Методика оценки радиационной обстановки

 

Основным вариантом радиационной обстановки на сельскохозяйственных объектах (СХО), удаленных от крупных городов и промышленных центров, является ситуация, при которой СХО (в случае нанесения ядерного удара) окажется вне зоны действия ударной волны, светового излучения и проникающей радиации, но подвергается опасному радиоактивному заражению. В этом случае необходимо произвести оценку влияния радиоактивного заражения на производственную деятельность СХО. При этом потребуется определить уровни радиации, возможные дозы облучения, которые получат работники при выполнении производственных работ, оценить защитные свойства жилых и производственных зданий, противорадиационных укрытий. По результатам этой оценки вырабатывается такой режим работы предприятия, который бы исключал радиационные потери среди работников предприятия и местного населения (Л. 39).

Для проведения такой оценки необходимо знать основные единицы измерения радиоактивности, дозы облучения, уровня радиации, степени радиоактивного заражения (Л.47).

Активностью вещества называется мера интенсивности его ядерных превращений, оценивается количеством ядерных распадов за единицу времени. В системе СИ за единицу активности принят 1 Беккерель = 1 распад/с. Более крупной единицей является 1 Кюри = 3,7 10 ¹⁰ Бк. Такой активностью обладает 1 г радия.

Активность вещества, отнесенная к единице поверхности называется поверхностной активностью или плотностью заражения, которая выражается в Бк/ см², или в Ки/км².

Дозой радиоактивного излучения называют количество энергии излучения, которое оно передает облучаемой массе. Как уже указывалось выше, дозы облучения бывают: экспозиционная доза и поглощенная. Экспозиционная доза характеризует ионизирующую способность излучения и оценивается количеством образовавшегося электричества в единице массы облучаемого вещества (живой ткани), единицей экспозиционной дозы в системе СИ является Кулон/кг, внесистемной единицей дозы принят 1 рентген (1Р).

Поглощенная доза оценивается количеством энергии, поглощенной массой облучаемого вещества, в Дж/кг = 1 Гр (Грей) в системе СИ.

Уровнем радиации называют мощность дозы (т.е. доза, получаемая за единицу времени, например, Р/ч, мР/ч и т..д.), измеренную на высоте 1м от поверхности земли.

Исходными данными для оценки радиационной обстановки являются

а) время ядерного удара, от которого возможно произошло радиоактивное заражение СХО (по сообщениям радиотрансляционной сети, из штаба ГО), если время ядерного взрыва неизвестно, его определяют расчетным путем;

б) уровни радиации на объекте и время их измерения;

в) значения коэффициентов ослабления Кос радиации зданиями, сооружениями, убежищами, противорадиационными укрытиями, транспортными средствами;

г) установленные допустимые дозы облучения при выполнении работ.

При установлении допустимых доз необходимо учитывать, что облучение может быть однократным и многократным. Облучение считается однократным, если оно получено в течение первых четырех суток после взрыва. Облучение, полученное за время, превышающее четверо суток, называют многократным.

Измеренные в различное время уровни радиации приводят к значению на 1 ч после взрыва, и это значение уровня радиации называется эталонным. Если время ядерного взрыва известно, то для приведения измеренного значения уровня радиации к эталонному, его следует умножить на коэффициент пересчета, представляющий собой отношение уровня радиации на 1 ч после взрыва к уровню радиации, измеренному в любое время, т.е. К = Рэт / Рi.

Значения коэффициентов пересчета К находят по таблице 12.

 

Табл.12

__________________________________________________________________

Время, прошедшее К Время, прошедшее К Время, прошедшее К

после взрыва, ч после взрыва, ч после взрыва, ч

___________________________________________________________________

1 1,0 5 6,9 12 20

1,5 1,6 5,5 7,7 15 25,7

2,0 2,3 6 8,6 18 32,0

2,5 3 7 10,3 20 36,4

3,0 3,7 8 12 24 45

4 5,3 9 14 36 74

4,5 6,1 10 16 48 104

___________________________________________________________________

 

Если время ядерного взрыва неизвестно, то его можно найти, предварительно выполнив два измерения уровня радиации Р1 и Р2 одним и тем же прибором, но с некоторым интервалом времени между замерами. После этого необходимо вычислить соотношение Р2/ Р1 и с помощью таблицы 13, зная интервал времени между замерами, можно найти время, прошедшее после взрыва до второго измерения.

 

табл.13

Время, прошедшее после взрыва до второго измерения уровней радиации, ч

___________________________________________________________________

Отношение уровней Время между измерениями

радиации Р2 / Р1 ____________________________________________________________________________________

_________минуты________________________________часы__________________________

_______________10_______20_______30_______1________2_______3_______

 

0,9 2 – 00 4 – 00 6 – 00 12 – 00 24 – 00 36 - 00

0,8 1 – 00 2 – 00 3 – 00 6 – 00 12 – 00 18 – 00

0,7 0 – 40 1 – 20 2 – 00 4 - 00 8 – 00 12 - 00

0,6 0 – 30 1 – 00 1 – 30 3 – 00 6 – 00 9 – 00

0,5 - 0 – 45 1 – 10 2 – 20 4 – 30 7 – 00

0,4 - 0 – 35 0 – 55 1 – 50 3 – 40 5 – 30

0,3 - - - 1 – 35 3 – 10 4 – 40

0,2 - - - 1 – 20 2 – 40 4 – 00

___________________________________________________________________

 

Определение возможных доз (Д) облучения при выполнении работ на открытой местности, зараженной радиоактивными веществами (РВ) производят по формуле:

Д = Рср t,

где t – продолжительность пребывания на зараженной территории, ч;

Рср – средний уровень радиации, определяемый по выражению

Рср = 0,5 (Рвх + Рвых), где

Рвх и Рвых - значения уровней радиации при входе в зону заражения и выходе из нее.

Полученное значение дозы радиации необходимо уточнить, если работы проводились не на открытом воздухе, а в помещениях, ослабляющих действие радиации. Коэффициент ослабления радиации Косл. = 2^{h / d} , где h – толщина преграды, d – толщина слоя половинного ослабления гамма-излучения,

зависит от материала, из которого возведено здание (для кирпичной кладки Косл = 10, для бетона – 8,2).

В этом случае выражение для определения дозы облучения будет иметь вид

Д = 0,5 (Рвх + Рвых) t / Косл,

Знание величины дозы облучения позволяет установить возможные радиационные потери среди населения данной местности (если не будут приняты необходимые меры защиты), табл.14.

Табл.14

Выход людей из строя при внешнем облучении,%

___________________________________________________________________

Суммарная Радиационные потери Суммарная Радиационные потери

доза за время облучения, сут. доза за время облучения, сут.

радиации, ________________________ радиации, ______________________________________

Р 4 10 20 30 Р 4 10 20 30

______________________________________________________________________________________________

100 - - - - 275 95 80 65 50

125 5 2 - - 300 100 95 80 65

150 15 7 5 - 325 100 98 90 80

200 50 30 20 10 400 100 100 100 95

250 85 65 50 35 500 100 100 100 100

___________________________________________________________________

 

Основными способами защиты населения в условиях значительного радиационного заражения является их укрытие в убежищах, противорадиационных укрытиях (ПРУ), а также строгое ограничение времени пребывания на открытой местности. В этих условиях защиту осуществляется в следующей последовательности (три этапа): в первое время все работы на объекте прекращены, защищаемые находятся непрерывно в защитных сооружениях (продолжительность этапов определяется по таблицам). Второй этап – режим защиты, при котором допускается работа объекта с отдыхом рабочих в защитных сооружениях или за пределами зон радиоактивного заражения. Третий этап предполагает определенную продолжительность работы объекта с ограниченным пребыванием людей на открытой местности.

Соблюдение установленных режимов защиты позволяет своевременно начать производственную деятельность предприятия и не допустить радиационных потерь среди работников предприятия и местного населения.