Виявлення та оцінка пожежа вибухонебезпечної обстановки на об’єкті господарювання. 7 страница

· схема місцевості (за вказівками викладача);

· комплект слайдів з довідковою інформацією;

· креслярсько-графічні інструменти (кольорові олівці, лінійка, циркуль, тощо);

· калькулятор.

Короткі теоретичні відомості.

До потенційно небезпечних об‘єктів з ядерними компонентами відносять атомні електростанції (АЕС), підприємства ядерного паливного циклу, транспорти з ядерним паливом та опроміненими тепловиділяючими елементами (ТВЕЛами). На АЕС найнебезпечнішими в радіаційному відношенні об’єктами є ядерні реактори.

Ядерні реактори – це пристрої, що призначені для організації керованої ланцюгової реакції ділення ядер атомів урану з метою вироблення електроенергії або тепла.

На Україні розташовані АЕС з двома типами реаторів: РБМК – реакторы большой мощности канальные та ВВЕР – водо-водяні енергетичні реактори.

Ядерні реактори є потужними джерелами штучних радіоактивних ізотопів хімічних елементів. Характерними з них такі: Sr – 89 та Sr – 90; I – 131 та I – 133; Cs – 134 та Cs – 137, а також Pu – 239. Вони небезпечні тим, що мають великий період напіврозпаду, в наслідок чого обумовлюється значна тривалість зараження ними навколишнього середовища.

Руйнування ядерного реактора на АЕС призводить до виникнення двох основних факторів ураження:

радіоактивної хмари, що формується при миттєвому викиді радіоактивних речовин (РР) та наступному їх витіканні у продовж тривалого часу;

тривалого радіоактивного зараження місцевості.

У зв‘язку з цим, доза опромінювання рецептора буде складатися із доз зовнішнього опромінювання від хмари РР та зараженої РР місцевості, а також дози, що формується РР, які потрапили у нутро організму.

Умовно, забруднену радіоактивними речовинами територію та об’єкти, які на ній знаходяться, поділяють на п’ять зон (додаток 2.3.2, табл. 1 додаток 2.3.4): зону радіоактивної небезпеки (позначається буквою «М»), зону помірного радіоактивного забруднення (позначається буквою «А»), зону сильного радіоактивного забруднення (позначається буквою «Б»), зону небезпечного радіоактивного забруднення (позначається буквою «В») і зону надзвичайно небезпечного радіоактивного забруднення (позначається буквою «Г»).

Визначення впливу наслідків аварії (зруйнування) на ядерному реакторі з викидом у навколишнє середовище радіоактивних речовин на життєдіяльність персоналу і населення, вибору та обґрунтування оптимальних режимів їх перебування на зараженій радіоактивними речовинами території, виконання заходів запобігання дії факторів ураження та планування захисту реалізується через виявлення та оцінку радіаційної обстановки.

Виявлення радіаційної обстановки здійснюється шляхом прогнозу та за даними радіаційної розвідки і заключається у визначенні параметрів зон радіоактивного зараження та нанесенні їх на схему (карту) місцевості.

Радіаційна розвідка проводиться спеціальними дозорами на транспортних засобах або пішим порядком та потребує певного часу. Наприклад, для радіаційної розвідки аеропорту дозору РХБ розвідки на автомобілі потрібно понад 60 хв. Тому при оперативній необхідності виявлення радіаційної обстановки здійснюється шляхом прогнозування.

Зони зараження наносяться на карти та схеми у вигляді еліпсів для найбільш імовірного напрямку вітру. При нестійкому вітрі вони можуть мати вигляд кола.

Наземна радіаційна обстановка характеризується такими елементами як масштаб, ступінь, характер та початок зараження, ступінь небезпеки для людей зараженої території.

Прогнозування елементів радіаційної обстановки частіше всього здійснюється детермінованим методом з використанням графічно розрахункового способу нанесення зон зараження на карти та схеми.

Після виявлення радіаційної обстановки здійснюється її оцінка. Вона включає:

· аналіз впливу радіаційної обстановки на життєдіяльність персоналу та населення;

· визначення раціональних способів дії людей в зонах радіоактивного зараження;

· пошук раціональних заходів їх захисту від впливу іонізуючого випромінювання.

Розглянемо зміст методики прогнозування наземної радіаційної обстановки на об‘єкті господарювання в межах зон радіоактивного зараження.

Вихідні дані:

1. Інформація про АЕС:

· тип ядерного енергетичного реактору (РБМК, ВВЕР);

· електрична потужність ядерного енергетичного реактору – W, МВт;

· кількість аварійних ядерних енергетичних реакторів – n;

· координати ядерного енергетичного реактору чи АЕС – Х _АЕС, Y _АЕС (початок прямокутної системи координат суміщений з центром АЕС, а вісь ОХ вибирається вздовж напряму вітру);

· астрономічний час аварії – Т _ав, год.;

· частка викинутих з ядерного енергетичного реактору радіоактивних речовин − h, %.

2. Метеорологічна ситуація:

· швидкість вітру на висоті 10 м − u₁₀, м/с;

· напрям вітру на висоті 10 м − a_{10 ,} град.;

· ступінь криву небозводу хмарами – відсутній, середній чи суцільний.

3. Додаткова інформація:

· заданий час, на який визначається поверхнева активність, − Т_З, год._.;

· координати об‘єкту – X, Y;

· час початку опромінювання – t_поч год.;

· тривалість опромінювання – T_оп год.;

· захищеність людей, яка характеризується коефіцієнтом послаблення рівня радіації захисною спорудою чи об’єктом – К_осл.

І. Визначення поверхневої активності (щільності) радіоактивного зараження місцевості на сліді хмари − Аs (Кu/м²).

Порядок виконання завдання:

1) відповідно метеорологічній ситуації і заданому часу доби визначається категорія вертикальної стійкості атмосфери (табл. 2 додаток 2.3.4);

2) у шарі атмосфери, де поширюється радіоактивна хмара, за допомогою табл. 3 (додаток 2.3.4) оцінюється середня швидкість вітру;

3) на карту (схему) спеціальною позначкою наноситься АЕС;

4) на карті (схемі) з центру АЕС в напряму вітру чорним кольором наноситься вісь сліду, зони якого прогнозуються;

5) по карті (схемі) вздовж вісі сліду визначають відстань (Х) від АЕС до заданого об‘єкту і її зміщення від осі по координаті Y (вектор Y перпендикулярний осі Х);

6) за допомогою табл. 5 – 6 (додаток 2.3.4) для відповідного типу ЯЕР і відстані Х визначається потужність дози опромінення на вісі сліду (Р_X.1) через 1 годину після аварії;

7) за допомогою табл. 7 – 9 (додаток 2.3.4) визначається коефіцієнт (К_у), який враховує зміни потужності дози у перпендикулярному перетині сліду (за координатою Y);

8) розраховується приведене значення заданого часу – t_з (час, що пройшов після аварії) по формулі:

t_з=T_з – T_ав;

9) за допомогою табл. 10 (додаток 2.3.4) визначається час початку формування в районі об’єкту сліду радіоактивної хмари, що пройшов після аварії (t_j);

10) зрівнюється заданий час t_з і час початку формування в районі об’єкту сліду радіоактивної хмари t_j:

якщо t_з £ t_j, то заданий час Т_з настав до початку формування сліду радіоактивної хмари в районі об’єкту і Аs = 0;

при t_з > t_j, за допомогою табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) визначається величина коефіцієнту (К_t), який враховує спад потужності дози випромінювання у часі;

11) розраховуються значення коефіцієнту (К_w), що враховує електричну потужність АЕС (W) і частку радіоактивних речовин (h), викинутих з ядерного енергетичного реактору в результаті аварії:

K_w = 10^–4· n·W·h;

12) за допомогою табл. 13 (додаток 2.3.4) для заданого часу t_з визначається значення коефіцієнту (К_загр);

13) розраховується поверхнева активність місцевості (щільність зараження) Аs, Кu/м²:

As= Р_X.1·K_y·K_t·K_w·K_загр.

ІІ. Визначення довжини та ширини зон радіоактивного зараження.

Порядок виконання завдання:

1) на карті (схемі) спеціальною позначкою показується місце розташування аварійної АЕС і, відповідно із заданим напрямом вітру, чорним кольором проводиться вісь сліду радіоактивної хмари;

2) вздовж осі сліду як на більшій вісі еліпсів будуються зони радіоактивного зараження (див. додаток 2.3.1): зону М – червоним; А – синім; Б – зеленим; В – коричневим, Г − чорним кольорами). Параметри зон (еліпсів) як функції типу ядерного енергетичного реактору, його потужності W, h, ступеня вертикальної стійкості атмосфери, швидкості вітру на висоті 10 м, знаходять у табл. 4 (додаток 2.3.4).

Визначення дози опромінення рецептора (рецептор – це об’єкт живої чи неживої природи, що знаходиться в зоні дії іонізуючих випромінювань):

1) дозу опромінювання, що отримує населення чи персонал на відкритій місцевості визначається за допомогою формули:

,

де Р_к, t_к та Р_п, t_п – потужності дози та час, на який вони визначалися, що пройшов після викиду радіоактивних речовин із зруйнованого реактору, відповідно закінчення та початку опромінювання;

2) за допомогою табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) для заданого значення t_п знаходять К_t, який множать на Р_у1, отримуючи Р_n:

Р_п = Р_у1 К_t;

3) за допомогою табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) для заданого значення t_к знаходять К_t та множать його на Р_у1, отримуючи Р_к:

Р_к = Р _у1. К_t.

4) визначив значення Р_п та Р_к, розраховується доза опромінювання без урахування захищеності рецептора (тобто дозу, яку отримав би рецептор, якщо опромінювався на відкритій місцевості) за допомогою формули:

.

5) якщо рецептор захищений від дії іонізуючого випромінювання, то здійснюється процедура корегування дози з урахуванням коефіцієнту ослаблення захисної споруди (об’єкту) − К _осл, для цього:

D_корег. = D / К _осл.

Приклад прогнозування радіаційної обстановки на об’єкті.

Вихідні дані:

1. Інформація про АЕС:

тип ядерного енергетичного реактору (ЯЕР) − ВВЕР;

електрична потужність ЯЕР – W = 1 000, МВт;

кількість аварійних ЯЕР – n = 1;

координати ЯЕР – Х_АЕС = 0 км, Y_АЕС = 0 км (початок прямокутної системи координат суміщений з центром АЕС, а вісь ОХ вибирається в напрямку вітру);

астрономічний час аварії – Т_ав = 12.00 год.;

частка викинутих з ЯЕР радіоактивних речовин – h = 50 %.

2. Метеорологічні умови:

швидкість вітру на висоті 10 м – u ₁₀ = 5 м/с;

напрям вітру на висоті 10 м – a_{10, град} = 0;

стан хмарного криву небозводу – напівпохмуро, тобто 5 балів.

3. Додаткова інформація:

час, на який визначається поверхнева активність − Т_З = 17.00 год._.;

координати об‘єкту – X = 20 км, Y = 2 км;

час початку опромінювання – t_поч = 17.00 год.;

тривалість опромінювання – T_оп = 4 год.;

захищеність людей – К_осл = 2.

Порядок прогнозування.

І. Визначення поверхневої активності (Аs) в заданій точці на сліді хмари, Кu/м²:

1) відповідно до погодних умов і заданому часу доби за допомогою табл. 2 (додаток 2.3.4) визначається категорія вертикальної стійкості атмосфери: категорія стійкості – D;

2) за допомогою табл. 3 (додаток 2.3.4) оцінюється середня швидкість поширення радіоактивної хмари: швидкість поширення – 5 м/с;

3) на схему (карту) місцевості спеціальною позначкою наносять АЕС з аварійним ядерним енергетичним реактором і, у відповідності з напрямом вітру, із центру АЕС чорним кольором проводять вісь сліду радіоактивної хмари;

4) на схемі (карті) вимірюють відстань (Х) вздовж вісі сліду від АЕС до заданого об‘єкту і її зміщення від осі за координатою Y: Х = 20 км; Y = 2 км;

5) у табл. 5 – 6 (додаток 2.3.4) для заданого типу ядерного енергетичного реактору, h = 10% і відстані від нього до об‘єкту (Х) знаходять потужність дози випромінювання на вісі сліду (Р_X.1) через 1 годину після аварії: Р_х1 = 0,189, та множать її на величину − h_зкор = 50/ h, тобто на 5: отримуючи 0,945 рад/год.;

6) у табл. 7 – 9 (додаток 2.3.4) знаходять значення коефіцієнту (К_у), що враховує зміну потужності дози в поперечному перетині сліду (за координатою Y): К_у = 0,09;

7) розраховують приведене значення заданого часу (час, що пройшов після аварії – t_з): t_з=T_з – T_ав = 17,00 – 12,00 = 5 год.;

8) за допомогою табл. 10 (додаток 2.3.4) визначають час, що пройшов після аварії, початку формування сліду в районі об’єкту – t_j: t_j = 1,0 год.;

9) зрівнюють заданий час – t_з і час початку формування сліду – t_j:

10) якщо t_з £ t_j,, то Аs = 0;

11) якщо t_з > t_j, по табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) визначається коефіцієнт (К_t), враховуючий спад потужності дози випромінювання у часі: t_з > t_j = 5 год. > >1 год., тоді К_t = 0,63;

12) розраховують коефіцієнт (К_w), що враховує електричну потужність ядерного енергетичного реактору (W) і частку радіоактивних речовин, що викинуті з нього в результаті аварії (h): K_w =10 ^–4· n W · h = 10^-4 1·1000·50 = 5;

13) у табл. 13 (додаток 2.3.4) для заданого часу t_з знаходять значення коефіцієнту (К_загр): К_загр = 0,13;

14) визначають поверхневу активність Аs (щільність забруднення), Кu/м²:

As=Р_x1 · K_y · K_t · K_w · K_загр = 0,945·0,09·0,63·5·0,13 = 0,035 Кu\м².

ІІ. Визначення дози опромінювання людей:

1) дозу опромінювання, що отримає населення на відкритій місцевості визначається за допомогою формули:

,

де Р_к, t_к та Р_п, t_п – потужності доз та час її виміру, що пройшов після викиду радіоактивних речовин з реактору, відповідно закінчення та початку опромінювання:

2) у табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) для заданого значення t_п = 5 год. (17.00 – 12.00) знаходять К_t, який дорівнює 0,63 та множать його на Р_у1, отримуючи Р_n: Р_п = 0,945·0,09·0,63 = 0,053 рад/год.;

3) у табл. 11 – 12 (додаток 2.3.4) для заданого значення t_к = 9 (21.00 – 12.00) знаходять К_t, який дорівнює 0,46 та множать його на Р_у1, отримуючи Р_к: Р_к = 0,945·0,09·0,46 = 0,039 рад/год.

4) розраховують дозу опромінювання, що отримують люди на відкритій місцевості: D = 1,7 (0,039·9 – 0,053·5) = 0,146 рад;

5) здійснюють корегування визначеної у п. 4 дози: в автомобілях люди отримають дозу опромінювання меншу у К_осл разів. У нашому випадку К_осл = 2. Тоді остаточна доза буде: D_авто = 0,146 / 2 = 0,073 рад.

Висновок: доза опромінювання людей становитиме 0,073 рада.

ІІІ. Оцінка радіаційної обстановки на об’єкті.

З нанесенням зон радіоактивного зараження на схему (карту) місцевості та визначення параметрів поля іонізуючого випромінювання на території об’єкту господарювання завершується процес виявлення радіаційної обстановки. В подальшому вона оцінюється шляхом рішення низки завдань, типовими з яких є такі:

1. Визначити, які наслідки перебування людей на зараженій радіоактивними речовинами території слід очікувати, якщо не здійснювати заходи радіаційного захисту?

Приклад постановки завдання.

Через 4 години після зруйнування ядерного реактору рівень радіації на території об’єкту становив 50 рад/год. Визначити величину поглиненої дози опромінювання, яку отримує рецептор (об’єкт опромінювання) у необмежений час.

Порядок проведення розрахунків.

Доза опромінення у необмежений час визначається за допомогою формули:

D_¥ ≈ 5Р₁;

де D_¥ – доза опромінення до повного розпаду радіоактивних речовин, рад;

Р₁ = К_t·Р_t, рівень радіації через годину після аварії, рад/год.;

К_t – коефіцієнт, значення якого обирається у табл. 11, 12 (додаток 2.3.4) залежно від часу, що пройшов після аварії;

Р_t – рівень радіації на заданий час, рад/год.

Отже, оскільки після зруйнування ядерного реактору пройде 4 години, коефіцієнт К_t = 1,43, відповідно рівень радіації Р₁ становитиме 1,43·50 = 71,5 (рад/год.).

Тоді поглинена доза опромінення, яку отримає рецептор (об’єкт опромінення) до повного розпаду радіоактивних речовин, буде:

D_¥ ≈ 5·71,5 = 357,5 рад.

Висновок: поглинена доза опромінення, яку отримає рецептор (об’єкт опромінення) до повного розпаду радіоактивних речовин – 357,5 рад.

2. Визначити, яку дозу опромінювання, а відповідно й ступінь ураження, отримають працівники, що діють за певних умов захищеності на зараженій радіоактивними речовинами місцевості.

Приклад постановки завдання. За умовами завдання 1 визначити поглинену дозу опромінювання, яку можуть отримати працівники об’єкту за перші 8 годин, якщо з початку зараження вони протягом 6 годин знаходилися у протирадіаційному укритті, а потім 2 години працювали на відкритій місцевості. Коефіцієнт ослаблення протирадіаційного укриття обумовлюється конструкцією його перекриття. Воно виконано з трьох шарів: шар бетону – 11,4 см; шар цегли – 8,1 см і шар ґрунту – 8,1 см.

Порядок проведення розрахунків.

Поглинена доза опромінювання яку можуть отримати робітники об’єкту розраховується за формулою:

D = D_ПРУ + D_ВМ ,

де D_ПРУ, D_ВМ – дози, які отримують люди у протирадіаційному укритті та на відкритій місцевості відповідно.

Приймають: Р_ПРУср, Р_ВМср – середній рівень радіації за час перебування людей в протирадіаційному укритті – t_ПРУ і на відкритій місцевості – t_ВМ; К_ОСЛ – коефіцієнт ослаблення іонізуючого випромінювання протирадіаційним укриттям.

Рівень радіації на відкритій місцевості через годину після аварії на АЕС становив: Р₁ = 1,43·50 = 71,5 рад/год.

Визначають рівні радіації на відкритій місцевості Р₄ через 4, Р₁₀ через 10 та Р₁₂ через 12 годин після аварії на АЕС:

Р₄ = 50 рад/год – див. завдання 1.

Р₁₀ = Р₁·К_t10 = 71,5·0,52= 37,18 рад/год.

Р₁₂ = Р₁·К_t12 = 71,5·0,48= 34,32 рад/год.

Розраховують Р_ПРУср та Р_ВМср:

Р_ПРУср = = (50+37,18)·0,5 = 43,59 рад/год.;

Р_ВМср = = (37,18+34,32)·0,5 = 35,75 рад/год.

Визначають коефіцієнти ослаблення іонізуючого випромінювання перекриттям протирадіаційного укриття К_{ОСЛпру ,}як найтоншого шару матеріалу, що перешкоджає поширенню гамма-квантів у бік людей:

К_{ОСЛ пру} = К_{ОСЛ бетону} · К_{ОСЛ цегли} · К_{ОСЛ ґрунту .}

К_ОСЛ = 2^Х/h_0,5, тут Х – товщина шару захисного матеріалу; h_0,5 – товщина шару половинного ослаблення даним матеріалом гамма-випромінювання. Тоді, використовуючи дані табл. 14 (додаток 2.3.4), отримуємо:

К_{ОСЛ бетону} = 4; К_{ОСЛ цегли} = 2; К_{ОСЛ ґрунту} = 2; К_{ОСЛ пру} = 16; К_{ОСЛ вм} = 1.

Отримав необхідні дані, визначають поглинену дозу опромінювання працівників об’єкту:

D = D_ПРУ + D_ВМ = (Р_ПРУср ·6)/16 + (Р_ВМср ·2)/1 = 43,59·6/16 + 35,75·2/1 = 16,3 + 71,5 = 87,8 рад.

Висновок: поглинена доза опромінення, яку можуть отримати працівники об’єкту становить 87,8 рада. Втрати людей не очікується. Можливі одиничні випадки прояви симптомів первинної реакції організму на опромінювання у легкій формі.

3. Визначити тривалість робіт за певних умов захищеності, якщо відомий рівень радіації в районі об’єкту та максимальна доза, яку працівники можуть отримати за час роботи.

Приклад постановки завдання. Якої тривалості повинен бути робочий день у працівників, що виконують обов’язки за призначенням в офісі підприємства (К_осл = 7) і на відкритій місцевості, якщо роботи почнуться через 4 години після зруйнування ядерного реактору, а середній рівень радіації на цей час становитиме P = 20 рад/год. Максимальна доза, яку працівники можуть отримати за час роботи у добу D_екв = 7 бер.

Порядок проведення розрахунків.

В зв’язку з тим, що опромінювання працівників класифікується як зовнішнє і здійснюється від джерел, які викинуті із зруйнованого ядерного реактору, тобто бета-частинками та гамма-квантами, то можна вважати, що одиниці виміру максимальної дози опромінювання та дози, яка визначається розрахунками, еквівалентні за номіналами (коефіцієнт якості випромінювання для бета-частинок та гамма-квантів дорівнює одиниці).

Тоді, визначають допустиму тривалість робіт на підприємстві − Т_пр, за допомогою формули:

Т_пр = = = 2,45 год.

Для визначення допустимої тривалості робіт на відкритій місцевості виконують такі розрахунки:

Т_вм = = = 0,35 год.

Висновок: допустима тривалість робіт в офісі підприємства – 2,45 год.,

на відкритій місцевості – 0,35 год.

4. Визначити, яку дозу опромінювання, а відповідно й ступінь ураження, отримають працівники, що діють за певним режимом захищеності на зараженій радіоактивними речовинами місцевості.

Приклад постановки завдання. Визначити, яку дозу, а відповідно й ступінь ураження, може отримати людина за добу, у рік, якщо потужність експозиційної дози становить 0,011 мР/год., а режим діяльності на протязі доби такий: відпочинок в домашніх умовах − 9 год., робота в приміщенні адміністративних будинків− 8 год., користування транспортними засобами: автотранспортом – 2 год., електропотягом – 1 год., прогулянка на відкритій місцевості – 4 год.

Примітка: житлові будинки – цегляні п’ятиповерхові, а потужність експозиційної дози − const.

Розв’язання завдання.

Доза, яку отримує людина у добу визначається за допомогою формули: .

Якщо припустити, що потужність дози (Р) на протязі доби залишається постійною, а людина перебуває у цей час на відкритій місцевості, в будинках, на транспорті і в інших умовах, то ступінь її захищеності можна оцінити середньодобовим коефіцієнтом захищеності К_з, який розраховується за формулою:

К₃ =24/ (t + t₁ / К₁ + t₂ /К₂ +... + t_n / К_n),

де t − час перебування людини на відкритій місцевості, год;

t₁, t₂, t₃,... t_n – час доби, протягом якого людина опромінюється в умовах відмінних від відкритої місцевості, год.;

К_1, К₂, K₃,... К_n − коефіцієнти ослаблення іонізуючого випромінювання об’єктів, в яких перебуватиме людина на протязі доби (табл. 15 додаток 2.3.4).

Тоді, за умов завдання середньодобовий коефіцієнт захищеності буде:

К₃ = 24 (2+8 / 6 + 11 / 27 + 2 / 2+ 1 /3) ≈ 4,73;

а отримана людиною за добу доза становитиме:

= мР.

Нескладно визначити і річну дозу опромінювання, для чого добову дозу треба помножити на число діб у року:

D_річна=D_доба ·365=0,056·365 = 20,44 мР.

Висновок: отримана людиною за добу доза становитиме 0,056 мР;

річна доза складе 22,44 мР.

ДЕРЖАВНИЙ ВИЩИЙ НАВЧАЛЬНИЙ ЗАКЛАД

КИЇВСЬКИЙ НАЦІОНАЛЬНИЙ ЕКОНОМІЧНИЙ УНІВЕРСИТЕТ

імені ВАДИМА ГЕТЬМАНА

Кафедра регіональної економіки