6.4 Оцінка стійкості роботи об'єкта до впливу радіоактивного зараження
Методика оцінки стійкості роботи об'єкта до впливу радіоактивного зараження
Головне завдання оцінки вразливості об'єкта до впливу радіаційних випромінювань зводиться до визначення допустимих доз радіації.
Оцінка стійкості роботи об'єкта в умовах радіоактивного зараження полягає у визначенні граничних рівнів радіації, при яких робота об'єкта може відбуватися повними змінами при максимальній тривалості (12 год.), а черговий персонал не одержить дозу опромінення вище установленої (допустимої).
При значеннях рівнів радіації вище граничного по дозі випромінювання оцінюється можливість продовження роботи об'єкта із скороченими змінами.
Вихідними даними для оцінки стійкості є:
максимальна доза випромінювання і рівень радіації, які очікуються на об'єкті;
характеристика виробничих будівель, споруд, поверховість, місце розташування;
наявність на робочих місцях індивідуальних укриттів, їх захисні особливості;
характеристика сховищ (тип, матеріал і товщина кожного захисного шару перекриття).
Оцінка стійкості об'єкта до впливу радіоактивного зараження проводиться у такому порядку.
1. Визначають коефіцієнти ослаблення дози радіації кожної будівлі, споруди і сховища (табл. 6.11).
Коефіцієнти ослаблення сховищ залежать від їх типу (вбудовані, окремо винесені), товщини і матеріалу перекриттів, місця розташування і обчислюються за формулою з використанням табл. 6.12:
Я~осл.сх = Кр п2 ' , і = 1, 2, 3,...
і=1
де п — число захисних шарів матеріалів перекриття сховищ; Ні — товщина і-го шару, см; й — товщина шару половинного ослаблення матеріалу і-го шару, см; Кр — коефіцієнт, який враховує умови розташування сховища.
Коефіцієнт Кр має різні значення залежно від розташування сховищ.
Окремо винесене:
поза районом забудови 1
у районі забудови 2
Вбудоване в окремо винесеній будівлі:
для виступаючих над поверхнею землі стін 2
перекриттів 4
Вбудоване всередині виробничого комплексу або жилого кварталу:
для виступаючих над поверхнею землі стін 4
перекриттів 8
Визначають дозу радіації, яку може одержати персонал об'єкта під час впливу радіоактивного зараження з урахуванням коефіцієнта ослаблення конструкцій будівель, споруд:
Д = Др. з.відкр / косл.буд.
Тут Дрзвідкр — доза радіації, яку одержать люди на відкритій місцевості.
Дозу радіації радіоактивного зараження на відкритій місцевості визначають за формулою:
Др.з.відкр 1,7(^к^к Рп^п)?
Тк = іп + ір = іп + 12 год,
де Рп>к — рівень радіації на іп>к після аварії, Р/ч; іп — час початку роботи (опромінення) після аварії, год; ік — час закінчення роботи (опромінення) після аварії, год; ір — час роботи зміни, год.
При невеликих відстанях (К) від центра аварії можна прийняти час випадання радіоактивних осадів ївип° (час зараження ізар), що дорівнює 1 год.:
Ізар = Я/Гсер + Івип ~ 1 год,
де Гсер — швидкість середнього вітру, км/год.
Визначають граничне значення рівня радіації Рп (Р/год) через іп год. після аварії, до якого можлива виробнича діяльність у звичайному режимі (дві зміни, повний робочий день і персонал не одержить дозу випромінювання понад установлену):
Д- к уст осл.буд
рп1іт — 7
1,7
де Дуст — установлена доза випромінювання на першу добу, приймається, як правило, не більше половини однократної, що дорівнює 50 Р або 25 Р. З урахуванням випромінювання, яке можуть отримати робітники і службовці у позаслужбовий час, Дуст доцільно приймати не більше 20 (10) Р. На другу, четверту добу установлену дозу випромінювання приймають 20-5% від однократної допустимої.
На прикладі механічного цеху розглянемо порядок оцінки стійкості роботи МБЗ до впливу радіоактивного зараження.
Вихідні дані:
рівень радіації на об'єкті через 1 год. після аварії Р1 = 100
Р/год;
мінімальна ймовірна відстань від центра аварії до МБЗ 10 км; ■ швидкість середнього вітру Усер = 50 км/год; вбудоване сховище розташоване під одноповерховою будівлею механічного цеху;
перекриття сховища із залізобетону завтовшки 53 см і ґрунтової подушки 40 см;
для спрощення розв'язання приймемо приблизний початок роботи першої зміни через 1 год. після аварії;
— установлена доза випромінювання 10 Р. Розв 'язування:
Визначають коефіцієнти ослаблення дози радіації будівлею механічного цеху радіоактивного зараження Кос]^буд = 7 (табл. 11).
Коефіцієнти ослаблення сховища визначають для радіоактивного зараження, використовуючи табл. 12, з якої для залізобетону й1 = 5,7 см, для ґрунту й2 = 8,1 см.
Коефіцієнт Кр знаходять за даними, наведеними на с. 302— 303. Для вбудованого сховища в районі забудови Кр = 8,
А|_ 53 40
^осл.сх = Кр п 2 й' = 8 - 2^ - 281 =131000.
Обчислюють дози радіації, які можуть одержати робітники і службовці чергової зміни при рівні радіації 100 Р/год після аварії.
Час початку і закінчення роботи зміни:
іп(зар) = 10 / 5 + 1 = 1,2 год; ік = іп + ір = 1,2 + 12 ~ 13 год. Рівень радіації на 13 год. становитиме:
Р13 = = 100 -0,36 = 36Р/год, Кп 1
Др.з.відкр = 1,7(36-13 - 100-1) = 626 Р.
Доза радіації, яку отримають робітники і службовці чергової зміни, що перебувають у приміщенні механічного цеху, дорівнює:
Дбуд = Др.з.відкр / Косл.буд. = 626 / 7 = 89,4 Р.
3. Визначають граничне значення рівня радіації на 1 год. після аварії, до якого можлива робота механічного цеху у звичайному режимі:
Дуст - К
1,7
осл.буд
10 - 7
1,7 -(0,36 -13 -1)
«11,2 Р/год.
4. Для того щоб не отримати дозу випромінювання понад установлену (10 Р), необхідно припинити роботу і відвести робітників та службовців у захисні споруди, поки рівень радіації не спаде до 11,2 Р/год.
Час, необхідний для спаду рівня радіації до потрібного рівня, можна визначити по табл. 6.13 після обчислення коефіцієнта Кі:
Кі = 11,2/100 = 0,112.
Оскільки у випадку, що розглядається, значення К більше величин, наведених у табл. 13, то можна стверджувати, що час, необхідний для спаду рівня радіації зі 100 до 11,2 Р/год, більший 6 діб. Для уточнення слід скористатися формулою
Р = Р
V і0
= 100
V і0
звідки уточнений час для саду рівня становитиме приблизно 10 діб.
Аналіз результатів оцінки стійкості об'єкта до впливу радіоактивного зараження дозволяє зробити такі висновки.
Сховище забезпечує надійний захист виробничого персоналу. За 12 год. безперервного перебування у сховищі люди отримають дозу випромінювання 4,8 мР, що значно менше Дуст = 10 Р.
Захисні особливості будівлі механічного цеху не забезпечують безперервності роботи у звичайному режимі.
Межа стійкості роботи МБЗ в умовах радіоактивного зараження — 11,2 Р/год на відкритій місцевості.
При рівнях радіації, більших за 11,2 Р/год через одну годину після аварії, можлива безперервна робота цеху скороченими змінами.
Пропозиції по підвищенню стійкості роботи механічного цеху в умовах радіоактивного зараження
Закласти мішками з ґрунтом до третини площі віконних отворів першого поверху будівель.
Облаштувати на робочих місцях для чергових операторів зміни розбірні залізобетонні або металеві індивідуальні укриття,
Механічний цех нестійкий до впливу радіоактивного зараження, робітники і службовці протягом зміни отримують дозу радіації 89 Р. Дуст = 10 Р.
Згідно з табл. 6.14 при дозі випромінювання 50-200 Р, отриманої протягом 4 діб, працездатність зберігається, але норми радіаційної безпеки НРБУ-97 будуть значно перевищені.
які б додатково послаблювали дію випромінювання радіоактивного зараження у 4-8 і більше разів.
Розробити режими радіаційного захисту робітників і службовців з урахуванням ослаблюючої дії індивідуальних укриттів для роботи об'єкта скороченими змінами і черговими операторами.
У випадку неможливості перерви у роботі цеху слід організувати роботу скороченими змінами. Для рівномірного розподілу дози випромінювання між змінами (у випадку, що розглядається, приблизно по 10 Р) потрібно визначити час роботи кожної зміни.
Скористаємось табл. 6.15, для чого обчислимо
а = Рп = -100- - 0,48.
КпДзадКосл 1 - 30 - 7
По табл. 6.15 визначаємо час роботи першої зміни:
Т1зм = 2 год. 54 хв. ~ 3 год. Аналогічно обчислюємо час роботи другої і третьої змін: Т2зм ~ 4 год., Т3зм ~ 5 год.
Таблиця 6.15
ДОПУСТИМА ТРИВАЛІСТЬ ПЕРЕБУВАННЯ ЛЮДЕЙ НА РАДІОАКТИВНО ЗАБРУДНЕНІЙ МІСЦЕВОСТІ ПРИ АВАРІЇ (РУЙНУВАННІ) АЕС, Т (год, хв).
а
- Видання 2-ге, перероблене
- 1.1. Основні положення міжнародного права із захисту людини
- 1.2. Цивільна оборона деяких зарубіжних країн
- 1.2.1. Цивільна оборона Росії
- 1.2.2. Цивільна оборона Федеративної Республіки Німеччини
- 1.2.3. Цивільна оборона сша
- 1.3.1. Державна система Цивільної оборони України
- 1.3.2. Завдання Цивільної оборони України
- 1.3.3. Організаційна будова і порядок функціонування Цивільної оборони України
- 1.3.4. Організація Цивільної оборони на об'єктах господарювання (ог)
- 1.3.5. Сили і засоби Цивільної оборони
- 1.3.5.1. Війська Цивільної оборони України
- 1.3.6. Постійні комісії з надзвичайних ситуацій при виконавчих органах влади, їх цілі та завдання
- 1.4. Єдина Державна система органів виконавчої влади з питань запобігання і реагування на надзвичайні ситуації техногенного і природного характеру
- 2.1. Основні визначення і класифікація надзвичайних ситуацій
- 2.2. Надзвичайні ситуації техногенного характеру
- 2.2.3. Аварії на пожежо-вибухонебезпечних об'єктах
- 2.2.5. Гідродинамічні аварії
- 2.3. Надзвичайні ситуації природного характеру
- 2.3.1. Геологічні небезпечні явища
- 2.3.2. Гідрологічно небезпечні явища
- 2.4. Надзвичайні ситуації екологічного характеру
- 2.5. Надзвичайні ситуації воєнного часу
- 2.6. Організація оповіщення населення в надзвичайних ситуаціях
- 3.1. Основні принципи і способи захисту населення в надзвичайних ситуаціях
- 3.1.1. Основні принципи у сфері захисту населення і територій від надзвичайних ситуацій техногенного і природного характеру
- 3.1.2. Основні способи захисту населення в надзвичайних ситуаціях техногенного і природного характеру
- 3.2. Державне регулювання і контроль захисту населення і територій
- 3.2.1. Державна стандартизація
- 3.2.2. Державна експертиза
- 3.2.4. Декларування безпеки об'єктів підвищеної небезпеки
- 3.3. Організація захисту населення в надзвичайних ситуаціях
- 3.3.1. Укриття в захисних спорудах
- 4. Визначення необхідної кількості (п) фільтрів-поглиначів:
- 3.3.2. Евакуація робітників, службовців і населення
- 3.3.3. Застосування засобів індивідуального захисту і медичних засобів захисту
- 3.4. Захист населення
- 3.4.1. Основні норми поведінки і дії
- 3.5. Захист населення при хімічному зараженні
- 3.5.1. Основні норми поводження і дії при аваріях з викидом сдор
- 4.1. Оцінка радіаційної обстановки на об'єкті при аварії на атомній електростанції (аес)
- 3. За формулою (2) визначимо дозу опромінення за 6 год. Роботи:
- 4.3. Оцінка радіаційної обстановки при застосуванні ядерної зброї
- 4.4. Оцінка хімічної обстановки при аваріях з викидом сдор
- § 1 * Ртьч
- 4.6. Оцінка пожежної обстановки
- 4.6.1. Визначення виду, масштабу і характеру пожежі
- 4.6.2. Оціка пожежної обстановки під час міських пожеж
- 4.6.3. Оцінка пожежної обстановки в лісах
- 4.6.4. Комплексна задача з прогнозування й оцінки пожежної безпеки
- 4.7. Аналітичний метод оцінки осередку ураження при вибуханні паливо-повітряного і газоповітряного середовищ
- 5.1. Вимоги, що ставляться
- 5.2. Організація дослідження сталості роботи ог
- 5.3. Шляхи і способи
- 6.1. Критерій сталості ог
- 1. До впливу повітряної ударної хвилі (пух).
- 6.2. Оцінка стійкості промислового об'єкта до впливу повітряної ударної хвилі (пух)
- 9. Установлення додаткових опор для зменшення прольотів.
- 6.3. Оцінка стійкості промислового об'єкта до впливу теплового випромінювання
- 6.4 Оцінка стійкості роботи об'єкта до впливу радіоактивного зараження
- 6.5. Оцінка стійкості інженерно-технічного комплексу об'єктів енергетики до впливу електромагнітного імпульсу ядерного вибуху
- 7.1. Рятувальні й інші невідкладні роботи (рінр)
- 7.1.2. Сили і засоби, які залучаються для проведення рінр
- 7.1.3. Управління силами цо
- 7.1.4. Організація забезпечення дії сил цо в надзвичайних ситуаціях
- 7.1.5. Дії сил цо при ліквідації наслідків стихійних лих
- 7.1.6. Особливості проведення РіНр при ліквідації наслідків великих виробничих аварій і катастроф
- 7.1.7. Використання сил цо
- 7.1.9. Проведення РіНр
- 7.2. Зміст і послідовність роботи командира формування з організації і проведення рінр у надзвичайних ситуаціях мирного і воєнного часу
- 7.2.1. Обов 'язки командира формування по підтримці свого підрозділу в потрібній готовності
- 7.2.2. Зміст і послідовність роботи командира формування в ході ліквідації наслідків слак
- 7.2.3. Зміст і послідовність роботи командира формування у вогнищах ураження у воєнний час
- 7.2.4. Заходи безпеки при проведенні РіНр
- 7.3. Забезпечення життєдіяльності населення в надзвичайних ситуаціях
- 7.3.1. Організація життєдіяльності в екстремальних умовах
- 7.4. Дії населення в надзвичайних ситуаціях
- 7.4.8. Само- і взаємодопомога при травмах і ураженнях
- 7.5. Організація навчання населення з Цивільної оборони