Главная страница

укрф. Методическая разработка Составители В. Б. Чернецов, Л. Н. Борисенко Содержание Содержание 4 Пояснительная записка 4


Скачать 2.97 Mb.
НазваниеМетодическая разработка Составители В. Б. Чернецов, Л. Н. Борисенко Содержание Содержание 4 Пояснительная записка 4
Дата27.09.2022
Размер2.97 Mb.
Формат файлаdoc
Имя файлаposob10.doc
ТипМетодическая разработка
#700106
страница5 из 15
1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   15




  1. Чрезвычайные ситуации на радиационно-опасных объектах (РОО) и при использовании ядерного оружия в военное время

  2. Аварии на радиационно-опасных объектах

Чрезвычайные ситуации из-за аварий, катастроф с выбросом радио­активных веществ (РВ) в окружающую среду могут быть обусловлены: аварией на АС / атомная электростанция (АЭС), атомная станция теплоснабжения (ACT), атомная теплоэлектроцентраль (АТЭЦ) и т.п. /; утечкой радиоактивных (р/а) газов на предприятиях ядерно-топливного цикла (ЯТЦ); аварией на ядерных энергетических установках (ЯЭУ) инженерно-исследовательских центров, НИИ; аварией при промышленных и испытательных ядерных взрывах (ЯВ); аварией на атомных судах, кораблях ВМФ, космических ЯЭУ; утерей р/а источников; авари­ей с ядерными боеприпасами в местах их эксплуатации, хранения или расположе­ния. Указанные объекты относят к радиационно опасным объектам (РОО).

К настоящему времени на 2005 г. в России действующих 10 АЭС и 30 реакторов на них. Суммарная выработка электроэнергии на АЭС в РФ составляет 16% от ее общего производства.

Любой объект экономики, в том числе ядерный реактор, предприятие ЯТЦ (рудники, заводы по переработке топлива и др.), на котором может произойти радиационное пора­жение людей, животных, растений и радиоактивное заражение (загрязнение) ок­ружающей природной среды называют радиационно опасным объектом (РОО). Наиболее крупные из аварий, приведших к выбросу РВ, например стронция-90, в окружающую среду: Кыштымская (Челябинская обл., ПО "Маяк", СССР, 1957 г.) на 1500 км2; АЭС в Уиндскейле (Англия, 1957 г.) на 500 км2; АЭС Три-Майл-Айленд /"Трехмильный остров"/ (США, 1979 г.); Чернобыльская АЭС (СССР, 1986 г.) на 28000 км2.

Аварии на РОО подразделяются (классифицируются) на радиационную аварию (РА), проектную РА, гипотетическую, запроектную, ядерную и др.

Радиационная авария – потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильностью действий персонала, стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей сверх установленных норм или радиоактивному заражению окружающей среды.

Авария радиационная проектная – авария, для которой проектом определены исходные и конечные состояния радиационной обстановки и предусмотрены системы безопасности.

Гипотетическая авария – авария, для которой проектом не предусматриваются технические меры, обеспечивающие радиационную безопасность персонала и населения.

Ядерная авария – авария, связанная с повреждением активной зоны с превышением установленных проектных пределов ядерного реактора и с потенциально опасным аварийным облучением персонала.

Следует сказать, что ядерный взрыв реактора невозможен, так как металла его расплавленных конструкций достаточно для погашения цепной реакции деления, например, это показали физический расчет реактора и в 1961 г. катастрофа на атомной подводной лодке «К-19».

Непосредственные последствия радиационной аварии (РА) АС обуславли­ваются радиоактивным заражением (РЗ) объектов, окружающей среды и пора­жающим действием ионизирующих излучений: – α-, β-, γ-, нейтронное (n) излуче­ние. В этом случае может иметь место как внутреннее облучение (при попадании РВ внутрь организма), так и внешнее облучение от них (при нахождении РВ вне тела человека). Опасность от α- и β- частиц возникает особенно при внутреннем, а не при внешнем облучении, так как они обладают высокой ионизирующей и не­большой проникающей способностью. Защитой от них соответ­ственно может служить одежда, кожа и стекла очков, экран, например из алю­миния, толщиной более 5 мм и др. Однако следует учитывать, что α- распад (на­пример, радий-226) и β- распад (например кобальт-60), многих РВ сопровождает­ся γ- излучением и при работе с ними необходима специальная защита. Опасным для человека оказывается также внешнее облучение γ- лучами и нейтронами, об­ладающими высокой проникающей и незначительной ионизирующей способно­стью. При защите от нейтронных, γ- излучений применяют материалы, обла­дающие высокими замедляющими и поглощающими свойствами, например, карбид бора (В4С), бористая сталь, свинец и др.

Для характеристики поглощающих и защитных свойств различных материа­лов вводится понятие толщина слоя половинного ослабления γ- и нейтронного из­лучения (dпол). dпол – это толщина такого слоя материала, при прохождении через который интенсивность γ- и нейтронного излучения уменьшается в 2 раза. Значения dполприводятся в справочниках, например dпол для γ- и нейтронного излуче­ния соответственно: для стали – 3 см и 5 см; бетона – 10 см и 12 см; грунта – 14,4 см и 12 см. На практике толщину защиты приближенно в инженерных расчетах определяют, используя зависимость между коэффициентом ослабления (Косл) и слоем половинного ослабления (dпол)

, (1)

где m=h/ dпол – число слоев половинного ослабления;

hтолщина слоя защиты (защитного экрана, сооружения и т.п.).
Коэффициент ослабления осл) – это величина, показывающая во сколько раз данная защита ослабляет γ- и поток нейтронного излучения. Он является важным па­раметром защитных сооружений. При наличии сложной защиты, состоящей из нескольких разнородных материалов, общий коэффициент ослабления равен про­изведению коэффициентов ослабления каждого материала.

(2)

где - коэффициенты ослабления для различных видов материалов.

Значения Косл находят по специальным таблицам, приводимым в справочни­ках.

  1. Воздействие радиоактивного заражения на персонал объекта экономики и население

Важнейшими дозиметрическими параметрами, характеризующими радиаци­онное воздействие ионизирующего излучения, а также критериями, определяю­щими меру его опасности для человека, являются доза и мощность дозы излучения (табл.8). Для характеристики степени, глубины и формы воздейст­вия излучений на облучаемое тело, зависящих, прежде всего, от величины погло­щенной им энергии, вводят понятие поглощенной дозы излучения (DП). Она показывает среднюю энергию излучения, которая поглощается облучаемым объектом с единичной массой. За единицу измерения DПпринимается: в СИ - грей, 1Гр=1Дж/кг, внесистемная - рад. Соотношение между ними 1Гр=100 рад. Однако наиболее просто можно измерить дозу излучения по эффекту ионизации воздуха (т.е. по возникновению заряда в воздухе), который в практике и принимается в ка­честве эквивалентного вещества. Поэтому в практической дозиметрии для харак­теристики дозы по данному эффекту, оценки радиационной обстановки (РО) на местности, в помещениях, обусловленной внешним γ- или рентгеновским (фо­тонным) излучением, используют внесистемный параметр - понятие экспозиционной дозы облу­чения (DЭКС). Она характеризует ионизирующую способность излучения в воз­духе и имеет размерности: внесистемная единица – рентген (Р), а в системе СИ (табл.8) не применяется. Соотношение между поглощенной дозой в радах и экспозиционной дозой в рентгенах (табл.8): в воздухе – DЭКС (Р) = 0.873DП(рад) или D(рад) = 1,14 D (P).

В практике принимают 1P = 0,873 рад 1рад или 1рад=1,14Р 1P, характеризуя сравнительно с небольшой ошибкой поражающее действие фотонного излучения в рентгенах; в живой ткани – DЭКС (Р) = 0,93DП (рад) и 1P=0,93рад 1рад. Зна­чение коэффициента 0,873 или 1,14 называют энергетическим эквива­лентом рентгена. Для характеристики биологического воздействия ионизи­рующих излучений на человека используют параметры эквивалентная до­за и эффективная доза.

Согласно «Нормам радиационной безопасности (НРБ-99)» даются следую­щие их определения.

Эквивалентная доза - поглощенная доза (DП) в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения (WR ):

Dэкв =Dп WR , (3)

где Dп - поглощенная доза излучений в органе или ткани;

WR - взвешивающий коэффициент для данного вида излучения (табл.9).

В системе СИ она измеряется в зивертах (Зв=Дж/кг), а внесистемная единица — бэр (биологический эквивалент рада).

Эффективная доза - это величина, используемая как мера риска воз­никновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности.

Эффективная доза представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях (DЭКВ) на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани (WТ):

, (4)

где DЭКВ – эквивалентная доза в органе или ткани (Т);

WT - взвешивающий коэффициент для органа или ткани (Т)

Единица измерения эффективной дозы в системе СИ - зиверт (Зв), а внесис­темная единица – бэр (табл.8). Значения WTпредставлены в табл.10 (согласно НРБ-99).

Важным фактором при воздействии ионизирующих излучений на живые ор­ганизмы является время облучения. Поглощенная, экспозиционная и эквивалент­ная дозы излучения, отнесенные к единице времени, называются соответственно мощностью поглощенной, экспозиционной и эквивалентной дозы. Их единицы измерения даны в табл. 8. В практической дозиметрии для оценки РЗ местности γ- излучением часто используют понятие уровень радиации. Под уровнем ра­диации понимают мощность экспозиционной дозы γ- излучения, измеренной на высоте 0,7 - 1 м над зараженной поверхностью. Уровень радиации чаще всего из­меряют в Р/ч, мР/ч, мкР/ч.

Меру количества РВ (источник ионизирующих излучений), выраженную числом р/а превращений (распада) в единицу времени, называют активностью. Скорость распада РВ измеряется периодом полураспада (Т1/2). Размерность актив­ности РВ принята: в СИ — Беккерель (Бк), внесистемная - кюри (Кu). Соотноше­ние между ними: 1Бк=1расп/с; 1 Кu=3,7·1010 Бк или 1 Кu=2,2·1012расп/мин. В дозиметрии при определении степени заражения больших площадей, поверхно­стей предметов, оборудования, воздуха радиоактивными веществами вводят по­нятия о поверхностной, объемной и удельной активностях источника (табл.8).

Активность РВ, отнесенная к единице объема или массы, называется соответственно объем­ной активностью (концентрацией) в Бк/м3 , Ku3 , Кu/л и удельной активностью (массовая) в Бк/кг, Ku/кг, а к единице поверхности - поверхностной активностью (плотность заражения или уровень загрязнения), выражается в Бк/км2, Ku/км2(табл.8).

Таблица 8

Единицы измерения параметров ионизирующих излучений и радиоактивности



п/п

Параметры

Определяющая зависимость

Единицы измерения

Соотношение между единицами измерения

В системе СИ

Внесис­темные

1

Поглощенная доза

DП= dE/dm

Гр; мГр; мкГр

рад; мрад; мкрад

1 Гр=1 Дж/кг

1 Гр=100рад

1мГр = 10-3Гр

1 мрад =10-3 рад

2

Экспозиционная доза фотонного излуче­ния

DЭКС= dq/dm



(Кл/кг)

Р; мР, мкР

1Р=2,58 10-4 Кл/кг

1 Кл/кг =3886 Р

3

Эквивалентная доза

DЭКВ Т =WrDn

Зв; мЗв; мкЗв

бэр; мбэр, мкбэр

1 Зв = 100 бэр

1 мЗв=0,1 бэр

(1 бэр = 10мЗв)

4

Эффективная доза

DЭФФТ =

Dэкв ТWТ

Зв; мЗв, мкЗв

бэр; мбэр: мкбэр

1 Зв = 100 бэр

1 мЗв=0.1 бэр

(1 бэр = 10мЗв)

5

5Энергетический эквивалент рентгена




а) для воздуха

8,73 мДж/кг

87,3 эрг / г

б) в живой ткани

93 эрг / г

а) для воздуха

1 Р=8,73 мДж/кг

или 1P = 0,873 paд,

1Р=8,73-103Гр=

=0,873 рад 1рад

6

6 Мощность погло­щенной дозы излучения

Pn=dDn /dt

Гр/с; Гр/ч, мГр/с

рад/с; мрад/с

1 Гр/ч= 100 рад/с

7

7 Мощность экспози­ционной дозы излучения

Pэксn=dDэксn /dt



(А/кг)

Р/с; Р/ч;

мР/ч;

мкР/ч

1 А/кг=1 Кл/(кгс)

8

8 Мощность эквива­лентной дозы излучения

Pэкв=dDэкв /dt

Зв/с, мЗв/с

бэр/ с;

бэр / ч; мбэр / с

1 Зв/с= 100 бэр/с

9

Энергия излучения

E

Дж

эВ

1эВ=1,6 10-19 Дж

10

10Активность радио­нуклида

A=dn/dt

Бк

Кu

1 Бк = 1 расп/с

u=3,7 1010 Бк

11

11Поверхностная ак­тивность, уровень загрязнения, плотность заражения

A=A/S

Бк/км2


Кu/км2






12

12Объемная актив­ность (концентрация)

AУД=A/V

Бк/м3

Кu3




13

13Удельная (массовая) активность источника

Am= AУД=A/m

Бк/кг

Кu/кг




Таблица 9

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения
(при расчете эквивалентной дозы)

Виды излучения

Значения взвешивающего коэффициента WR

Фотоны ( , рентгеновское излучение) любых энергий

1

Электроны и мюоны любых энергий

1

Нейтроны энергией Е 10 кэВ

от 10 кэВ до 100 кэВ

от 100 кэВ до 2МэВ

от 2 МэВ до 20 МэВ

более 20 МэВ

5

10

20

10

5

Протоны (кроме протонов отдачи), энергия Е 2

5

Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра

20


Таблица 10

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов
(при расчете эффективной дозы)

№ п/п

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов

Значения коэффи­циента WТ

1

Гонады (половые железы и т.п.)

0,2

2

Костный мозг (красный)

0,12

3

Толстый кишечник (прямая, сигмовидная, нисходящая часть ободочной кишки)

0,12

4

Легкие

0,12

5

Желудок

0,12

6

Мочевой пузырь

0,05

7

Грудная железа

0,05

8

Печень

0,05

9

Пищевод

0,05

10

Щитовидная железа

0,05

11

Кожа

0,01

12

Клетки костных поверхностей

0,01

13

Остальные

0,05


В полевых условиях или в практике с помощью дозиметрических приборов степень радиоактивного заражения (РЗ) местности или поверхности оборудова­ния, предметов РВ ввиду простоты удобно определять соответственно измерени­ем уровня радиации или мощности экспозиционной дозы γ- излучения, имеющего­ся преимущественно на радиоактивном следе, а не уровнем загрязнения (плот­ность заражения), Кu /км2.

Следует сказать, что радиоактивное заражение территорий после ЯВ и аварии на РОО в основном обусловлено γ-, β- излучениями, так как нейтронным излучением через небольшой промежуток времени можно пренебречь. Поэтому в практической дозиметрии:

  1. в качестве параметров, характеризующих воздействие излучений на людей, используют:

  • при γ- излучении: экспозиционную дозу γ- излучения DЭКС, P;

  • при смешанном γ-, n- излучении: поглощенную дозу излучения DП, рад или Гр.

Их измеряют с помощью группы приборов дозиметрического контроля – дозиметры.

  1. для контроля степени РЗ местности по β- излучению используют параметр-уровень загрязнения А, Бк, ;

  2. для контроля степени РЗ по γ- излучению различных поверхностей применяют параметр – мощность экспозиционной дозы γ- излучения.

Мощность экспозиционной дозы γ- излучения измеряют с помощью группы приборов дозиметрического контроля – рентгенметры (измерители мощности дозы). Уровень загрязнения поверхностей измеряют с помощью радиометров.

В результате радиационного воздействия ионизирующих излучений на живой организм нарушаются нормальное течение биохимических процессов и обмен веществ в нем. Не каждый организм и орган человека одинаково реа­гирует на облучение. При этом также следует учесть радиолиз воды в организме человека (ее до 70%). Биохимический эффект в организме происходит как при внешнем, так и при внутреннем облучении, соответственно имеют место общее и местное облучения. При этом также различают однократные (до 4 суток) и много­кратные (более 4 суток) облучения. Для поддержания режима РБ на АС «Норма­ми по радиационной безопасности (НРБ 99)» установлены пре­делы доз. Так, предельно допустимая эффективная (ПДДЭФ) доза однократного внешнего облучения всего тела за год: для персонала - 2 бэр (20 мЗв) и населения - 0,1 бэр (1 мЗв). При выполнении же аварийных работ на АС макси­мально накопленная доза (разовая) не должна превышать 10 бэр с разрешения территориальных органов Госсанэпиднадзора и 20 бэр – Госкомсанэпиднадзора (Ростехатомнадзор с 2004 г.) РФ (табл.11).

В период нормального функционирования АС и др. РОО с целью профилак­тики и контроля защиты населения, территории и окружающей среды (ОС) от их вредного воздействия определены НРБ-99 две зоны безопасности — санитарно-защитная зона (СЗЗ) и зона наблюдения.

Санитарно-защитная зона – территория вокруг АС, на которой уровень облучения людей в условиях нормальной эксплуатации данного источника может превысить установленный предел дозы облучения населения (табл.11).

Зона наблюдения – территория за пределами СЗЗ, на которой проводится радиационный контроль.

Для характеристики и информирования населения об аварии на АЭС МАГА­ТЭ была разработана и внедрена в странах мира, СНГ международная шкала тяжести событий на АЭС [16]. Эта 7-балльная шкала МАГАТЭ (табл.14) со­держит 7 уровней (классов).

Таблица 11

Основные пределы доз (согласно НРБ-99)

Нормируемая величина

Дозовые пределы

Лица из персонала

Лица из населения

Эффективная доза

20 мЗв (2 бэр) в год в среднем за любые по­следовательные 5 лет, но не более 50 мЗв (5 бэр) за год

1мЗв (0,1 бэр) в год в сред­нем за любые последова­тельные 5 лет, но не более 5 мЗв (0,5 бэр) в год

Планируемые повышения об­лучения в дозе — эффек­тивная доза в год

100 мЗв (10 бэр), допускается с разрешения террито­риальных органов госсанэпиднадзора

200 мЗв (20 бэр), допускается только с разрешения Госкомсанэпиднадзора РФ (Ростехатомнадзор с 2004 г.)


Первые три уровня называют происшествиями (инцидентами), а последние четыре уровня – авариями. При этом значительную опасность для здоровья персо­нала, населения и ОПС представляют лишь события, отнесенные к 4,5,6,7-му уров­ням. Например, катастрофа на ЧАЭС относится к 7-му уровню; авария на АЭС "Три-Майл-Айленд" - к 5-му уровню; подавляющее большинство аварий на АЭС, о которых сообщалось в прессе, относится к 1,2-му уровням шкалы; авария на Смоленской АЭС и Ленинградской АЭС (24 марта 1992 г.) - 3 уровень шкалы со­бытий (табл.14), а аварию на Ново-Воронежской АЭС (3 ноября 2004 г.) – 0 уровень.

Последствия аварий (катастроф) на АС с выбросом РВ в атмосферу обуслов­лены поражающими факторами - радиационное воздействие и радиоактивное за­ражение. При этом они оцениваются также масштабом, степенью РЗ и составом радионуклидов в выбросе РВ

К наиболее тяжелым авариям, сопровождающимся взрывом и пожаром, от­носятся аварии на ЧАЭС и ПО «Маяк». На ПО «Маяк» произошел тепловой взрыв в хранилище радионуклидов. Территория, на которой отмечен выброс на высоту до 1 км , составила 1500 км2 и уровень загрязнения достиг 15 Кu /км2. Вследствие чего с/х угодья на площади 106000 га были выведены из использова­ния на значительный срок, и существенному радиоактивному заражению подвер­глась территория 20000 км2.

Катастрофа на ЧАЭС является наиболее опасной по мас­штабам последствий: связана с тепловым взрывом реактора типа РБМК, пожаром и выбросом при этом на высоту до 7 км в атмосферу РВ с р/а заражением на дли­тельный период территории более 100000 км2. Так, уровень загрязнения местно­сти внутри зоны расположения АЭС с радиусом до 30 км на площади СНГ 3100 км2 достиг значения более 40 Ku/км2 по цезию-137 ( лет) и стронцию-90 ( лет). В атмосферу произошел выброс продуктов, образо­ванных в процессе работы ядерного реактора - осколки деления, газообразные продукты деления (ГПД) - , часть горючего из разрушенных твэлов, куски р/а графита, сумма активных аэрозолей и газов. РЗ местности в слу­чае аварии на ЧАЭС существенно отличается от РЗ при ЯВ по конфигурации сле­да, масштабам, степени, дисперсному составу РВ, а также своему поражающему действию. Это обусловлено в основном динамикой и изотопным составом р/а вы­бросов, а также изменением метеорологических условий в этот период.

  1. Характеристика зон радиоактивного заражения при аварии на АЭС.

Для характеристики РЗ территории, оценки радиационной обстановки и определения мер РБ при ликвидации последствий при гипотетической, запроектной и др. авариях на АС условно на местности, подобно ядерному взрыву, выделяют зоны радиоактивного заражения (загрязнения), которые на картах изображают в виде эллипсов (рис. 10): умеренного (зона А), сильного (зона Б), опасного (зона В), чрезвычайно опасного (зона Г) и зона радиационной опасности (зона М). При этом, внешние границы зон PЗ принято характеризовать параметрами: поглощенная доза излучения за 1-ый год; мощность поглощенной дозы излучения за 1 час после аварии, катастрофы. Значения этих радиационных характеристик зон РЗ приведены на рис.10, табл.12, и отличаются от зон РЗ при ядерном взрыве. Данные зоны РЗ и их характеристики используются при оценке радиационной обстановки методом прогнозирования.

Таблица 12

Характеристики зон радиоактивного заражения(РЗ)местности при аварии на АЭС

Наименование зон РЗ

Инд. Зоны

На внешней границе

Поглощенная доза излучения за 1й год после аварии, DП1, рад

Мощность поглощенной дозы излучения через 1ч после аварии, РП1, мрад/ч (рад/ч)

Радиационной опасности

М

5

14

(0,014)

Умеренного заражения

А

50

140

(0,14)

Сильного заражения

Б

500

1400

(1,4)

Опасного заражения

В

1500

4200

(4,2)

Чрезвычайно-опасного заражения

Г

5000

14000

(14)


Поражающее действие на незащищенных людей в условиях аварии на ЧАЭС обусловлено: внутренним облучением в результате поступления через органы дыхания в организм человека радионуклидов ГПД, особенно ; внешним облучением РВ из р/а облака за время его прохождения, а также от РЗ местности и объектов на следе облака. В первоначальный период после аварии на ЧАЭС наибольший вклад в общую р/а обстановку внесли короткоживущие изотопы, которые распались в течение примерно 5-6 месяцев после аварии. В последующем (примерно через 10 лет) спад активности определяется долгоживущими нуклидами цезий-137 и стронций-90, который β- активен и поэтому опасности для внешнего облучения людей практически не представляет.

Цезий-137 является β-и γ- активным, энергия γ- излучения составляет Е=0,7МэВ.

Изменение (или спад) уров­ня радиации Рtв момент времени t РЗ местности применительно к ЧАЭСможно охарактеризовать зависимостью:

или , (3)

где P0 - уровень радиации в момент времени tпосле аварии;

P1 - уровень радиации в момент t0=1 ч после аварии;

n=0,4 - показатель степени, характеризующий величину спада уровня радиации во времени и зависящий от изотопного состава радионуклидов в выбросе и, следовательно, для других типов реакторов, например, для водяного он будет иметь другое значение.

Доза излучения с учетом Косл :

(4)

Тогда при n=0,4 и с учетом коэффициента ослабления:

(5)

Используя зависимость (3), нетрудно показать, что спад уровня радиации (рис.11) вследствие γ- и β- распада РВ применительно к ЧАЭС за 7-кратный промежуток времени уменьшается в 2 раза (70,4=2). Если уровень радиации на t= 1 ч принять за P1=100Р/ч (100%), то при t= 7 ч P1 =50 Р/ч (50%), при t=49ч P1= 25Р/ч (25%), при t=343 ч P1=12,5 Р/ч (12,5%) и т.д.

Следует сказать, что время суммарного воздействия основной массы РВ ава­рийного выброса до их полного распада, с ориентацией на цезий-134 (T1/2= =2,3 года), составит примерно 10 лет, а затем оно будет определяться наиболее долгоживущим γ- активным до 30 лет.





Параметры на внешних границах зон РЗ

Закономерность

К∙1000

К∙30

К∙100

К∙10

К

Г

В

Б

А

М

Поглощенная доза излучения за 1-ый год после аварии, D1,рад.



5000



1500



500



50



5

Мощность поглощенной дозы излучения через 1 час после аварии, P1, мрад/ч (рад/ч)

14000

(14)

4200

(4,2)

1400

(1,4)

140

(0,14)

14

(0,014)

  1. Зоны радиоактивного заражения при запроектной и гипотетической аварии на атомных станциях


Таблица 13

Характеристики зон радиоактивного заражения (РЗ) местности при аварии на АЭС.

Наименование зон РЗ

Инд. зоны

Поглощенная доза излучения за 1-й год после аварии, DП1, рад

Мощность поглощенной дозы излуч. через 1ч после аварии, РП1, мрад/ч (рад/ч)

На внешней границе

На внутр. границе

В середине зоны

На внешней границе

На внутр. границе

Радиационной опасности

М

5

50

16

14

(0,014)

140

(0,14)

Умеренного заражения

А

50

500

160

140

(0,14)

1400

(1,4)

Сильного заражения

Б

500

1500

866

1400

(1,4)

4200

(4,2)

Опасного заражения

В

1500

5000

2740

4200

(4,2)

14000

(14)

Чрезвычайно-опасного заражения

Г

5000


–––

9000

14000

(14)


–––
1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   15


написать администратору сайта