Студопедия

КАТЕГОРИИ:

АстрономияБиологияГеографияДругие языкиДругоеИнформатикаИсторияКультураЛитератураЛогикаМатематикаМедицинаМеханикаОбразованиеОхрана трудаПедагогикаПолитикаПравоПсихологияРиторикаСоциологияСпортСтроительствоТехнологияФизикаФилософияФинансыХимияЧерчениеЭкологияЭкономикаЭлектроника


У зоні радіоактивного забруднення




Розв'язання. Спочатку визначимо час, що сплинув після аварії і до кін­ця роботи, тобто tк, і рівень радіації на цей час, тобто Dк:

 

tк = tп+ T = 4 + 6 = 10 год;

D1 = D4К4 = 5*4- 0,4 = 5/0,575 = 8,75 рад/год;

D10 = D1К10 = 8,75*0,4 = 3,5 рад/год.

Шукана доза радіації за формулою (6.10)

D = 1,7(3,5*10 - 5,0*4) = 1,7(35 - 20) = 25,5 рад.

Коефіцієнти Кп і Кк наведено в табл. 6.9.

Приклад 2.Визначити допустиму тривалість роботи особового складу формування на забрудненій РР території, якщо виміряний рівень радіації на початку роботи — через дві години після аварії (tп = 2 год) становив D2 = 3 рад/год. Задана доза опромінення Dз = 10 рад, коефіцієнт ослаблення Косл = 1 (робота на відкритій місцевості).

Розв'язання. Визначаємо співвідношення

2 беремо з табл. 6.9).

Із табл. 6.15 при а = 0,9 і tп = 4 год визначаємо, що допустима тривалість роботи Т = 2,05 год. Скориставшись графіком (рис. 6.30) за тими ж значеннями а і tп теж маємо Т = 2,05 год.

 

Таблиця 6.15. Допустима тривалістьТ перебування людей

на радіоактивно-забрудненій території після аварії наАЕС

 

а       Т, год.хв, після tп, год        
0,2 7.30 8.35 10.00 11.30 12.30 14.00 16.00 21.00 23.00 24.00
0,3 4.50 5.35 6.30 7.10 8.00 9.00 10.30 13.30 16.00 18.00
0,4 3.30 4.00 4.35 5.10 5.50 6.30 7.30 10.00 11.00 12.00
0,5 2.45 3.05 3.35 4.05 4.30 5.00 6.00 7.50 8.50 10.00
0,6 2.15 2.35 3.00 3.20 3.45 4.10 4.50 6.25 7.50 8.00
0,7 1.50 2.10 2.30 2.40 3.10 3.30 4.00 5.25 6.00 7.00
0,8 1.35 1.50 2.10 2.25 2.45 3.00 3.30 4.50 5.50 6.00
0,9 1.25 1.35 1.55 2.05 2.25 2.40 3.05 4.00 4.50 5.50
1,0 1.15 1.30 1.40 1.55 2.10 2.20 2.45 3.40 4.00 4.50
2,0 0.30 0.45 0.50 0.55 1.00 1.10 1.20 1.45 2.00 2.15

 

 

Формула (6.9) справедлива для сумарної дії аварійного викиду із реактора суміші радіонуклідів до моменту майже повного розпаду основної маси їх. Після цього рівень радіації буде визначатися в основному "внеском" радіонукліда, що має найбільшу активність і високу середню енергію гамма-випромінювання, а період напіврозпаду на порядок більший, ніж у решти радіонуклідів. Зменшення активності такого радіонукліда з часом буде відмінним від зменшення активності всієї маси радіонуклідів. Найдовше існує гамма- і бета-активний нуклід 137Сs (T1/2,= 30 років) з середньою енергією 0,7 МеВ. Із бета-активних нуклідів найдовше існує 90Sr (T1/2= 28 років), алб у викиді з реактора його активність серед РР була порівняно мала — 0,22 МКі (137Сs= 1 МКі), тому дози зовнішнього (певною мірою) і внутрішнього опромінення будуть визначатися довгоіснуючим гамма-активним нуклідом 137Сs.

З урахуванням викладеного можна оцінити дозу опромінення, яку може отримати населення, що тривалий час проживає на забрудненій території.

Скористаємось законом радіоактивного розпаду

де Аt — активність на час, що сплинув від моменту визначення активності А0; Т1/2 — період напіврозпаду радіонукліда; А0 — початкова (вихідна) активність радіонукліда.

 

Замінивши рівень забрудненості відповідним йому рівнем гамма-випромінювання, дістанемо

де Dt — рівень радіації в момент часу t; D0 — початковий рівень радіації, що відповідає початковому рівню забруднення

 

Доза опромінення за час від t1 до t2

 

Можлива тривалість забруднення території радіонуклідами залежить від періоду напіврозпаду того радіонукліда, який є основним забрудником після аварії. Територія стає практично безпечною для проживання населення через час, що дорівнює п'яти періодам напіврозпаду. За цей час активність радіонукліда зменшується в 32 рази (25) і становить близько 0,03 від її початкової активності. Отже, можна вважати, що тривалість забруднення території буде дорівнювати десяти періодам напіврозпаду основного дозоутворювального радіонукліда.

Час підходу tп радіоактивної хмари до об'єкта потрібно визначити, щоб оцінити можливість виконання певних заходів захисту:

 

де аv — коефіцієнт, що враховує розподіл швидкості вітру по висоті відповідно до ступеня вертикальної стійкості атмосфери і залежно від одиниць величин Lі vв: для конвекції аv = 0,23, ізотермії — 0,23, інверсії — 0,09; Lвідстань від аварійного реактора, виміряна вздовж осі руху хмари, км; vв — швидкість вітру, м/с.

 


Поделиться:

Дата добавления: 2015-08-05; просмотров: 49; Мы поможем в написании вашей работы!; Нарушение авторских прав





lektsii.com - Лекции.Ком - 2014-2024 год. (0.008 сек.) Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав
Главная страница Случайная страница Контакты