Радиационная защита предприятия. Обеспечение устойчивой работы предприятия в условиях радиоактивного заражения (стр. 6 из 7)
При решении задач по оценке радиационной обстановки обычно приводят уровни радиации на 1 час после взрыва. При этом могут встретиться два варианта: когда время взрыва известно и когда оно неизвестно.
Для расчетов возможных экспозиционных доз излучения при действиях на местности, зараженной радиоактивными веществами, нужны сведения об уровнях радиации, продолжительности нахождения людей на зараженной местности и степени защищенности. Степень защищенности характеризуется коэффициентом ослабления экспозиционной дозы радиации Косл.
В штабах ГО имеются таблицы, по которым по уровню радиации, времени после взрыва и времени пребывания определяется экспозиционная доза излучения. В таблице ниже приведены экспозиционные дозы излучения только для уровня радиации 100Р/ч на 1 час после ядерного взрыва. Чтобы определить экспозиционную дозу излучения для другого значения уровня радиации на 1 час после взрыва, необходимо найденную по таблице экспозиционную дозу, полученную за указанное время пребывания с начала облучения после взрыва, умножить на отношение P1/100, где P1 - фактический уровень радиации на 1 час после взрыва.
----------------------------------------------------------------------
Время | ВРЕМЯ ПРЕБЫВАНИЯ, ч
начала --------------------------------------------------------
облучения | 1 | 2 | 3 | 4 | 6 | 8 | 10 | 11 | 12 |
с момента --------------------------------------------------------
взрыва, ч | Экспозиционные дозы излучения (Р), получаемые на откр.
| местности при уровне радиации 100Р/ч на 1ч после ЯВ.
----------------------------------------------------------------------
0.5 | 113 | 158 | 186 | 204 | 231 | 249 | 262 | 273 | 310 |
1 |64.8 |98.8 | 121 | 138 | 161 | 178 | 190 | 201 | 237 |
2 | 34 |56.4 |72.8 |85.8 | 105 | 119 | 131 | 140 | 174 |
4 |16.4 |29.4 |40.2 |49.2 |63.4 |74.7 |83.8 |91.6 | 122 |
6 |10.6 |19.4 |27.0 |33.8 |45.0 |54.2 |62.0 |68.7 |96.6 |
8 | 7.6 |14.4 |20.4 |25.6 |34.8 |42.6 |49.3 |55.1 |80.5 |
10 | 6.0 |11.2 |16.0 |20.4 |28.2 |34.9 |40.7 |46.0 |69.4 |
12 | 4.8 | 9.2 |13.2 |17.0 |23.7 |29.5 |34.8 |39.6 |60.8 |
24 | 2.2 | 4.3 | 6.3 | 8.3 |12.0 |15.8 |18.5 |21.4 |35.1 |
По многочисленным данным, собранным в Хиросиме и Нагасаки, отмечены следующие степени поражения людей после воздействия на них однократных доз излучения:
1100 - 5000 Р - 100% смертность в течение одной недели;
550 - 750 Р - смертность почти 100%; небольшое количество
людей, оставшихся в живых, выздоравливает в
течении примерно 6 месяцев;
400 - 550 Р - все пораженные заболевают лучевой болезнью;
смертность около 50%;
270 - 330 Р - почти все пораженные заболевают лучевой
болезнью; смертность 20%;
180 - 220 Р - 50% пораженных заболевают лучевой болезнью;
130 - 170 Р - 25% пораженных заболевают лучевой болезнью;
80 - 120 Р - 10% пораженных чувствует недомогание и усталость
без серьезной потери трудоспособности.
0 - 50 Р - отсутствие признаков поражения
Если же период облучения будет больше четырех суток, то в облученном организме начинают протекать процессы восстановления пораженных клеток. Эффективность воздействия на организм человека однократной дозы излучения с течением времени после облучения составляет через: 1 неделю - 90%, 3 недели - 60%, 1 месяц - 50%, 3 месяца - 12%. Например, если люди были облучены экспозиционной дозой 30P три недели назад, то остаточная доза радиации составляет 30 * 0.6 = 18Р. Таким образом, зная возможные дозы излучения и степень поражения ими людей, можно определить вероятные потери среди населения.
Под режимом защиты рабочих, служащих и производственной деятельности объекта понимается порядок применения средств и способов защиты людей, предусматривающий максимальное уменьшение возможных экспозиционных доз излучения и наиболее целесообразные их действия в зоне радиоактивного заражения.
Режимы защиты для различных уровней радиации и условий производственной деятельности, пользуясь расчетными формулами, определяют в мирное время, т.е. до радиоактивного заражения территории объекта.
Определение допустимого времени начала преодоления зон (участков) радиоактивного заражения производится на основании данных радиационной разведки по уровням радиации на маршруте движения и заданной экспозиционной дозе излучения.
Для облегчения решения задач по оценке радиационной обстановки для уровней радиации от десятков до тысяч рентген в час разрабатывают возможные режимы проведения СНАВР и производственной деятельности для каждого объекта, которые оформляют в виде таблиц и графиков и используют для принятия решений в условиях непосредственного радиоактивного заражения территории объекта.
Расчетная часть.
Пример:
Персональные данные:
t0= 2 часа
tпереходн.= 5 часов
П0 = 90 р/ч
Чрезвычайная ситуация сложилась в сельской местности, в поселке городского типа.
Количество жителей – 5000 чел.
Здания – бетон, кирпич
Предприятие – завод. Количество сотрудников – 500 чел.
Во время ЧС устанавливается, с учетом условной работы персонала и состояния их защищенности, работа в 1-4 смены, продолжительность до 8 часов. Суммарная доза однократного допустимого облучения до 50 Р.; продолжительность работы 4 суток.
1) Измеренный (известный) уровень радиации переводим в «эталонный» для того, чтобы воспользоваться закономерностью спада дозы:
Р1 (через 1 час) = Р0 (измеренный уровень) · t1.20= 75р/ч ·21,2 =90р/ч·2,3=207р/ч
1 час – 207 р/ч
7 часов – 20.7 р/ч
49 часов – 2.07 р/ч
343 ч. (2 недели) – 0.207 р/ч
0.207 р/ч < 0.5 (порог опасной ситуации)
Вывод: в течении 2-х недель будет оставаться опасная радиационная ситуация. Такая обстановка требует использования средств для защиты лица, тела, органов дыхания: респиратор, комбинезон или плащ-накидка, сапоги из кожи или кожзаменителя, для того, чтобы ограничить попадание пыли на открытые участки тела.
2) определяются дозы, которые может получить персонал:
Дозу излучения можно определить и по упрощенной формуле
где — среднее значение мощности дозы за время пребывания на зараженной местности, Р/ч; t — длительность пребывания на зараженной местности, (ч); рн и Рк—мощность дозы на время начала и окончания облучения соответственно,(Р/ч).
Кз на открытой местности = 1
Кз в легковом автомобиле =2
Кз в деревянном, кирпичном здании, железо-бетонной постройке = 7-10 (1-й этаж), 20 (2-й этаж), 30 (3-й этаж) и т.д.
Кз подвальные помещения (толстый слой почвы, бетонные конструкции) – в десятки – сотни раз.
tk = 2 ч. + 5 ч. (переходный период) = 7 ч.
Рср=
Рср =
(средний уровень радиации на открытой местности) – доза, получаемая персоналом гражданской обороны (1/10 от всего персонала) во время действий на открытой местности. Т.е. если предположить, что на предприятии работает 500 человек, из них – 50 человек (персонал ГО) будет находится 7 часов на открытой местности, то уровень полученного облучения будет равен 411.6 р., что означает - все пораженные заболевают лучевой болезнью; смертность около 50% (25 человек).Оценка устойчивости работы предприятия в условиях радиоактивного заражения
После проведения предварительных подсчетов имеющейся и ожидаемой радиационной обстановки, определяются дозы облучения и радиационные потери.
При второй или средней степени радиационного облучения из общего числа пораженных от 5 до 15% безвозвратные потери, часть возращается к трудовой деятельности только через 2-4 месяца лечения. При третьей степени радиационного поражения все или частично люди, животные, растения подвергаются излучению; безвозвратные потери от 20 до 80%.
Выводы: на первые дни ЧС (предстоящие 4 суток) необходимо определить наиболее эффективный режим защиты персонала для обеспечения устойчивой работы предприятия.
2) Первое действие - устанавливаем режим защиты (предварительный), близкий к мирному времени: определяем время пребывания в противорадиационных укрытиях, производственных зданиях, на открытой местности и в жилых зданиях:
Tпр=0ч
Тпз=8ч
Том=0,5ч
Тжз=15.5ч
Кратность ослабления излучений отражает степень снижения дозы только при условии, если персонал пребывает в данном укрытии непрерывно. При периодическом использовании укрытий можно применять среднюю кратность ослабления дозы излучения Сср, определяемую по формуле
где t∑ — общее время нахождения персонала в зараженном районе (t1 + t2 + t3), t1— время работы на открытой местности; t2 и tз — время пребывания в укрытиях с кратностью ослабления, равной соответственно КОСЛ2 и КОСЛз. ' Результаты расчета доз излучения могут использоваться как исходные данные для оценки работоспособности персонала.
Вычисляется коэффициент защищенности:
Сз=
Определение суточной дозы излучения (Дс) ( за 4 суток) по формуле:
Дс=5·Р0·Т01.2·(
), где ро— мощность дозы (Р/ч), к моменту времени t0, ч, после начала радиационного заражения; t1—время начала облучения, ч; t2—время окончания облучения (ч.)Д1с=5·90·21.2·(
)=5*90*2.3*0.348=360р/ч (для открытой местности)Д2с=5·90·21.2·(
)=1035*0.058=60р/чД3с=5·90·21.2·(
)=1035*0.029=30р/ч