Главная | Обратная связь

Оценка устойчивости ОЭ в условиях радиоактивного заражения

 

Устойчивость работы ОЭ в условиях радиоактивного заражения определяется величиной дозы, которую может получить производственный персонал. Величина дозы в свою очередь зависит от мощности излучения, времени его действия и степени защищенности людей. Мощность излучения определяется составом и количеством выпавших радионуклидов и может быть уменьшена путем проведения дезактивации среды обитания производственного персонала. Время действия излучения зависит от необходимой продолжительности работы ОЭ в условиях заражения, а защищенность – от наличия средств индивидуальной и коллективной защиты и защитных свойств объектов, в которых могут находиться люди.

Каждый ОЭ обладает вполне определенными возможностями в этом отношении и, следовательно, определенной возможностью продолжать работу в условиях радиоактивного заражения, которое характеризуется уровнем радиации или плотностью заражения. Поэтому уровень радиации (плотность заражения) может быть принят в качестве критерия – предела устойчивости, индивидуального для каждого ОЭ, объективно отражая его возможность по продолжению производственной деятельности в условиях радиоактивного заражения. Таким образом, пределом устойчивости ОЭ при радиоактивном заражении условно можно считать уровень радиации на момент выпадения радиоактивных веществ, при котором ОЭ способен выполнять заданные функции. Из выражения для дозы следует, что в случае заражения при ядерном взрыве, аварии на АЭС с разрушением реактора и гипотетической аварии с продолжительностью работы ОЭ до 4-х суток

Р_П=Р_в= , (3.72)

где Р_П=Р_в – предел устойчивости ОЭ, равный уровню радиации на момент выпадения радиоактивных веществ, при котором производственный персонал получает допустимую дозу облучения и ОЭ в силу этого способен выполнять заданные функции, мГр/ч, Гр/ч;

n – показатель спада уровня радиации;

С= - среднесуточный коэффициент защищенности производственного персонала, определяемый принятым режимом радиационной защиты;

t_i и k_i – соответственно время пребывания людей в i-х условиях и коэффициент ослабления радиации в этих условиях;

t_в – время выпадения радиоактивных веществ (начало облучения производственного персонала), ч ,

t_в= , где R – удаление ОЭ от аварийной АЭС, км;

V – средняя скорость ветра, км/ч;

- допустимая доза, получаемая за счет внешнего облучения, мГр, Гр;

Учитывая примерное равенство доз внешнего и внутреннего облучения на ранней и промежуточной стадиях аварии, , где Д_g – суммарная доза облучения, устанавливаемая Нормами радиационной безопасности [11] в соответствующем периоде аварийной ситуации или допускаемая в военное время.

t – необходимая продолжительность работы ОЭ в условиях заражения.

При гипотетической аварии на АЭС и требуемой продолжительности работы ОЭ в условиях заражения до трёх месяцев, когда спад уровня радиации до 4-х суток после аварии определяется законом Р_t=Р_{в ,} а затем – законом радиоактивного распада J-131 Р_t=Р₄· , предел устойчивости ОЭ может быть определен из выражения:

, (3.73)

96 – число часов в 4-х сумках, ч;

Т_Jч и Т_Jc – период полураспада йода J-131 соответственно в часах и в сутках (Ту=8,05 суток);

t – необходимая продолжительность работы ОЭ в условиях заражения сверх четырех суток после аварии, сутки.

При продолжительности работы ОЭ в условиях заражения более 3-х месяцев после гипотетической аварии на АЭС для определения предела его устойчивости может быть использована зависимость:

,(3.74)

где t – необходимая продолжительность работы ОЭ в условиях заражения сверх 3-х месяцев после аварии, сутки;

Т_Сsч и Т_Сsc - период полураспада цезия-137 соответственно в часах и в сутках (T_Cs=30 лет).

Условие устойчивости ОЭ

Р_П P_Ввозм (3.75)

где P_Ввозм - возможная величина уровня радиации на территории ОЭ на момент выпадения радиоактивных веществ.

Возможность продолжения производственной деятельности в условиях радиоактивного заражения связана не только с предельными дозами облучения производственного персонала, но и иногда с невозможностью использования производственных помещений и технологического оборудования из-за их заражения. Значительная часть производственных сооружений и оборудования, оказавшихся в зоне заражения в результате аварии на Чернобыльской АЭС, была утрачена из-за неэффективности дезактивации, не позволившей снизить уровень их заражения до допустимых пределов.

Основным носителем радионуклидов является пыль, которая проникает в помещения через неплотности световых проемов (окна, двери, световые фонари и т.п.). Масса пыли, проникшей в помещение, может быть определена с использованием зависимости [58]:

,

где G_сп и S_сп – соответственно воздухопроницаемость (кг/м²·ч) и площадь световых проемов помещения или здания, м²;

t – необходимое время работы ОЭ после выпадения на его территории радионуклидов, ч;

С_п - средняя концентрация пыли в воздухе вне помещения, кГ/м³;

r_в – плотность воздуха вне помещения, кг/м³.

Плотность заражения помещения и расположенного в нем технологического оборудования при условии равномерного распределения пыли в воздухе

в расп/см²·мин:

в Бк/м²: (3.76)

где А_Т – плотность заражения ОЭ, ки/км²;

h – толщина слоя пыли на поверхности грунта, являющейся носителем радионуклидов, м;

r_п - плотность слоя пыли, кг/м³. При расчетах r_п рекомендуется принимать равной 2,5·10³·кг/м³, т.е. плотности сухого песка [58];

S_r – площадь горизонтальных поверхностей строительных конструкций и технологического оборудования, на которых в силу своей специфической природы в основном оседает пыль, м².

За предел устойчивости ОЭ по заражению производственных помещений и технологического оборудования может быть условно принята плотность заражения его открытой территории, при которой зараженность наименее защищенного основного производственного помещения и расположенного в нем технологического оборудования является допустимой. Условие устойчивости ОЭ при этом по данному параметру запишется в виде:

, где

- предел устойчивости ОЭ по заражению производственных помещений, ки/км²;

- площадь горизонтальных поверхностей строительных конструкций и технологического оборудования, воздухопроницаемость и площадь световых проемов наименее защищенного основного производственного помещения, м²; кг/м²·ч; м²;

А_т – плотность заражения открытой территории ОЭ при аварии на АЭС, ки/км²;

А_{п доп} – допустимая плотность заражения помещения в расп/(см^2.мин).

С учетом дезактивации предел устойчивости может быть увеличен в «к» раз, где «к» - коэффициент, характеризующий среднее снижение плотности заражения производственных помещений и оборудования в результате проведения дезактивации.

Поскольку Р_Т=f(A_T) и Р_Т=Р_в·f(t), окончательно в качестве предела устойчивости ОЭ в условиях радиоактивного заражения может быть принято меньшее из значений Р_в, определенных как пределы устойчивости ОЭ по облучению производственного персонала и заражению производственных помещений и технологического оборудования.

Возможность воздействия на аргументы функций Д=f(P,t,C) и А_П=f(G_СП,S_СП) определяет направления исследований устойчивости работы ОЭ в условиях радиоактивного заражения и меры по ее повышению.

В процессе исследований оцениваются возможности ОЭ по проведению дезактивации среды обитания и защите производственного персонала. Анализируются производственные программы и технологии на предмет определения минимально необходимого времени пребывания людей на открытом воздухе и в слабозащищенных производственных помещениях, защитные свойства зданий и сооружений, возможность их герметизации и оснащения эффективными системами вентиляции, возможность обеспечения производственного персонала незараженными продуктами питания и водой, другие вопросы. Прогнозируются возможные уровни радиации, которые могут иметь место при идентифицированных радиационных опасностях. При обнаружении превышения уровней сверх предела устойчивости прогнозируются возможные радиационные последствия и степень их влияния на устойчивость работы ОЭ.

Пример.

Определить предел устойчивости завода по облучению производственного персонала при работе в условиях радиоактивного заражения, если показатель спада уровня радиации равен 0,5. Суточный цикл жизнедеятельности производственного персонала определяется 2 часами нахождения на открытом воздухе, 2 часами нахождения в городском транспорте, 8 часами пребывания в одноэтажных производственных зданиях, 10 часами в жилых 5-ти-этажных зданиях и 4 часами укрытия в убежищах с коэффициентом ослабления 1000. Необходимая продолжительность работы в условиях заражения – 10 суток. Выпадение радиоактивных веществ на территории завода ожидается через 1 час после аварии на АЭС с разрушением реактора.

Решение.

Из справочника определяем коэффициенты ослабления радиации. Находим, что для производственных зданий К=7, жилых 5-ти-этажных зданий к=27, городского транспорта к=2. Находим коэффициент среднесуточной защищенности.

.

Находим из НРБ-99 допустимое значение дозы облучения Д_g=50мЗв и, следовательно, =25мЗв.

Находим предел устойчивости завода

Р_п= 13,4 мЗв/ч