Реферат: Радиационная защита предприятия. Обеспечение устойчивой работы предприятия в условиях радиоактивного заражения

Часть II.

2-1. Определение работоспособности предприятия в условиях возможного радиоактивного заражения.

  Последствия радиационной аварии (РА) обусловлены их поражающими факторами -  местности (в основном -, - излучениями) и воздействием излучений на людей.

  Воздействие проникающей радиации ЯВ на ОЭ проявляется главным образом через ее действия на людей, конструкционные материалы и приборы, которые чувствительны к радиации. Поражающее же действие РЗ связано с заражением (загрязнением) местности, акватории и также с облучением людей. В практической дозиметрии в качестве основных параметров, характеризующих степень опасности поражения людей излучением и РЗ местности по - излучению, приняты соответственно доза излучения (табл. 20) и уровень радиации /10/.
  Устойчивость работы ОЭ в ЧС мирного и военного времени зависит в первую очередь от надежной защиты его рабочих и служащих. Поэтому оценивая устойчивость функционирования какого либо ОЭ к воздействию указанных поражающих факторов, необходимо оценить воздействие ионизирующих излучений на рабочих и служащих, занятых в производстве, а также воздействие на радиоэлектронную аппаратуру и материалы.
  Критерием устойчивости работы объекта при воздействии проникающей радиации и радиоактивного заражения является предельно допустимая доза (ПДД) облучения людей, которая не приводит к потере их работоспособности и заболеванию лучевой болезнью.
  ПДД или основной дозовой предел в случае выполнения аварийных работ на РЗ местности из-за аварий, катастроф на атомных станциях (АС) и других радиационно-опасных объектах (РОО), устанавливается "Нормами радиационной безопасности (НРБ)". Так, для действующих, строящихся, реконструируемых и проектируемых АС согласно НРБ-96 планируемое повышение облучения в дозе - эффективная доза в год: 100 м3в (10 бэр) с разрешения территориальных органов Госсанэпиднадзора и 200 м3в (20 бэр) только с разрешения Госкомсанэпиднадзора РФ /12,11/.
  Для военного времени при ЯВ / 1 / ПДД установлены следующие: при однократном облучении (в течении 4 сут.) - 50 Р; при многократном облучении - 100 Р (в течении 30 сут.), 200 Р (в течение 3 месяцев) и 300 Р (в течение 1 года).
  Условия работы ОЭ после ядерного взрыва или радиационной аварии, катастрофы на РОО характеризуются радиационной обстановкой (РО) на его территории, а следовательно, уровнем радиации и местом работы людей (в зданиях или на открытой местности).
  Исходными данными для оценки устойчивости работы ОЭ при РЗ местности и действии проникающей радиации являются: уровень радиации и доза излучения после ЯВ; характеристика производственных зданий и сооружений (расположение, конструкция, этажность и т.д.); характеристики защитных сооружений (ЗС); характеристики технологического оборудования, приборов, автоматики и используемых материалов.
  Оценка устойчивости работы промышленного объекта и др. ОЭ производится в такой последовательности:
  1. Определяется степень защищенности рабочих и служащих, характеризуемая коэффициентом ослабления (Kосл.) защитных сооружений или производственных зданий.
  В этом случае находятся значения каждого здания, сооружения, убежища и др. ЗС, в которых будет работать или отдыхать производственный персонал.
  2. Рассчитывается допустимая доза облучения людей и уровень радиации через 1ч после взрыва на данный рабочий день.
  Уровень радиации после взрыва и доза облучения персонала объекта определяются при выявлении и оценке РО по данным разведки местности.
  По значению дозы излучения оценивается устойчивость работы объекта согласно указанному определению по критерию устойчивости: DобПДД.
  3. Определяется критерий устойчивости работы ОЭ.
  При этом значение полученной дозы излучения сравнивается с ПДД согласно определению критерия устойчивости объекта: DобПДД - объект устойчив.
  4. Выявляется возможность герметизации помещений объекта для предотвращения распространения РВ и радиоактивных газов.
  5. Определяется режим радиационной защиты рабочих и служащих.
  По значению уровня радиации на ОЭ через 1ч после взрыва согласно методике оценки РО  находится режим защиты персонала объекта.
  Типовой режим включает три этапа (периода):
  а) I этап - продолжительность прекращения работы объекта и пребывания людей в ЗС;
  б) II этап - продолжительность работы объекта с использованием ЗС для отдыха людей;
  в) III этап - продолжительность работы объекта с использованием для отдыха жилых домов с ограничением времени пребывания людей на открытой местности.
  Таким образом, допустимая продолжительность работы рабочих и служащих на промышленном объекте и режим их поведения в условиях РЗ будет зависеть от:
  - уровня радиации на ОЭ;
  - от значений Kосл. производственных зданий сооружений и ЗС, где будут работать и отдыхать люди;
  - от величины дозы излучения на данные сутки работы ОЭ.
  С учетом этих факторов и с использованием методики оценки РО определяется и вводится режим радиационной защиты рабочих и служащих объекта.
  Анализ результатов оценки устойчивости работы ОЭ в условиях воздействия проникающей радиации и РЗ завершается выводами, в которых указываются:
  ожидаемые дозы облучения на открытой РЗ местности;
  критерий устойчивости объекта;
  степень защиты персонала и оборудования;
  возможность непрерывной работы объекта в обычном режиме и при РЗ территории ОЭ;
  мероприятия по повышению устойчивости работы объекта.

СРЕДСТВА ЗАЩИТЫ НАСЕЛЕНИЯ

I.   Коллективные средства защиты
  - убежища
  - быстровозводимые убежища (БВУ)
  - противорадиационные укрытия (ПРУ)
  - простейшие укрытия (ПУ)

II. Индивидуальные средства защиты органов дыхания
  - фильтрующие противогазы
  - изолирующие противогазы
  - фильтрующие респираторы
  - изолирующие респираторы
  - самоспасатели, шланговые, автономные
  - патроны к противогазам

III.                                                                                                                                  Индивидуальные средства защиты кожи
  - фильтрующие
  - изолирующие

IV. Приборы дозиметрической разведки

V.                                                                                                                                   Приборы химической разведки

VI. Приборы - определители вредных примесей в воздухе

VI. Фотографии

Часть III

3-1. Оценка радиационной обстановки и определение режимов защиты предприятия в условиях радиоактивного заражения.

Радиационная обстановка складывается на территории административ­ного района, населенного пункта или объекта в результате радиоактивно­го заражения местности и всех расположенных на ней предметов и требует принятия определенных мер защиты, исключающих или уменьшающих радиаци­онные потери среди населения.

Под оценкой радиационной обстановки понимается решение основных задач по различным вариантам действий формирований, а также производс­твенной деятельности объекта в условиях радиоактивного заражения, ана­лизу полученных результатов и выбору наиболее целесообразных вариантов действий, при которых исключаются радиационные потери. Оценка произво­дится по результатам прогнозирования последствий применения ядерного оружия и по данным радиационной разведки.

Поскольку процесс формирования радиоактивных следов длится нес­колько часов, то предварительно проводят оценку радиационной обстанов­ки по результатам прогнозирования радиоактивного заражения местности. Эти данные позволяют заблаговременно, т.е. до подхода радиоактивного облака к объекту, провести мероприятия по защите населения, рабочих, служащих, подготовке предприятия к переводу на режим работы в условиях радиоактивного заражения, подготовке противорадиационных укрытий и средств индивидуальной защиты.

Исходные данные для прогнозирования уровней радиоактивного зара­жения: время осуществления ядерного взрыва (аварии), его координаты, вид и мощ­ность взрыва, направление и скорость среднего ветра. Только достовер­ные данные о радиоактивном заражении, полученные органами разведки с помощью дозиметрических приборов, позволяют объективно оценить радиа­ционную обстановку. На объекте разведка ведется постами радиационного наблюдения, звеньями и группами радиационной разведки. Они устанавли­вают начало радиоактивного заражения, измеряют уровни радиации и иног­да определяют время наземного ядерного взрыва. Полученные данные об уровнях радиации и времени измерений заносятся в журнал радиационной разведки и наблюдения. По нанесенным на схемы уровням радиации можно провести границы зон радиоактивного заражения.

Степень опасности и возможное влияние последствий радиоактивного заражения оцениваются путем расчета экспозиционных доз излучения, с учетом которых определяются: возможные радиационные потери; допустимая продолжительность пребывания людей на зараженной местности; время на­чала и продолжительность проведения спасательных и неотложных аварий­но-восстановительных работ на зараженной местности; допустимое время начала преодоления участков радиоактивного заражения; режимы защиты рабочих, служащих и производственной деятельности объектов и т.д.

Основные исходные данные для оценки радиационной обстановки: вре­мя ядерного взрыва, от которого произошло радиоактивное заражение, уровни радиации и время их измерения; значения коэффициентов ослабле­ния радиации и допустимые дозы излучения. При выполнении расчетов, связанных с выявлением и оценкой радиационной обстановки, используют аналитические, графические и табличные зависимости, а также дозиметри­ческие и расчетные линейки.

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/ч

Д3с=5·90·21.2·()=1035*0.029=30р/ч

Д4с=5·90·21.2·()=1035*0.0197=20.4р/ч

∑Д=360=60=30=20.4=470.4 (открытая местность)

 › 50р/ч (безопасная доза)

Вывод: предварительный режим не обеспечивает необходимую защиту персонала от облучения. Время превышения нормы уточняется введением коэффициента безопасной защищенности на каждые сутки в отдельности.

Сбз=        14.4 (1-сутки);  6 (2-сутки); 3.75 (3-сутки); 2.9 (4-сутки)

Сбз должен быть меньше или равен Сз

Т.к. Сз =8.4, делаем вывод, что 1-е сутки не отвечают необходимым нормам защиты от облучения.

Для первых суток введем Тпр=16.4ч, Тпз=6ч; Том=0,6ч; Тжз=1ч

Время в производственных зданиях поделим на несколько смен.

Сз1=

Заключение по работе.

Рассматриваемое предприятие  в целом готово к работе в радиационной обстановке , но процент потерь в зависимости радиационного поражения неизбежен .

В результате исследований выявляются слабые места в работе предприятия и даются рекомендации руководителю предприятия по устранению  этих слабых мест и по повышению устойчивости работы объекта.   Мероприятия по предупреждению аварий и катастроф представляют собой комплекс организационных и инженерно - технических мероприятий , направленных на выявление и устранение причин этих явлений, максимальное снижение возможных разрушений и потерь , если эти причины полностью неудается устранить , а также на создание благоприятных условий для проведения спасательных и аврийно-восстановительных работ.
  Наиболее эффективное мероприятие - закладка в проекте вновь создаваемых объектов планировочных , технических и технологических решений , максимально уменьшающих вероятность возникновения аварий, или снижающих материальный ущерб в случае , если авария произойдет .
  Учитываются требования охраны труда , техники безопасности , правила эксплуатации энергетических установок , подъемно - транспортного оборудования , емкостей под высоким давлением и т.д..

Вывод:

 В план работ по повышению устойчивости предприятия к возможным ЧС вносятся предложения:

в 1-й год – провести обучение персонала;

во 2-й год – восстановление средств оповещения; затем – создание средств защиты зданий.

Список использованной литературы

1. (1-2)  Экология, охрана природы и экологическая безопасность.:   Учебное пособие/Под ред. проф. В.И.Данилова-Данильяна. В 2 кн. Кн. 1. -- М.: Изд-во МНЭПУ, 1997. – 424 с.

2. Брошюра «Радиация. Дозы, эффекты, риск».

3. статья М.Пронина, подготовленной по материалам отечественной и зарубежной печати в 1992 году.

4.  Зайцев А.П.. «Защита населения в чрезвычайные ситуации», выпуск №2 (темы с 8 по 14). – М.: « Военное знание», 2000.

5. (1-2) Защита от оружия массового поражения. В.В. Мясников. – М.: Воениздат, 1984.

6. (1-2)  Бобок С.А., Юртушкин В.И. Чрезвычайные ситуации: защита населения и территорий. – М.: «Издательство ГНОМ и Д», 2000.

7. (3-1) Лекционный материал

[1] Экология, охрана природы и экологическая безопасность.:  Учебное пособие/Под ред. проф. В.И.Данилова-Данильяна. В 2 кн. Кн. 1. -- М.: Изд-во МНЭПУ, 1997. – 424 с.