К оценке дозовых нагрузок за счет радиоактивного аэрозоля внутри и близ неплотностей объекта «Укрытие»

Abstract

Характеристики радиоактивных аэрозолей в выбросах из объекта «Укрытие» были измерены в два периода времени: в 1996 – 1999 гг. и 2000 – 2003 гг. В 1996 – 1999 гг. общая мощность выброса была 274,1 Бк•с⁻¹ или 8,64 10⁹ Бк•год⁻¹. Общая мощность индивидуальной ингаляционной дозы, рассчитанной по измеренным объемной активности, медиане, геометрическому стандартному отклонению, скорости выщелачивания и по современным моделям МКРЗ, составила около 100 нЗв•ч⁻¹, а годовая - около 0,2 мЗв в год. Средняя индивидуальная мощность дозы для помещения 406/2 составила 1130 нЗв•ч⁻¹, для комнаты 208/10 – 0,33 нЗв•ч⁻¹ , в комнате 3.8 была еще на порядок меньше. Расчет годовой дозы для указанных помещений показал, что при годовой сумме рабочего времени 1710 ч наибольшая доза может быть равной 1,9 мЗв в год только в помещении 406/2, в комнате 208 она составила 0,006 мЗв в год, в комнате 3.8 доза не превосходила 10-4 мЗв в год.

Характеристики радіоактивних аерозолів у викидах із об’єкта “Укриття” були виміряні у два періоди часу в 1996 – 1999 рр. і 2000 – 2003 рр. У 1996 – 1999 рр. загальна потужність викиду була 274,1 Бк∙с⁻¹ або 8,64•10⁹ Бк•рік⁻¹. Загальна потужність індивідуальної інгаляційної дози, розрахованої по виміряним об`ємній активності, медіані, геометричному стандартному відхиленню, швидкості вищолочування та сучасним моделям МКРЗ, становила біля 100 нЗв∙год⁻¹, а річна – біля 0,2 мЗв в рік. Середня індивідуальна потужність дози для приміщення 406/2 склала 1130 нЗв∙год⁻¹, для кімнати 208/10 – 0,33 нЗв∙год⁻¹, у кімнаті 3,8 була ще на порядок менша. Розрахунок річної дози для зазначених приміщень показав, що при річній сумі рабочого часу 1710 год найбільша доза може бути рівна 1,9 мЗв в рік тільки в приміщенні 406/2, у кімнаті 208/10 вона становила 0,006 мЗв в рік, у кімнаті 3.8 доза не перевищувала 10-4 мЗв в рік.

The characteristics of radioactive aerosols through large apertures of object Shelter were assessed in two meserment periods 1996 – 1999 and 2000 – 2003. In 1996 – 1999 a total radionuclide flow rate of 274.1 Bq s⁻¹ or 8.64×10⁹ Bq×y⁻¹ was determined. The resulting total inhalation dose calculated from the individual experimental parameters was about 100 nSv h⁻¹ and annual near 0.2 mS per year. Inhalation doses in the range of 100 nSv h⁻¹ as determined at the apertures or in some periods in the Shelter vicinity would mean for construction workers of a new Shelter-2 an addition dose which is not negligible. Assuming an annual working time of 1710 h (standard working time in the European Union and Ukraine) the inhalation dose would sum up to about 0.2 mSv a⁻¹. The annual dose for the indicated rooms was 1.9 mSv a⁻¹ for the premises 406/2, 0.006 mSv a⁻¹ for the room 208/10 and 10-4 mSv a⁻¹ for the room 3.8.