Физические основы методов оценки обстановки.

Основным исходным понятием, используемым при оценке обстановки, является понятие “уровня радиации”.

Уровень радиации на радиоактивно загрязненной местности это ионизирующее действие находящейся на местности смеси радионуклидов на элементарный объем воздуха на высоте 1м от поверхности земли.

С точностью, приемлемой для целей оценки обстановки, уровень радиации приравнивается к мощности поглощенной дозы

.

Для более точных расчетов в физике используется понятие “кермы” и специально вводится величина, которая называется керма-постоянная.

Керма (kerma - kinetic energy released in material) это отношение суммы первоначальных кинетических энергий всех ионизированных частиц в элементарном объеме к массе вещества в этом объеме. Понятие кермы очень близко к понятию поглощенной дозы - отношение всей переданной энергии веществу в элементарном объеме к массе вещества в этом объеме. Кроме того, следует отметить, что керма определяется при ограничениях на момент измерения и на изотропность источника излучения. При практической оценке обстановки на загрязненной местности численное отличие воздушной кермы ( ионизация воздуха) от поглощенной дозы измеряется десятыми или сотыми долями процента.

По аналогии с мощностью дозы мощность воздушной кермы это изменение кермы в единицу времени.

Керма-постоянная Г_б характеризует мощность воздушной кермы от точечного источника активностью в 1Бк на расстоянии 1м в воздухе

, Гр м²/(с Бк)

Таблица 0.2 Значения Г_б аГр м²/ (c Бк) для некоторых радионуклидов

(1 аттогрей = 10^-18Гр )

Изотоп	Т , годы	Гб , аГр
К^40	1,28 · 10^9	5,07
Ti^44	47,3	2,228
Cs^137	30,17	21,24
Cs^134	2,06	57,17
U^235	6,85 · 10^8	4,653
Pm^47	17,7	2,98
Co^60	5,3	84,23

Мощность воздушной кермы на расстоянии l от точечного излучающего источника данного радионуклида активностью А находят из выражения

.

Поглощением и рассеиванием излучения в воздухе при этом пренебрегают ввиду их незначительности, поэтому определяющим является геометрическое ослабление излучения.

При равномерном загрязнении местности точечными источниками одного радионуклида мощность кермы на высоте h над центром загрязненного круга радиусом R можно вычислить так:

или при h= 1м и R > 100 м

,

где А_s- поверхностная активность на поверхности загрязнения Бк/ м².

Если известен состав смеси радионуклидов, вышедших при аварии и могут быть спрогнозированы поверхностные активности по каждому из загрязняющих местность радионуклидов, то

На практике используется эмпирическая формула, отражающая спад суммарной мощности кермы, справедливая для достаточно большого периода времени

или P_t t ⁿ = P_ot_oⁿ (1)

где Р_t- уровень радиации на время t после аварии;

Р_o- уровень радиации на время t_o;

n - коэффициент, характеризующий скорость распада смеси радионуклидов.

Данное выражение является основным и исходным при получении всех других зависимостей, составляющих методику расчета параметров обстановки на загрязненной местности в результате аварии на РОО, а в дальнейшем и после ядерного взрыва.

Замечание

Для населения, проживающего в зоне загрязнения длительное время (при уровнях не выше установленных действующими нормами), большую роль играет внутреннее облучение. Поэтому в качестве основного параметра, характеризующего степень опасности, используют не уровни радиации (при­годны только для расчетов внешнего облучения) , а активность радионук­лидов.

В частности, степень загрязнения местности характеризуют поверх­ностной активностью, выражаемой в Бк/м.кв., Ки/м.кв.,Ки/км.кв и т. п.. Таким образом возникает необходимость в переводе единиц активности в единицы мощности дозы.

2. Оценка радиационной обстановки по данным дозиметрического контроля и разведки.

   Подготовительные операции

   Определение скорости распада смеси радионуклидов n при известном времени аварии.

Оценка радиационной обстановки по результатам замеров, полученных при дозиметрическом контроле (разведке) местности, начинается с определения скорости распада смеси радионуклидов, что обеспечивает возможность использования основного выражения (1) при решении всех задач, решаемых при оценке обстановки.

Значение коэффициента n зависит от состава радионуклидов в аварийном выбросе, произошедшем на радиационно опасном объекте (РОО).

При аварийных выбросах из реактора радионуклидный состав будет зависеть от многих факторов - типа реактора, времени его работы до аварии, характера выброса и других, поэтому значение коэффициента n заранее неизвестно, но его можно определить по данным радиационного контроля после выпадения осадков.

Из выражения (1) следует:

(2)

где Р_I/Р_II- отношение уровней радиации при первом и втором измерениях, проведенных в одной и той же точке,

t_II/t_I- отношение времен второго и первого измерений, отсчитываемых от момента аварии.

Значение коэффициента по двум замерам при известном времени аварии может быть найдено расчетом по формуле (2) или с использованием данных, приведеных в табл.1 и табл.2 методического пособия 1993г.