Послідовність проведення розрахунків при оцінці радіаційного стану

міністерство освіти і науки україни

державний університет “львівська політехніка”

 

 

оцінка радіаційного стану під час аварій
на атомних енергетичних станціях (аес)

Методичні вказівки

До розрахункових робіт з дисциплін

“Безпека життєдіяльності” і “Цивільна оборона”

Для студентів усіх спеціальностей

 

Затверджено

на засіданні кафедри

Техногенно-екологічної безпеки.

Протокол № 9 від 13.04.2000 р.

Львів – 2000

Оцінка радіаційного стану під час аварій на атомних енергетичних станціях (аес): Методичні вказівки до розрахункових робіт з дисциплін “Безпека життєдіяльності” і “Цивільна оборона” для студентів усіх спеціальностей / Укл. С.І.Качан, С.М.Орел, В.І.Пуцило. – Львів: Видавництво Державного університету “Львівська політехніка”, 2000. – 24 с.

 

Укладачі    Качан С.І., канд. фіз.-мат. наук, доц.,

                   Орел С.М., канд. техн. наук, доц.,

                     Пуцило В.І., канд. техн. наук, доц.

                       

Відповідальний за випуск       Пуцило В.І., канд. техн. наук, доц.

Рецензент               Токарчук М.В., д-р фіз.-мат. наук, проф.

 

Вступ

Сучасний етап розвитку економіки характеризується невпинним ростом ядерної енергетики. До кінця 1988 р. в світі діяло 420 ядерних реакторів, а у 2000 р. їх кількість збільшилась до 600. Експлуатація об’єктів з ядерними компонентами супроводжується аваріями, викидом радіоактивних речовин, що завдає значних економічних, екологічних і психологічних збитків. За останній час в світі зареєстровано більше ніж 150 значних аварій на об’єктах атомної енергетики. З них аварія на Чорнобильській атомній станції – найбільша за всю історію атомної енергетики, а її наслідки набули значних, в багатьох випадках непередбачуваних масштабів.

Сьогодні на території України експлуатуються 5 атомних станцій (15 реакторів), які дають 40 % електроенергії країни.

Розвиток ядерної енергетики ведеться на основі будівництва реакторів на теплових нейтронах, що дає змогу використовувати в якості палива слабозбагачений і природний уран. До таких реакторів належать водоводяні енергетичні реактори, в яких вода є одночасно носієм і сповільнювачем (ВВЕР-600, ВВЕР-1000).

Сьогодні поширені канальні енергетичні реактори з графітовим сповільнювачем і водою в якості теплоносія (РБМК-1000, РБМК-1500).

РБМК-1000 – “реактор великої потужності, канальний” – сповільнювачем в ньому служить графіт, а теплоносієм – кип’яча легка вода, що циркулює знизу вверх по вертикальних каналах, що проходять через активну зону.

Реактор розміщується в наземній бетонній шахті і містить до 192 т ядерного палива, що складається із слабозбагаченого по урану-235 двоокису урану. На чорнобильській АЕС було встановлено 4 реактори типу РБМК-1000.

Радіоактивні продукти, що визначають радіаційний стан у районі розміщення АЕС і в зонах радіоактивного забруднення, суттєво впливають на дію формувань цивільної оборони, режим проживання і роботу населення та на проведення аварійно-рятувальних робіт.

Під радіаційним станом розуміють сукупність наслідків радіоактивного забруднення (зараження), які впливають на виробничу діяльність об’єктів економіки, життєдіяльність населення, дії сил цивільної оборони при проведенні рятувальних та інших невідкладних робіт. Радіаційний стан характеризується масштабом (розмірами зон) і характером радіоактив­ного забруднення (рівнем радіації). Розміри зон радіоактивного забруднення (зараження) і рівні радіації є основними показниками ступеня небезпеки радіоактивного забруднення.

Оцінка радіаційного стану складається з:

*  визначення масштабів і характеру радіоактивного забруднення місцевості, тобто виявлення радіаційного стану;

*  аналіз їх впливу на діяльність об’єктів економіки, життєдіяльність населення і сили цивільної оборони;

*  вибір найдоцільніших варіантів дій, при яких виключається радіаційне ураження людей, або воно є мінімальним.

Виявляють і оцінюють радіаційний стан, розв’язуючи формалізовані задачі, які дають змогу розрахувати дози опромінення і можливі наслідки такого впливу на населення, особовий склад формувань при всіх видах їх дій і оптимізувати режим роботи формувань на забрудненій місцевості та режим роботи підприємств.

Залежно від характеру і обсягу вихідної інформації задачі можуть розвязуватися або шляхом розрахунків (прогнозування), або на основі результатів фактичних вимірювань на забрудненій місцевості (за даними розвідки).

Під час аварій на АЕС виділяються 5 зон радіоактивного забруднення:

- зона радіаційної небезпеки (М) – це ділянка забруднення місцевості, в межах якої доза випромінювання на відкритій місцевості може становити від 5 до 50 рад на рік. На зовнішній межі цієї зони рівень радіації на 1 год після аварії становить 0,014 рад/год. В межах зони “М” доцільно обмежити перебування особового складу, що не використовується на роботах з ліквідації наслідків радіаційної аварії. При ліквідації аварії в зоні “М” і в усіх інших зонах повинні виконуватися основні заходи: радіаційний і дозиметричний контроль, захист органів дихання, профілактичний прийом йодованих препаратів, санітарна обробка особового складу, дезактивація одягу і техніки;

- зона помірного радіоактивного забруднення (А) – це ділянка забрудненої місцевості, в межах якої доза випромінювання може складати від 50 до 500 рад на рік. На зовнішній межі цієї зони рівень радіації на І годину після аварії може становити 0,14 рад/год. Дії формувань у зоні “А” необхідно здійснювати в захисній техніці з обов’язковим захистом органів дихання;

- в зоні сильного радіоактивного забруднення (Б) – доза випромінювання становить від 500 до 1500 рад на рік. На зовнішній межі цієї зони рівень радіації на І годину після аварії може складати 1,4 рад/год. В зоні “Б” особовий склад повинен діяти в захисній техніці і захисних спорудах;

- в зоні небезпечного радіоактивного забруднення (В) – доза випромінювання становить від 1500 до 5000 рад на рік. На зовнішній межі цієї зони рівень радіації на 1 год після аварії може складати 4,2 рад/год. Дії формувань можливі тільки в добре захищеній техніці. Час перебування в зоні – декілька годин;

- в зоні надзвичайно небезпечного радіоактивного забруднення (Г) – доза випро­мінювання становить від 5000 рад на рік. На зовнішній межі цієї зони рівень радіації на 1 год після аварії може складати 14 рад/год. В зоні забороняється знаходитися навіть короткочасно.

Як вже відзначалося вище, оцінка радіаційного стану при аварії на АЕС зводиться до визначення методом прогнозу доз опромінення і вироблення оптимальних режимів діяльності різних категорій особового складу при знаходженні їх в прогнозованій зоні забруднення.

При розрахунках необхідно керуватися допустимою дозою опромінення, встановленою для різних категорій населення, що опинилося в зоні радіоактивного забруднення при аварії
на АЕС:

1. Населення, робітники і службовці, що не працюють в мирний час з радіоактивними речовинами – 0,5 бер в рік.

2. Населення, робітники, службовці і персонал, що в мирний час проводять роботи з радіоактивними речовинами – 5 бер в рік.

3. Допустима аварійне опромінення (разове) населення, що не працює з радіоактивними речовинами – 10 бер.

4. Допустиме аварійне опромінення персоналу (разове) – 25 бер.

Залежно від обставин, що складаються, для захисту населення від шкідливої дії радіації, можуть бути застосовані такі способи:

 Обмежене перебування на відкритій місцевості (тимчасове перебування в захисних спорудах).

 Максимально можлива герметизація житлових та службових приміщень.

 Вживання лікарських препаратів, що перешкоджають накопиченню біологічно небезпечних радіонуклідів в організмі.

 Захист органів дихання з використанням засобів індивідуального захисту та підручних засобів.

 Евакуація.

 Обмеження доступу в район забруднення.

 Санітарна обробка людей у випадку забруднення їх одягу та тіла радіоактивними речовинами вище від встановлених норм.

 Обробка продуктів харчування, які забруднені радіоактивними речовинами.

 Виключення або обмеження вживання в їжу забруднених продуктів.

 Дезактивація забрудненої місцевості.

 Переселення.

 

Оцінка радіаційного стану методом прогнозування

Вихідними даними для оцінки радіаційного стану є:

- тип і потужність ЯЕР (РБМК-1000, ВВЕР-1000);

- кількість аварій ЯЕР – n;

- частка викинутих з ЯЕР РР – h (%);

- координати ЯЕР чи АЕС;

- астрономічний час аварії – Т_ав;

- метеоумови – швидкість вітру на висоті 10 м – V (м/с);

- напрям вітру А (град);

- стан хмарного покриву – відсутній, середній, суцільний;

- віддаль від об’єкта (району дії формувань) до аварійного реактора – R_х (км);

- час початку роботи робітників і службовців об’єкта (дії формувань) – Т_точ. (год);

- тривалість дій (роботи) – Т (год);

- кратність послаблення потужності дози опромінення – К_посл.

 

 

Послідовність проведення розрахунків при оцінці радіаційного стану

1. За табл.2.1 визначаємо категорію стійкості атмосфери (інверсія, ізометрія, конвекція), що відповідає погодним умовам і заданому періоду доби.

2. За табл.2.2 визначаємо середню швидкість вітру (V_ср) в товщині поширення радіоак­тивної форми, виходячи із заданої швидкості приземного вітру і встановленої за табл.2.1 категорії стійкості атмосфери.

3. За табл.2.3–2.6 для заданого типу ЯЕР (РБМК, ВВЕР) і за часткою викинутих РР виначаємо розміри прогнозованих зон забруднення і наносимо їх в масштабі карти (схеми) у вигляді правильних еліпсів (рис.1).

Рис.1

 

4. Виходячи із заданої віддалі (R_х) об’єкта до аварійного реактора з урахуванням утворених зон забруднення встановлюємо (визначаємо) зону забруднення, в яку потрапив об’єкт (район дії формувань).

5. За табл.2.7 визначаємо час початку формування сліду радіоактивного забруднення (t_ф) після аварії на АЕС (час початку випадання радіоактивних опадів на території об’єкта).

6. За табл.2.8–2.11 для відповідної зони забруднення місцевості з врахуванням початку і тривалості роботи визначаємо дозу опромінення, яку отримають робітники і службовці об’єкта (особовий склад формувань) за умови відкритого розміщення всередині зони.

Дози опромінення, які отримають робітники і службовці об’єкта за час роботи в заданому районі, визначаються за формулою:

Д_опр.=Д_зони*К_зони*1/К_посл. бер,

де Д_зони – доза, розрахована за табл.2.8–2.11; К_посл. – коефіцієнт послаблення радіації; К_зони – коефіцієнт, що враховує місцезнаходження особового складу в зоні.

7. На основі обчисленої дози опромінення з врахуванням характеру діяльності робітників і службовців об’єкта (на відкритій місцевості, в будівлях і спорудах, в сховищах) і встановленої дози опромінення визначаємо оптимальний режим діяльності населення, робітників і службовців ОНГ на забрудненій місцевості з використанням табл.2.8–2.11.

8. На основі вихідних даних і проведених розрахунків розробляємо пропозиції із захисту різних категорій населення, особового складу ОНГ, що опинилися в зоні радіаційного забруднення місцевості.

 

Приклад 1

Оцінити радіаційний стан і виробити пропозиції із захисту робітників і службовців об’єкта, що опинився в зоні радіоактивного забруднення при аварії на АЕС, для таких вихідних даних:

- тип і потужність ядерного реактора РБМК-1000;

- кількість аварійних реакторів n=1;

- частка викинутих РР із реактора h=50 %$

- віддаль від об’єкта до аварійного реактора R_х=24 км;

- час аварії реактора Т_ав=10.00;

- тривалість роботи на об’єкті Т=12 год;

- допустима доза опромінення Д_вст=5 бер;

- коефіцієнт послаблення радіації К_посл=5;

- швидкість вітру на висоті 10 м V₁₀=4 м/с;

- напрям вітру – в бік об’єкта;

- хмарність – середня (4);

- забезпеченість сховищами, 313 – 100 %;

- час початку робіт на об’єкті Т_поч=12.00.

 

Розв’язання

1. За табл.2.1 визначаємо категорію стійкості атмосфери, що відповідає погодним умовам і заданій порі доби. За умовою: хмарність середня (4), день, швидкість приземного вітру
V₁₀=4 м/с.

Згідно з табл.2.1 категорія стійкості Д (ізотермія).

2. За табл.2.2 визначаємо середню швидкість вітру V_ср в шарі поширення радіоактивної хмари.

Згідно з табл.2.2 для категорії стійкості Д і швидкості приземного вітру V₁₀=4 м/с середня швидкість вітру V_ср=5 м/с.

3. Згідно з табл.2.4 для заданого типу ЯЕР (РБМК-1000) і частки викинутих РР (h=50 %) визначаємо розміри прогнозованих зон забруднення місцевості і наносимо їх у масштабі у вигляді правильних еліпсів (рис.2).

Рис.2

 

4. Виходячи із заданої віддалі об’єкта народного господарства (R_х=24 км) до аварійного реактора з врахуванням утворених зон забруднення встановлюємо, що об’єкт опинився на внутрішній межі зони “Б”.

5. За табл.2.7 визначаємо час початку формування сліду радіоактивного забруднення (t_ф) після аварії (час початку випадання радіоактивних опадів на території об’єкта). Для R_х=24 км, категорії стійкості Д і середньої швидкості вітру V_ср=5 м/с, t_ф=1,2 год (методом інтерполяції).

Отже, об’єкт через 1,2 год після аварії опиниться в зоні радіоактивного забруднення, що вимагає прийняття додаткових заходів захисту робітників і службовців.

6. За табл.2.10 для зони забруднення “Б” з врахуванням часу початку робіт (Т_поч=2 год) і тривалості робіт (Т=12 год) визначаємо дозу опромінення, яку отримають робітники і службовці об’єкта (особовий склад формувань) при відкритому розміщенні всередині зони “Б”. Згід­но з табл.2.10 Д_зони=17,1 бер. З врахуванням знаходження об’єкта на внутрішній межі зони “Б” дозу опромінення визначаємо за формулою:

Д_опр.=Д_зони*К_зони*(1/К_посл.) бер,

де Д_зони=17,1 бер; К_посл=5 (згідно з умовою); К_зони=1,7 (примітка до табл.2.10).

Д_опр=17,1*1,7*(1/5)=5,8 бер.

Розрахунки показують, що робітники і службовці об’єкта за 12 год робіт в зоні “Б” можуть отримати дозу опромінення 5,8 бер, що перевищує гранично допустиму дозу Д_вст=5 бер.

7. Використовуючи дані табл.2.10 і формулу (1), визначаємо допустимий час початку роботи робітників і службовців об’єкта після аварії на АЕС за умови отримання Д_опр не більше за 5 бер.

За формулою (1) визначаємо Д_зони, що відповідає Д_опр=5 бер.

5=Д_зони*К_зони*(1/К_посл.)=Д_зони·1,7·(1/5)

Д_зони=25/1,7=14,5 бер.

Згідно з табл.2.10 Д_зони=14,5 бер при Т=12 год відповідає час початку робіт Т_поч=6 год.

Отже, робітники і службовці, щоб отримати дозу, не вищу від встановленої, можуть починати роботу в зоні і виконувати її протягом 12 год не раніше ніж через 6 год після аварії
на АЕС.