Подякувати Студентському архіву довільною сумою
Admin
26.02.2023 12:38
Дякуємо, що користуєтесь нашим архівом!
Інформація про навчальний заклад
ВУЗ:
Національний університет Львівська політехніка
Інститут:
Інститут прикладної математики та фундаментальних наук
Факультет:
Не вказано
Кафедра:
Кафедра прикладної математики
Інформація про роботу
Рік:
2024
Тип роботи:
Розрахункова робота
Предмет:
Безпека життєдіяльності
Частина тексту файла (без зображень, графіків і формул):
Міністерство освіти і науки молоді та спорту України
Національний університет «Львівська політехніка»
інститут прикладної математики та фундаментальних наук
Кафедра прикладної математики
/
Розрахункова робота з дисципліни
«Безпека життєдіяльності»
Варіант №9
Львів – 2012р.
Вступ.
Сучасний етап розвитку економіки характеризується невпинним ростом ядерної енергетики. До кінця 1988 р. в світі діяло 420 ядерних реакторів, а у 2000 р. число ядерних реакторів збільшилось до 600. Експлуатація об’єктів з ядерними компонентами супроводжується аваріями, викидом радіоактивних речовин, що наносить значних економічних, екологічних і психологічних збитків. За останній час в світі зареєстровано більше 150 значних аварій на об’єктах атомної енергетики. З них аварія на Чорнобильській атомній станції - найбільша за всю історію атомної енергетики, а її наслідки набули значних, в багатьох випадках непередбачуваних масштабів.
В даний час на території України перебуває в експлуатації 5 атомних станцій (15 реакторів), які дають 40 % електроенергії країни.
Розвиток ядерної енергетики ведеться на основі будівництва реакторів на теплових нейтронах, що дозволяє використовувати в якості палива слабозбагачений і природній уран. До таких реакторів відносяться водо-водяні енергетичні реактори, в яких вода є одночасно носієм і сповільнювачем (ВВЕР-600, ВВЕР-1000).
Широкого поширення в даний час набули канальні енергетичні реактори з графітовим сповільнювачем і водою в якості теплоносія (РБМК-1000, РБМК-1500).
РБМК-1000 - “реактор большой мощности, канальный” - сповільнювачем в ньому служить графіт, а теплоносієм - кип’яча легка вода, що циркулює знизу вверх по вертикальних каналах, що проходять через активну зону.
Реактор розміщується в наземній бетонній шахті і містить до 192 т ядерного палива, що складається із слабозбагаченого по урану-235 двоокису урану. На чорнобильській АЕС було встановлено 4 реактори типу РБМК-1000.
Радіоактивні продукти, що визначають радіаційну обстановку в районі розміщення АЕС і в зонах радіоактивного забруднення, створюють суттєвий вплив на дію формувань цивільної оборони, режим проживання і роботу населення та на проведення аварійно-рятувальних робіт.
Під радіаційною обстановкою розуміють сукупність наслідків радіоактивного забруднення (зараження), які впливають на виробничу діяльність об’єктів економіки, життєдіяльність населення, дії сил цивільної оборони при проведенні рятувальних та інших невідкладних робіт. Радіаційна обстановка характеризується масштабом (розмірами зон) і характером радіоактивного забруднення (рівнем радіації). Розміри зон радіоактивного забруднення (зараження) і рівні радіації є основними показниками ступеня небезпеки радіоактивного забруднення.
Оцінка радіаційної обстановки включає:
визначення масштабів і характеру радіоактивного забруднення місцевості, тобто виявлення радіаційної обстановки;
аналіз їх впливу на діяльність об’єктів економіки, життєдіяльність населення і сили цивільної оборони;
вибір найбільш доцільних варіантів дій, при яких виключається радіаційне ураження людей, або воно є мінімальним.
Виявлення і оцінка радіаційної обстановки здійснюється шляхом розвязку формалізованих задач, які дозволяють розрахувати дози опромінення і можливі наслідки такого впливу на населення, особовий склад формувань при всіх видах їх дій і оптимізувати режим роботи формувань на забрудненій місцевості та режим роботи підприємств.
В залежності від характеру і об’єму вихідної інформації, задачі можуть розвязуватися або шляхом розрахунків (прогнозування), або на основі результатів фактичних вимірювань на забрудненій місцевості (за даними розвідки).
При аваріях на АЕС виділяються 5 зон радіоактивного забруднення:
- зона радіаційної небезпеки (М) - представляє собою ділянку забруднення місцевості, в межах якої доза випромінювання на відкритій місцевості може становити від 5 до 50 рад на рік. На зовнішній межі цієї зони рівень радіації на 1 год після аварії складає 0,014 рад/год. В межах зони “М” доцільно обмежити перебування особового складу, що не використовується на роботах по ліквідації наслідків радіаційної аварії. При ліквідації аварії в зоні “М” і в усіх інших зонах повинні виконуватися основні заходи: радіаційний і дозиметричний контроль, захист органів дихання, профілактичний прийом йодованих припаратів, санітарна обробка особового складу, дезактивація одягу і техніки.
- зона помірного радіоактивного забруднення (А) - представляє собою ділянку забрудненої місцевості, в межах якої доза випромінювання може складати від 50 до 500 рад на рік. На зовнішній межі цієї зони рівень радіації на І годину після аварії може складати 0,14 рад/год. Дії формувань в зоні “А” необхідно здійснювати в захисній техніці з обов’язковим захистом органів дихання.
- в зоні сильного радіоактивного забруднення (Б) - доза випромінювання складає від 500 до 1500 рад на рік. На зовнішній межі цієї зони рівень радіації на І годину після аварії може складати 1,4 рад/год. В зоні “Б” особовий склад повинен діяти в захисній техніці і захисних спорудах.
- в зоні небезпечного радіоактивного забруднення (В) - доза випромінювання складає від 1500 до 5000 рад на рік. На зовнішній межі цієї зони рівень радіації на І годину після аварії може складати 4,2 рад/год. Дії формувань можливі тільки в добре захищеній техніці. Час перебування в зоні - декілька годин.
- в зоні надзвичайно небезпечного радіоактивного забруднення (Г) - доза випромінювання складає від 5000 рад на рік. На зовнішній межі цієї зони рівень радіації на І годину після аварії може складати 14 рад/год. В зоні забороняється знаходитися навіть короткочасно.
Як вже відзначалося вище, оцінка радіаційної обстановки при аварії на АЕС зводиться до визначення методом прогнозу доз опромінення і виробленню оптимальних режимів діяльності різних категорій особового складу при знаходженні їх в прогнозованій зоні забруднення.
При розрахунках необхідно керуватися допустимою дозою опромінення, встановленого для різних категорій населення, що оипинилося в зоні радіоактивного забруднення при аварії на АЕС:
1. Населення, робітники і службовці, що не працюють в мирний час з радіоактивними речовинами - 0,5 бер в рік.
2. Населення, робітники, службовці і персонал, що в мирний час проводить роботи з радіоактивними речовинами - 5 бер в рік.
3. Допустима аварійне опромінення (разове) населення, що не працює з радіоактивними речовинами - 10 бер.
4. Допустиме аварійне опромінення персоналу (разове) - 25 бер.
В залежності від обставин, що складаються, для захисту населення від шкідливої дії радіації можуть бути застосовані наступні способи:
Обмежене перебування на відкритій місцевості (тимчасове перебування в захисних спорудах).
Максимально можлива герметизація житлових та службових приміщень.
Вживання лікарських препаратів, перешкоджаючих накопиченню біологічно небезпечних радіонуклідів в організмі.
Захист органів дихання з використанням засобів індивідуального захисту та підручних засобів.
Евакуація.
Обмеження доступу в район забруднення.
Санітарнаобробка людей у випадку забруднення їх одягу та тіла радіоактивними речовинами вище встановлених норм.
Обробка продуктів харчування, які забруднені радіоактивними речовинами.
Виключення, або обмеження вживання в їжу забруднених продуктів.
Дезактивація забрудненої місцевості.
Переселення.
Варіант 9
Оцінити радіаційну обстановку і виробити пропозиції по захисту робітників і службовців об’єкту, що опинився в зоні радіоактивного забруднення при аварії на АЕС, для наступних вихідних даних:
- тип і потужність ядерного реактора РБМК-1000;
- кількість аварійних реакторів n=1;
- частка викинутих РР із реактора h=30%;
- віддаль від об’єкту до аварійного реактора Rх=14 км;
- час аварії реактора Тав=10.00;
- довготривалість роботи на об’єкті Т=12 год;
- допустима доза опромінення Ддоп=2 бер;
- коефіцієнт послаблення радіації Кпосл=5;
- швидкість вітру на висоті 10 м V10=5 м/с;
- напрям вітру - в бік об’єкту;
- хмарність - середня (4);
- забезпеченість сховищами, 313 - 100%;
- час початку робіт на об’єкті Тпоч=12.00.
Розв’язок
1. По таблиці 2.1. визначаємо категорію стійкості атмосфери, що відповідає погодним умовам і заданій порі доби. По умові: хмарність середня (4), день, швидкість приземного вітру V10=5 м/с.
Згідно таблиці 2.1. категорія стійкості Д (ізотермія).
2. По таблиці 2.2. визначаємо середню швидкість вітру Vср в шарі поширення радіоактивної хмари.
Згідно таблиці 2.2. для категорії стійкості Д і швидкості приземного вітру V10=5 м/с середня швидкість вітру Vср=5 м/с.
3. Згідно таблиці 2.4. для заданого типу ЯЕР (РБМК-1000) і частці викинутих РР (h=30 %) визначаємо розміри прогнозованих зон забруднення місцевості і наносимо їх в масштабі у вигляді правильних еліпсів.
4. Виходячи із заданої віддалі об’єкту народного господарства (Rх=14 км) до аварійного реактора з врахуванням утворених зон забруднення встановлюємо, що об’єкт опинився на внутрішній межі зони “А”.
5. По таблиці 2.7. визначаємо час початку формування сліду радіоактивного забруднення (tф) після аварії (час початку випадання радіоактивних опадів на території об’єкту). Для Rх=14 км, категорії стійкості Д і середньої швидкості вітру Vср=5 м/с, tф=1,2 год (методом інтерполяції).
Отже, об’єкт через 1,2 год після аварії опиниться в зоні радіоактивного забруднення, що вимагає прийняття додаткових заходів захисту робітників і службовців.
6. По таблиці 2.9. для зони забруднення “А” з врахуванням часу початку робіт (Тпоч=12 год.) і довготривалості робіт (Т=12 год.) визначаємо дозу опромінення, яку отримають робітники і службовці об’єкту (особовий склад формувань) при відкритому розміщенні в середині зони “А”. Згідно таблиці 2.9. Дзони=2,28 (бер). З врахуванням знаходження об’єкту на внутрішній межі зони “А” дозу опромінення визначаємо за формулою:
Допр.=Дзони*Кзони*(1/Кпосл.); (бер)
де Дзони=12,4 бер;
Кпосл=5 (згідно умови);
Кзони=3,2 (примітка до таблиці 2.9.).
Допр=2,28*3,2*(1/5)=1,46 бер
Розрахунки показують, що робітники і службовці об’єкту за 12 год робіт в зоні “А” можуть отримати дозу опромінення 1,46 бер, що перевищує гранично допустиму дозу Двст=5 бер.
7. Використовуючи дані таблиці 2.9. і формулу (1), визначаємо допустимий час початку роботи робітників і службовців об’єкту після аварії на АЕС при умові отримання Допр не більше 5 бер.
По формулі (1) визначаємо Дзони, що відповідає Допр=1,46 бер.
5=Дзони*Кзони*(1/Кпосл.)=Дзони(1,7((1/5)
Дзони=1,46*3,2*(1/5)=1,46 бер
Згідно таблиці 2.9. Дзони=14,5 бер при Т=12 год відповідає час початку робіт Тпоч=6 год.
Отже, робітники і службовці, щоб отримати дозу не вищу встановленої, можуть починати роботу в зоні і виконувати її на протязі 12 год не раніше ніж через 6 год після аварії на АЕС.
02.01.2013 12:01-
Ділись своїми роботами та отримуй миттєві бонуси!
0%
Оголошення від адміністратора