Прогнозування радіаційної ситуації після аварії на атомній електростанції

Автор: Пользователь скрыл имя, 19 Апреля 2012 в 21:14, контрольная работа

Описание работы

Зростання науково-технічного прогресу на початку ХХІ століття привело до більш широкого використання атомної енергії в народному господарстві. Досить сказати, що на території України працює 4 атомних станції (Рівненська АЕС, Хмельницька АЕС, Південноукраїнська АЕС, Запорізька АЕС) та більше 8 тис. підприємств і організацій, які використовують у виробництві радіоактивні речовини. До даного часу ще не вивантажено радіоактивне паливо з 1 і 3 енергоблоків Чорнобильської АЕС. В Дніпропетровській, Кіровоградській та Миколаївській областях розташовано багато підприємств по видобутку та переробці уранових руд. В даний час на радіаційно-небеспечних об’єктах

Содержание

ВСТУП………………………………………………………………………….4
1.Оцінка радіаційних обставин в період формування сліду радіаційної
хмари після аварії на АЕС .……………………………….…………………....6
2. Оцінка радіаційних обставин внаслідок аварії на АЕС після її
стабілізації ……………………………………………………………………..13
ДОДАТОК 1……………………………………………………………...…...18
ДОДАТОК 2………………………………………………………...…….…..25
ДОДАТОК 3………………………………………………………...…….…..26
СПИСОК ВИКОРИСТАНИХ ДЖ

Работа содержит 1 файл

БЖД,Методичні вказівки до РГР, .doc

— 520.50 Кб (Скачать)

           Відправні дані для розрахунку:

1. Щільність зараження при русі в автобусі Павт = Пцех.

2. Для розрахунків приймаємо: 1, Кu / км2= 0,009 мбер/год.

3. Коефіцієнт послаблення радіації визначається по табл. Б. 10.

 

Добова доза опромінення в берах розраховується по формулі:

 

,

 

де: Рі - потужність дози випромінювання в місці перебування людей визначається по формулі

 

Р і[мбер/год], = 0,009 x П і [Кu / км2] ,

 

де Пі = рівень забруднення відповідної території, Кu / км2 ;

tі - час знаходження в даних умовах (цех, автобус, зона відпочинку);

Ki посл - коефіцієнт послаблення захисних споруд.

 

Рішення

1.Визначаємо  кількість вихідних днів   365днів – 252 днів =113 днів

     2. Виконуємо розрахунок рівня радіації Рі в залежності від ступеня забруднення П і :

- для місця відпочинку (IV зона посиленого радіоекологічного контролю,    де  П 4зон =1 Кu/ км2 )

 

Рвідп = П4зони х 0,009 = 1 Кu/ км2  х 0,009 = 0,009 мбер/год;

 

- для робочої зони ( Проб. зони= 8 Кu/ км2 )

Рроб.зони= Проб. зони х 0,009 = 8 Кu/ км2  х 0,009 = 0,072 мбер/год;

-для переміщення на автомобілі   ( Павто= Проб. зони ) , тобто

Равто = Рроб.зони = 0,072 мбер/год.

3. Виконуємо розрахунок розподілу людей

Nвідкр=50 люд ∙ 0,2=10 люд. ;   Nцех=50 люд - 10 люд =40 люд.

4. Визначаємо добову дозу опромінення, отриману робітниками  на відкритих  майданчиках  за період роботи

5. Визначаємо добову  дозу опромінення, отриману робітниками в цеху під час роботи

 

6. Визначаємо добову дозу опромінення, отриману робітниками в автомобілі під час  переїзду

 

 

7.Визначаємо добову дозу опромінення, отриману робітниками  під час  відпочинку в робочі дні

 

8.Визначаємо добову дозу опромінення, отриману робітниками  під час відпочинку в вихідні  дні

9.Визначаємо річну   дозу опромінення, отриману робітниками, які працювали на відкритих площадках

 

Дріквідкр = (Ддобвідкр+Ддобавт+Ддобавт) · 252 + Ддобвих · 113, бер/рік;

 

10.Визначаємо річну дозу опромінення, отриману робітниками, які працювали у цехових приміщеннях

 

Дрікцех = (Ддобцех+Ддобавт+Ддобвідп) · 252 + Ддобвих · 113, бер/рік .   

 

          В залежності від величини річних доз опромінення  варіанти організації робіт можуть бути наступні:

а). Підсилити радіаційний контроль і облік доз опромінення.

б). Працювати у звичайному режимі.

в). Чередувати роботу на відкритих площадках з роботою в цеху.

г). Роботи на відкритих площадках не проводити,  у цеху працювати у   звичайному  режимі без виходу із цеху.

д). Евакуювати всіх робітників із  будівельного майданчика.

є). Проводити дезактивацію території та санітарну обробку робітників.

         Для визначення відповідного варіанту необхідно порівняти  величину розрахованої річної  дози опромінення з річною допустимою дозою.

 

11.Порівнюємо розраховану річну дозу опромінення , отриману робітниками, які працювали на відкритих площадках з річною допустимою дозою

 

Дрікцех(0,044бер)< Дрікдоп(0,1 бер/рік).

 

12. Порівнюємо розраховану річну дозу опромінення , отриману робітниками, які працювали в цеху з річною допустимою дозою

 

Дріквідкр(0,169бер) > Дрікдоп(0,1 бер/рік).

Висновок: 

1.Річна доза опромінення , отримана робітниками, які працювали на відкритих площадках в 1,69 разів перевищує річну допустиму дозу.

2.Річна доза опромінення , отримана робітниками, які працювали в цеху в 2,27 разів менша ніж  річна допустима доза.

В такому випадку вибираємо слідуючі варіанти організації робіт:

                  Підсилити радіаційний контроль і облік доз опромінення;

                  Змінювати роботу на відкритих площадках з роботою в цеху;

                  Проводити дезактивацію території та санітарну обробку  робітників.

 

Додаток1 

                                                                        Таблиця Б.1.

Категорії стійкості атмосфери.

 

Швидкість вітру на висоті

10м  ν 10, м/с

 

 

 

Час доби та наявність хмарності

День

Ніч

відсутня

середня

суцільна

відсутня

суцільна

ν 10        <2

А

А

А

А

А

2< ν 10    <3

А

А

Д

Г

Г

3 < ν 10  < 5

А

Д

Д

д

Г

5< ν 10     <6

д

Д

Д

д

Д

  ν 10    > 6

д

Д

Д

д

Д

Примітка. А - дуже нестійка (конвекція); Д - нейтральна (ізотермія);

Г - дуже стійка (інверсія).

Таблиця Б.2.                                                                                                 Розміри прогнозованих зон радіоактивного забруднення місцевості за слідом хмари після аварії на АЕС (категорія стійкості А, швидкість вітру 2 м/с).

 

Вихід

активності,

%

 

 

 

Індекс зони

Реактор

 

 

РВБК-1000

ВВЕР-1000

 

 

Довжина, км

Ширина, км

Довжина, км

Ширина, км

3

м

62,5

12,1

82,5

16,2

3

А

14,1

2,7

13

2,2

10

М

140

29,9

185

40,2

10

А

28

5,9

39,4

6,8

10

Б

6,8

0,8

-

-

30

М

249

61,8

338

82,9

30

А

62,6

12,1

82,8

15,4

30

Б

13,9

2,7

17,1

2,5

30

В

6,9

0,8

-

-

50

М

324

81,8

438

111

50

А

88,3

18,1

123

24,6

50

Б

18,3

3,6

20,4

3,7

50

В

9,21

1,5

8,8

1,07

Примітка. Відсутність даних про розміри зон радіоактивного забруднення сві­дчить про те, що зони не утворюються.

22

 



Таблиця Б.3.

Середня швидкість вітру ν сер у шарі від поверхні землі до висоти переміщення центру хмари, м/с.

 

Категорія

стійкості

атмосфери

 

 

Швидкість вітру на висоті 10 м ν 10, м/с

менше 2

2

3

4

5

понад 6

А

2

2

5

д

5

5

5

10

г

5

10

10

Таблиця Б.4. Розміри прогнозованих зон радіоактивного забруднення місцевості за слідом хмари після аварії на АЕС (категорія стійкості Д, швидкість вітру 5 м/с).

 

Вихід

активності,

%

 

 

 

Індекс зони

 

 

 

Реактор

РВБК-1000

ВВЕР-1000

Довжина, км

Ширина, км

Довжина, км

Ширина, км

3

м

145,0

8,4

74,5

3,7

3

А

34,1

1,7

9,9

0,2

10

М

270,0

18,2

155,0

8,7

10

А

75,0

3,9

29,5

1,1

10

Б

17,4

0,6

10

В

5,8

0,1

30

М

418,0

31,5

284,0

18,4

30

А

145,0

8,4

74,5

3,5

30

Б

33,7

1,7

9,9

0,2

30

В

17,6

0,6

50

М

583,0

42,8

379,0

25,3

50

А

191,0

11,7

100,0

5,2

50

Б

47,1

2,4

16,6

0,6

50

В

23,7

1,1

50

Г

9,4

0,2

Информация о работе Прогнозування радіаційної ситуації після аварії на атомній електростанції