Дозы облучения, получаемые людьми при открытом расположении

Размеры прогнозируемых зон загрязнения местности на следе облака при аварии на АЭС, км

Определение возможных доз внутреннего и внешнего облучения людей на этапе спада радиации по закону Вэя-Вигнера.

Дозы внутреннего (ингаляционного) поражения людей (в Греях) на различных расстояниях от АЭС могут быть рассчитаны по формуле:

D_вит = 2 · W_эл· R^{–(R/200 + 1,4)}, (2.11)

где W_эл — электрическая мощность реактора, МВт;

R — расстояние от АЭС до объекта, км.

Таблица 2.23

Выход актив-ности, %	Индекс зоны	Тип реактора
РБМК–1000	ВВЭР–1000
Длина, км	Ширина, км	Длина, км	Ширина, км
Конверсия, скорость ветра — 2 м/с
	М
	А
	М
	А
	Б			—	—
	М
	А
	Б
	В			—	—
Изотермия, скорость ветра — 5 м/с
	М
	А				0,3
	М
	А
	Б			—	—
	В		0,1	—	—
	М
	А
	Б				0,3
	В		0,7	—	—
Изотермия, скорость ветра — 10 м/с
	М
	А				0,1
	М
	А		2,5		0,6
	Б		0,3	—	—
	М
	А
	Б				0,1
	В		0,35	—	—
Инверсия, скорость ветра — 5 м/с
	М				0,6
	М				2,6
	А			—	—
	М
	А		3,6		0,6
Инверсия, скорость ветра — 10 м/с
	М			—	—
	М				2,1
	А		1,2	—	—
	М				4,4
	А			—	—

Для расчета дозы внешнего облучения используют формулу:

D_вн = D^* + D^**, где первая составляющая определяется полученной дозой (в Греях) при прохождении радиоактивного облака:

D^* = (W_эл/100 · К_осл) · R^–1,2, (2.12)

где К_осл — коэффициент ослабления радиации зданием, сооружением (в разах).

Вторая составляющая характеризует дозу внешнего облучения людей (в Греях) за время нахождения на зараженной территории:

D^** = t ·(Р_вх + Р_вых)/200 · К_осл, (2.13)

где: t — время пребывания людей на зараженной территории, ч;

Р_вх и Р_вых — уровни радиации на местности (мощности доз) при входе на загрязненную территорию и при выходе из нее соответственно, Гр/ч.

Дозы внешнего облучения людей можно также определить по таблицам 2.26 и 2.27.

5. Допустимое время пребывания людей на радиоактивно зараженной местности ( или начала спасательных работ) можно определить по таблицам 2.26 и 2.27, если известна заданная доза.

6. Определение радиационных потерь. Радиационные потери (%) зависят от полученной суммарной дозы внешнего и внутреннего облучения и определяются по таблице 2.28. Проценты указаны с учетом среднестатистического состава населения по возрасту с учетом типовых хронических заболеваний. Наиболее опасны одни и те же дозы облучения для детей, особенно до 5 лет, и людей пожилого возраста. Наиболее способны к выживанию люди среднего возраста, не страдающие хроническими заболеваниями. В таблице приведены потери только от заболеваний лучевой болезнью и не учитываются другие последствия радиоактивного облучения людей.

7. Уровни вмешательства определяются конкретными результатами оценки радиационной обстановки, при этом руководствуются Международными нормами радиационной безопасности и нормами радиационной безопасности НРБ-2000. По результатам прогнозирования и оценки радиационной обстановки разрабатываются планы по радиационной защите.

Таблица 2.26

в середине зоны от аварии на АЭС, 10^-4Гр

Время начала облуче-ния	Продолжительность пребывания в зоне загрязнения
Часы	Сутки	Месяцы
Зона М
1 ч
6 ч
1 сутки
15 сутки
1 месяц
6 месяцев
12 месяцев
Зона А
1 ч
6 ч
1 сутки
15 сутки
1 месяц
6 месяцев
12 месяцев
Примечания: 1. Дозы облучения на внутренней границе зоны примерно в 3,2 раза больше, а на внешней — в 3,2 раза меньше указанных. 2. Для определения времени начала или продолжительности пребывания в зоне необходимо заданную дозу разделить на 3,2 при нахождении на внутренней границе зоны или умножить на 3,2 при нахождении на внешней границе зоны.

Таблица 2.27

Дозы облучения, получаемые людьми при открытом расположении

в середине зоны при аварии на АЭС, 10^-2 Гр

Время начала облуче-ния	Продолжительность пребывания в зоне загрязнения
Часы	Сутки	Месяцы
Зона Б
1 ч	2,2
6 ч	1,5	8,3
1 сутки		5,3
1 месяц	0,2	1,2	2,3	4,6
6 месяцев	0,1	0,6	0,8	1,6
12 месяцев	0,1	0,4	1,6	3.2
Зона В
1 ч
6 ч	4,6
1 сутки
1 месяц	0,6		7,4
6 месяцев	0,2	1,3	2,6	5,2
12 месяцев	0,1	0,8	1,6	3,2
Зона Г
1 ч
6 ч
1 сутки
1 месяц
6 месяцев	0,7	4,2	8,4
12 месяцев	0,4	2,7	5,3	10,6
Примечания: 1. Дозы облучения на внутренней границе зоны примерно в 1,8 раза больше, а на внешней — в 1,8 раза меньше указанных. 2. Для определения времени начала или продолжительности пребывания в зоне необходимо заданную дозу разделить на 1,8 при нахождении на внутренней границе зоны или умножить на 1,8 — на внешней границе зоны.

Таблица 2.28

Суммарные радиационные потери (%) в зависимости

от полученной дозы облучения

Доза облучения, Гр.	При одноразовом облучении до:	Продолжительность облучения	% выхода из строя после начала облучения	Смертность облучаемых,%
Через 12 ч	Через сутки	Через 30 суток
	4 суток	До 4 суток	—	—	Единичные случаи	Единичные случаи
1,25	4 суток	до 4 суток	—	—
1,5	4 суток	до 4 суток	—	—
1,75	4 суток	до 30 мин
12 ч
	4 суток	до 20 мин
	6 ч
1 суток	—
2,5	1 ч	30 мин
2 часа
	—	1 час
12 ч
4 суток
	—	1 ч
12 ч
	—	1 ч
12 ч
4 суток
	—	1 ч
12 ч
4 суток

Оценка радиационной обстановки после аварии на АЭС по данным разведки

После загрязнения территории и воздушного пространства радиоактивными веществами в населенном пункте или в районе объекта экономики производят замеры различных характеристик ионизирующих излучений дозиметрическими приборами. По результатам замеров производят:

· уточнение типов радионуклидов, загрязняющих данную местность и воздушное пространство;

· уточнение реальных зон радиоактивного загрязнения и динамики их изменения;

· определение возможных доз облучения людей за определенные промежутки времени для оперативного принятия решения по радиационной защите населения;

· определение допустимой продолжительности пребывания людей на радиоактивно загрязненной местности;

· прогнозирование и оценку возможности использования местной продукции растениеводства и животноводства населением, проживающим на данной территории;

· оценку экономического, социального и экологического ущербов;

· планирование мероприятий по радиационной защите и обеспечению радиационной безопасности населения.

1. Зоны радиоактивного загрязнения уточняются по результатам измерений характеристик ионизирующих излучений дозиметрическими приборами с нанесением на карту.

2. Типы и количество радионуклидов, выброшенных из реактора на объект, сообщаются вышестоящей организацией или Министерством по чрезвычайным ситуациям и уточняются в районе объекта собственными измерениями.

3. Определение возможных доз облучения людей на территории объекта или населенного пункта осуществляется по одной из методик с учетом особенностей аварии на АЭС. Если из реактора выброшено значительное количество радионуклидов и спад радиации на местности подчиняется закону Вэя-Вигнера, то поглощенная доза рассчитывается по следующей методике:

а) уточняют закон спада уровня радиации по закону Вэя - Вигнера для чего находят величину n (см. формулу 1.36), для чего в одной и той же точке дважды измеряют уровни радиации Р₁ и Р₂ (в рад/ч), при этом фиксируют астрономическое время t₁ и t₂;

б) определяют величину n по формуле:

n = (lqP₁ – lqP₂)/(lqt₁ – lqt₂) (2.14)

в) Если принять время начала пребывания на радиационно загрязненной местности t_н (в часах), а время окончания — t_к (в часах), то численное значение поглощенной дозы D (в радах) можно определить по формуле:

D = [P₀t₀/(1 – n)∙ К_осл](t_k^{1– n} – t_н^{1–- n}) (2.15)

где Р₀ — известная мощность поглощенной дозы (рад/ч) в момент времени t₀ (в часах) после начала радиоактивного заражения местности;

К_осл — коэффициент ослабления, показывающий во сколько раз меньше мощность дозы излучения в сооружении, здании, транспорте, по сравнению с мощностью дозы на открытой местности.

Формула (2.15) справедлива для спада радиации по закону Вэя-Вигнера в течение 100—160 суток. За этот период подавляющее большинство радионуклидов полностью или в значительной части распадаются и сохраняются только имеющие значительный период полураспада. Обычно сохраняются такие радионуклиды, как цезий-134, цезий-137, стронций-89, стронций-90, плутоний-239 и др. После этого для расчета доз облучения можно применить основной закон радиоактивного распада. Согласно закону радиоактивного распада, падение мощности поглощенной дозы описывается зависимостью (2.16):

Р = Р₀· е^{– 0,693t/Т} , (2.16)

где Р — мощность поглощенной дозы излучения ( рад/год) на расчетное время t (год), прошедшее с момента аварии;

Р₀ — первоначальная мощность дозы излучения, соответствующая начальной поверхностной активности радионуклида, рад/год;

Т - период полураспада радионуклида, год.

Выражение (2.16) можно упростить:

Р ≈ Р₀· 2^{– t/T} , (2.17)

полагая, что е = 2,73 ≈ 2, а 0,693 ≈ 1.

Первоначальная мощность дозы Р₀, рад/ч определяется по формуле (2.18):

Р₀ = 0,2· μ· Е · А₀· m (2.18)

где μ — линейный коэффициент ослабления излучения воздухом, определяемый по таблице 2.29, см^–1;

Е — энергия излучения, Мэв;

А₀ — уровень первоначального загрязнения, Кu/км²;

m — число гамма - квантов или бета - частиц, приходящихся на один распад радионуклида (для цезия-137 и стронция-90 m = 1).

Таблица 2.29

Зависимость линейного коэффициента ослабления

гамма- и бета - излучения воздухом от энергии излучения

Характеристики излучения	Виды излучения
Бета-излучение	Гамма-излучение
Энергия Е, Мэв	0,51	0,52	0,55	2,27	0,66
μ, 1/см· 10–4	1,102	1,098	1,082	0,540	1,013

Дозу внешнего облучения D_вн (в радах) можно определить по формуле (2.19):

Dвн =

T· P₀ · [ 2^–tн/Т – 2^–tк/Т]

К_осл · ln2 (2.19)

где t_н — время начала проживания на загрязненной территории с момента аварии на АЭС, год;

t_к — время окончания проживания, год;

К_осл — коэффициент ослабления радиации жилищем, зданиями, сооружениями, раз;

Т — период полураспада, год.

Поглощенную дозу внутреннего облучения D_внут (в радах)можно определить по формуле 2.20. При начальном уровне загрязнения почвы цезием-137 5 Кu/км²и при проведении агротехнических мероприятий поглощенная доза внутреннего излучения в среднем составляет 0,15 рад/год. При других начальных условиях загрязнения доза пропорциональна А₀/5.

D_внут = 0,15 (t_к – t_н)А₀/5 (2.20)

Суммарная доза D (в радах) определяется по формуле (2.21):

D = D_вн + D_внут (2.21)

4. Расчет допустимого времени пребывания Т_доп (в часах) при заранее установленной допустимой дозе облучения D_доп (в радах) производится по формуле 2.22:

Т_доп = {[(1 – n)· D_доп · К_осл/P₀·t₀] + t^1–n}^1/1–n + t_н (2.22)

Оценка остальных пунктов базируется на применении НРБ-2000 и с учетом планов по радиационной защите, разработанных по результатам прогнозирования.

Методика прогнозирования и оценки радиационного загрязнения продукции растениеводства и животноводства

Прогнозирование радиоактивного загрязнения сельскохозяйственной продукции позволяет осуществлять комплексное планирование мероприятий, которые делятся на организационные, агротехнические и агрохимические и обеспечить получение продукции с содержанием радиоактивных веществ в пределах установленных уровней.

Количественно переход радионуклидов из почвы в растения характеризуется коэффициентом перехода (К_п), который определяется соотношением

К_п = С_р / С_п (2.23)

где С_р — концентрация радионуклидов в растении, Бк/кг или Кu/кг;

С_п — концентрация радионуклидов в почве, Бк/кг или Кu/кг.

Экспериментальные данные показывают, что коэффициенты перехода постоянно меняются. Поэтому поступают так. За основу берутся коэффициенты перехода, для различных почв, которые рассчитаны на плотность загрязнения 1 Кu/км² (приложение 5). При более высокой плотности загрязнения почв коэффициенты перехода, рассчитанные на плотность загрязнения почв 1 Кu/км², умножаются на величину плотности загрязнения. Полученный результат будет соответствовать уровню загрязнения урожая, выращенного на данном поле без проведения дополнительных защитных мероприятий, направленных на снижение перехода радионуклидов из почвы в растения.

Полученные результаты по отдельным растениям сравниваются с установленными нормами. Если степень загрязнения растений превышает нормы, то принимаются меры или по дезактивации или по снижению перехода радионуклидов из почвы в растения в очередном цикле выращивания урожая (рассматриваются в главе 4). Содержание радионуклидов в продукции животноводства определяется содержанием радионуклидов в рационе питания животных (рассматривается в главе 4).

Оценка радиационной обстановки при взрывах ядерных боеприпасов

Оценка радиационной обстановки при взрывах ядерных боеприпасов заключается в определении масштабов, степени радиоактивного заражения местности и его влияния на жизнедеятельность населения.

Выявление и оценка радиационной обстановки производится двумя методами:

· методом прогнозирования;

· по данным разведки.

Исходные данные для оценки радиационной обстановки методомпрогнозирования: координаты и вид взрыва, время взрыва, мощность взрыва, допустимые дозы облучения, направление и средняя скорость ветра.

На этапе прогнозирования определяют:

· вероятный сектор и зоны радиоактивного заражения местности;

· возможное время начала заражения территории и воздушного пространства в районе объекта или населенного пункта и вероятность попадания их в сектор радиоактивного заражения;

· ожидаемые дозы облучения людей на открытой местности и в защитных сооружениях;

· возможность защиты людей и возможные потери.

На основании прогнозирования составляется план радиационной защиты.

Методика прогнозирования аналогична прогнозированию радиоактивного заражения при аварии на АЭС. Рассмотрим только некоторые особенности.

Вероятный сектор и зоны радиоактивного заражения определяют по следующей методике.

1. На карте из точки предполагаемого ядерного взрыва проводят ось по направлению среднего ветра.

2. Вокруг центра взрыва проводится окружность, обозначающая зону возможного радиоактивного заражения в районе взрыва. Радиус окружности принимают: 0,77 км для мощности взрыва 20 кт, 0,9 км — для 50 кт, 1 км –– для 100 кт, 1,12 км — для 2000 кт.

3. От окружности проводят две касательных, параллельных оси следа. Относительно них проводят боковые границы под углами 20⁰ к касательным (рис. 2. 11).

4. В секторе проводятся границы зон радиоактивного заражения (размеры берутся из таблицы 2.30):

· зона А (умеренного заражения, уровень радиации на внешней границе зоны через час после взрыва 8 Р/ч, доза до полного распада 40 рад);

· зона Б (сильного заражения, уровень радиации на внешней границе через час после взрыва 80 Р/ч, доза до полного распада 400 рад);

· зона В (зона опасного заражения, уровень радиации на внешней границе зоны через час после взрыва 240 Р/ч, доза до полного распада 1200 рад);

· зона Г (чрезвычайно опасного заражения, уровень радиации на внешней границе зоны через час после взрыва 800 Р/ч, доза до полного распада 4000 рад).

Таблица 2.30

Размеры зон радиоактивного заражения на следе радиоактивного облака

Мощность взрыва, кт	Скорость ветра, км/ч	Размеры зон заражения, км
Зона А	Зона Б	Зона В	Зона Г
Длина	ширина	длина	ширина	длина	ширина	длина	шиширина
			2,1	4,6		2,8	0,6	1,4	0,3
		2,8	5,3		2,7	0,6	1,2	0,2
		2,6	5,2	0,9	2,4	0,5	1,1	0,2
			5,7		2,9			6,8	1,1
		7,2		3,3		1,9	6,6	1,1
		8,3		3,3		1,9	6,5
			7,8				2,8		1,7
		9,9		4,7				1,7
				4,7				1,5
					5,1		3,6		2,2
				6,1				2,2
				6,4		3,9

Реальные зоны радиоактивного заражения попадают в сектор с вероятностью 0,9. Сами зоны занимают примерно одну треть сектора. В пределах сектора зоны радиоактивного заражения А, Б, В и Г могут менять свое положение.

Прогнозирование и оценка радиационной обстановки по данным разведки проводится аналогично как и при аварии на АЭС.

Вопросы для самоконтроля:

1. Особенности построения зон радиоактивного загрязнения при аварии на АЭС.

2. Что определяют на этапе прогнозирования при авариях на АЭС.

3. Что определяют в процессе оценки радиационной обстановки по данным разведки при авариях на АЭС.

4. Особенности прогнозирования и оценки продукции растениеводства, выращенной на загрязненной радионуклидами почве.

5. Особенности оценки радиационной обстановки при взрывах ядерных боеприпасов.