечению радиационной безопасности

 

 

 

населения, персонала и окружающей среды?

49

Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]