Инвестиционные проекты, реализуемые на железнодорожном транспорте

Действие ионизирующего излучения на людей и животных заключается в разрушении живых клеток организма, которое может привести к различным заболеваниям, а в некоторых случаях и к смерти. Чтобы оценить влияние ионизирующих излучений на человека (животное), надо учитывать две основные характеристики: ионизирующую и проникающую способности [9].

Альфа-излучение обладает высокой ионизирующей и сла

бой проникающей способностью. Обыкновенная одежда полностью защищает человека. Опасным является попадание альфа-частиц внутрь организма с воздухом, водой и пищей. Бета-излучение имеет более мощную ионизирующую способность, чем альфа-излучение, большую проникающую способность. Одежда уже не может полностью защитить, нужно использовать любое прикрытие. Гамма - и нейронное излучение обладают очень высокой проникающей способностью, защиту от них могут обеспечить только убежища, противорадиационные укрытия, надежные подвалы и погреба.

Радиоактивное загрязнение местности происходит при взрывах ядерных боеприпасов, авариях на объектах с ядерными энергетическими установками, а также при нарушении условий хранения и транспортировки радиоактивных веществ.

При ядерном взрыве преобладают радионуклиды с коротким периодом полураспада. Поэтому на следе радиоактивного облака происходит быстрый спад мощности дозы излучения. При авариях на АЭС характерно радиоактивное заражение атмосферы и местности легколетучими радионуклидами (йод, цезий и стронций), многие из которых обладают длительными периодами полураспада - до 30 лет. Поэтому такого резкого уменьшения мощности дозы, как это имеет место на следе ядерного взрыва, не наблюдается.

При ядерном взрыве и образовании следа для людей главную опасность представляет внешнее облучение (90-95% от общей дозы). При авариях на АЭС с выбросом накопившихся радионуклидов картина иная. Значительная часть продуктов деления ядерного топлива находится в парообразном аэрозольном состоянии. Доза внешнего облучения здесь составляет 15%, а внутреннего сгорания - 85%.

Доза облучения на радиоактивно зараженной территории пропорциональна мощности дозы (интенсивности) гамма-излучения (уровню радиации), продолжительности облучения и обратно пропорциональна коэффициенту ослабления излучений.

При радиоактивном загрязнении местности от ядерных взрывов или при авариях на ядерных энергетических установках трудно создать условия, которые бы полностью исключали облучение. Поэтому при действии на местности, загрязненной радиоактивными веществами, устанавливаются определенные допустимые дозы облучения на тот или иной промежуток времени. Все это направленно на то, чтобы исключить радиационные поражения людей [31].

Вокзал находится в городской черте.

В результате аварии на АЭС здание вокзала окажется в зоне радиоактивного загрязнения местности. Исходные данные: время замера после аварии - 2 ч, мощность дозы облучения - 8,3 мрад/ч, расчетная продолжительность работы предприятия после аварии - 12 мес., установленная доза облучения за расчетный период - 0,8 рад.

Коэффициенты ослабления защитных сооружений, производственных и жилых зданий приведены в таблице 6.1.

Таблица 6.1

Коэффициенты ослабления

Определение характера РМЗ в районе предприятия

Мощность дозы облучения (Д2) через 2 ч. После аварии составляет 8,3 мрад/ч., коэффициент пересчета (Кt2) равен 0,83/2. Определим мощность дозы на 1 ч. после аварии (Д1) по формуле 6.1:

Д1 = Д2/ Кt2 (6.1)

Подставив данные, получим: Д1 = 8,3/0,83 = 10 мрад/ч.

Вычислим мощность доз на время 12, 18 и 24 час по формуле 6.2 (коэффициенты пересчета соответственно равны 0,48; 0,42 и 0,37):

Дn = Д1*КM (6.2)

где n - выбранное время.

Подставим данные, получим:

Д12 = 10*0,48 = 4,8 мрад/ч.

Д18 = 10*0,42 = 4,2 мрад/ч.

Д24 = 10*0,37 = 3,7 мрад/ч.

По этим данным строим график спада мощностей доз облучения, представленный на рис.6.1.

мрад/ч.

12

10

8

6

4

2

0

1 2 12 18 24

час

Рис.6.1 График спада мощностей доз облучения

Определение ожидаемых доз облучения (ДОЖ) рабочих.

Значение ДОЖ определяются по формуле 6.3:

Д ОЖ = Д ОМ / С (6.3)

где ДОМ - ожидаема доза облучения людей при условии их постоянного нахождения на открытой местности, рад; С - коэффициент защищенности.

ДОМ определяется из выражения 6.4:

ДОМ = ∑ ДСРI * ТI (6.4)

где ДСРI - средняя мощность дозы для i-го промежутка работ (Т I), мрад/ч.

Д СРI определяется из выражения 6.5:

Д СРI = (Д HI + Д КI) / 2 (6.5)

где Д HI - мощность дозы в начале i-го промежутка времени;

Д КI - мощность дозы в конце i-го периода.

Результат расчетов сведем в таблицу 6.2.

Таблица 6.2

Расчет накапливаемых доз облучения

 Скачать реферат