Курс «бжд: Защита в чс и го»- 2006 «оценка радиационной обстановки». Часть 1: Оценка радиационной обстановки при авариях на роо

Вид материала

Документы

Содержание Оценка радиационной обстановки На раннем этапе аварии На промежуточном этапе 1.1.2Задачи, решаемые при оценке обстановки на радиационно загрязненной местности при авариях на РОО. 1.1.3Физические основы методов оценки обстановки. 1.2.Оценка радиационной обстановки по данным дозиметрического контроля и разведки. 1.2.1.2Определение n при неопределенном времени начала отсчета. 1.2.2Определение уровней радиации на загрязненной местности на заданное время (Приведение уровней радиации к одному времени посл 1.2.3Определение доз облучения, полученных за время пребывания на загрязненной местности. 1.2.4Определение допустимого времени пребывания людей в зоне радиоактивного загрязнения. 1.2.5Определение допустимого времени начала работ.

Подобный материал:

• Курс «бжд: Защита в чс и го» 2006 год «оценка радиационной обстановки». Часть 2: Оценка, 124.21kb.
• Методика оценки радиационной обстановки при чс. Основные направления комплекса мероприятий, 406.1kb.
• Оценка радиационной обстановки, 156.05kb.
• Й на радиационно-опасных объектах (роо) применяемых в целях предотвращения хищения, 33.21kb.
• Методика оценки радиационной обстановки при ядерных взрывах, 784.23kb.
• Законодательство, 51.08kb.
• Курс «бжд: Защита в чс и го» 2006 год «аварии на роо». Часть 2: Опасность радиационных, 162.69kb.
• Инструкция по применению стабилизированных таблеток калий йодида Вариант выводов, 229.63kb.
• Технические средства выявления радиационной обстановки, 320.97kb.
• Методика оценки химической обстановки при чс основные направления комплекса мероприятий, 267.54kb.

1.«ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ». Часть 1: Оценка радиационной обстановки при авариях на РОО

1.1.Основные положения оценки обстановки

1.1.1Определения, поражающие факторы, этапы и методы оценки.

Радиационная обстановка

складывается на территории определенных районов, населенных пунктов, объектов экономики в результате радиоактивного загрязнения местности и расположенных на ней предметов и требует принятия мер защиты для исключения или уменьшения радиационных поражений и потерь среди населения;

характеризуется масштабом (пространственным), степенью (загрязненности) и ха­рактером (альфа-, бета-, гамма- ) радиоактивного загрязнения;

не является неизменной: со вре­менем, вследствие распада радионуклидов, степень загрязнения, а следова­тельно, и интенсивность ионизирующих излучений уменьшаются.

Оценка радиационной обстановки - это анализ последствий радиоактивного загрязнения окружающей среды и выбор наиболее целесообразных действий формирований ГО, производственной деятельности объектов экономики и мер по защите населения, при которых исключаются или максимально снижаются радиационные потери и поражения людей.

Основными факторами радиационного воздействия на людей в зонах радиоактивного загрязнения являются гамма- и бета- излучения продуктов деления. Возможно также действие альфа- излучателей, если из-за особенностей реактора и аварии происходит значительный выброс плутония.

При поступлении во внешнюю среду только радиоактивных благородных газов (РБГ) - аргон, криптон, ксенон - радиационная опасность обуславливается только внешним гамма - излучением при прохождении радиоактивного облака.

Во всех других случаях радиационная обстановка и степень радионуклидной опасности ( т.е. внешнего и внутреннего облучения) определяются количеством и радионуклидным составом выброшенных продуктов деления, расстоянием до места аварии, метеорологическими, гидрологическими и почвенными характеристиками, временем года и другими условиями.

Радиационная обстановка и ее оценка в значительной степени определяется этапом аварии.

На раннем этапе аварии проводится так называемая экстренная оценка обстановки и прогнозируется возможный масштаб аварии. Для этого необходим следующий объем сведений:

-количественная характеристика выброса и радионуклидный состав;

-пути выброса и его длительность;

-метеорологические условия на момент аварии (в том числе направление и скорость ветра на высоте выброса).

Для уточнения предварительных расчетов проводятся дозиметрические измерения. Кроме гамма-излучения определяется изотопный состав выброса. На основании расчетных данных и дозиметрических измерений принимаются меры по защите населения.

На промежуточном этапе проводится уточнение радиационной обстановки определяются уровни загрязнения местности и возможные дозы внешнего облучения. На этом этапе расширяется фронт работ по оказанию помощи населению, проводится дезактивация, вывоз материальных ценностей и другие работы. Так как формирования работают используя СИЗ, то основной опасностью для личного состава будет внешнее излучение.

Оценка радиационной обстановки может производиться методом прогнозирования ( до выпадения радиоактивных осадков ) или по данным радиационной разведки ( оценка фактической радиационной обстановки после выпадения осадков ).

1.1.2Задачи, решаемые при оценке обстановки на радиационно загрязненной местности при авариях на РОО.

При оценке радиационной обстановки решаются следующие основные задачи:

1.Определение уровней радиации на загрязненной местности на заданное время.

2.Определение доз облучения, получаемых людьми за время пребывания на загрязненной местности.

3.Определение допустимого времени пребывания людей в зонах радиоактивного загрязнения.

4.Определение допустимого времени начала работ или преодоления загрязненной местности.

5.Определение режимов радиационной защиты рабочих, служащих и производственной деятельности ОНХ.

6.Определение возможных радиационных потерь (поражений) в зонах радиоактивного загрязнения.

7.Определение степени загрязнения техники, транспорта, оборудования и т. п.

Перечисленные задачи решаются как при авариях на РОО, так и при ядерном взрыве. При авариях на РОО, кроме того, определяется радионуклидный состав выброса (перечень элементов) и коэффициент скорости распада радионуклидной смеси.

1.1.3Физические 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.

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), об этом свидетельствует и то, что при практической оценке обстановки на загрязненной местности численное значение воздушной кермы ( ионизация воздуха) незначительно отличается от значения поглощенной дозы¹.

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

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

,

пренебрегая при этом поглощением и рассеиванием излучения в воздухе ввиду их незначительности и учитывая только определяющее геометрическое ослабление излучения, пропорциональное квадрату расстояния.

Величина Г_б - керма-постоянная - характеризует мощность воздушной кермы от точечного источника активностью в 1Бк на расстоянии 1м в воздухе и имеет размерность Гр м²/с Бк.


Таблица 1.1.3 1. Значения Г_б аГр м²/ (c Бк) для некоторых радионуклидов

(1 аттогрей = 10^-18 Гр )

Изотоп	Т , годы	Гб , аГр
К40	1,28 · 109	5,07
Ti44	47,3	2,228
Cs137	30,17	21,24
Cs134	2,06	57,17
U235	6,85 · 108	4,653
Pm47	17,7	2,98
Co60	5,3	84,23

При равномерном загрязнении местности точечными источниками одного радионуклида мощность воздушной 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 сумма мощностей воздушной кермы разных радионуклидов на высоте h= 1м над поверхностью загрязненной местности будет соответствовать определению уровеня радиации



На практике используется эмпирическая формула, отражающая спад суммарной мощности кермы



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 справедливо для достаточно большого периода времени и 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.

С точностью, приемлемой для целей оценки обстановки, используется и соотношение между уровнем радиации и двумя дозами: уровень радиации приравнивается мощностям экспозиционной и поглощенной доз

и

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/м², Ки /м², Ки/км² и т. п.. При возникновении необходимости перевода единиц активности в единицы мощности дозы используется керма-постоянная.

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

1.2.1Подготовительные операции

1.2.1.1Определение 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 отрезков времени, отсчитываемых от момента аварии, принимаемого за начало отсчета, до второго и первого измерений².

1.2.1.2Определение n при неопределенном времени начала отсчета.

В случаях, когда при аварии происходит несколько выбросов (например, при аварии на ЧАЭС произошло три крупных выброса с интервалом в несколько дней), ни одно из времен отдельного выброса или их среднее нельзя принимать за время начало отсчета (время аварии). Это связано с тем, что состав каждого отдельного выброса при этом учитываться не будет, поэтому использовать в таких случаях формулу (2) не представляется возможным. Для учета суммарного воздействия от всех выбросов следует произвести несколько замеров и по их результатам попытаться определить параметры осредненной (суммарной) кривой спада уровня радиации.

В такой ситуации воспользуемся следующим свойством выражения (1). Запишем выражение (1) в следующем виде

P_It_Iⁿ = P_IIt_IIⁿ = P_IIIt_IIIⁿ = const (1а)

где индексы _I, _II, _III относятся соответственно к первому, второму и третьему замерам. Обратим внимание на то, что это выражение можно прологарифмировать

ln P_I + n ln t_I = ln P_II + n ln t_II = ln С

Затем продифференцируем результат логарифмирования и перейдем к конечным разностям







Если проводить замеры через равные промежутки времени t , то для определения n будет достаточно трех замеров, для которых получим

и

Исключив из последнего выражения время, получим формулу для расчета коэффициента n при нескольких выбросах³

(3)

После определения n появляется возможность определить необходимое для дальнейших расчетов условное время аварии - условную точку на оси времени, принимаемую при нескольких выбросах за начало отсчета.

Для определения времени начала отсчета используется формула (1а)

P_It_Iⁿ = P_IIt_IIⁿ = P_IIIt_IIIⁿ = const



или (4)

где t - интервал между замерами.


Для удобства дальнейших расчетов целесообразно пользоваться третьей величиной, определяемой на предварительной стадии расчетов - уровнем радиации на время, равное одному часу после начала отсчета Р₁ , определяемо также из выражения (1а) P_It_Iⁿ = P_IIt_IIⁿ = const = Р₁ :

(5)

(В дальнейшем следует быть внимательным: арабские индексы уровней обозначают время в часах, измеряемое от начала отсчета, а римские индексы - это номера замеров).


Пример 1.

Типичное условие задачи оценки обстановки после аварии на РОО начинается так:

Уровни радиации, замеренные в 11-00, 11-30 и 12-00 составили 1,5 Гр/ч, 1,35 Гр/ч, 1,24 Гр/ч.

Начинать решение следует с определения n , интервала времени между первым замером и условным временем аварии t_I, и уровня радиации на 1 час после аварии Р₁.

1) Интервал между замерами t постоянный и равен 30 мин, значит для расчета n можем воспользоваться формулой (3):

= 0,44

2) Интервал времени между первым замером и условным временем аварии определим по формуле (4):





Следовательно временем отсчета в данном случае будет 11⁰⁰ – 1ч50мин = 9¹⁰ часов.

3) Уровень радиации на один час после аварии, т.е. на 10¹⁰ будет равен:

= 1,5  1,848^0,44 = 1,96 Гр/ч

Пример 2.

Определить уровни радиации на 1 час после аварии, если n = 0,6 , а уровень , замеренный через 35 часов равен 0,03 Гр/ч.

Из (5) получаем

P₁ = P₃₅ (35/1)^0,6 =0,253 Гр/ч.


Решение задач по оценке обстановки после аварии на РОО всегда следует начинать с расчета величин n, t_I , P₁ .

1.2.2Определение уровней радиации на загрязненной местности на заданное время (Приведение уровней радиации к одному времени после аварии).

При проведении дозиметрического контроля местности в различных ее точках фиксируются уровни радиации в определенные, произвольно складывающиеся, моменты времени. Для удобства нанесения зон загрязнения на карту и решения задач по оценке обстановки уровни радиации целесообразно приводить к конкретному времени: на 1 час после аварии, на 2, 3 и т. д. часа.

Перерасчет уровня радиации в данной точке местности на требуемое время производится с использованием выражения (1):



откуда

(6)

Пример 3.

Определить уровень радиации на 100 часов после аварии, если на 10 часов он равен 0,40 Гр/ч , а n = 0,7.

Из (6) получаем

P₁₀₀ = P₁₀ (10/100)^0,7 = 0,0798  0,08 Гр/ч.

1.2.3Определение доз облучения, полученных за время пребывания на загрязненной местности.

В соответствии с принятым положением о том, что уровень радиации может быть принят равным мощности поглощенной дозы, интегрированием получаем выражение для расчета доз:

; (7)

Пример 4.

Уровень радиации на 3 часа после аварии равен 0,035 Гр/ч. Определить дозу облучения, которую могут получить спасатели, если они начнут работы через 5 часов, а закончат через 10 часов после аварии. Коэффициент n =0,3.

Сначала определим уровни на 5 и на 10 часов после аварии :

Р₅ = 0,035 · (3/5)^0,3 = 0,0296  0,03 Гр/ч

Р₁₀ = 0,035 · (3/10)^0,3 = 0,0243 0,0244 Гр/ч

Теперь можем рассчитать дозу (7)

D =(0,0244 · 10 - 0,03 · 5)/(1-0,3) = 0,134 Гр

Пример 5.

Уровни радиации, замеренные в 12.30, 13.00 и в 13.30 соответственно равны 0,20 Гр/ч, 0,18 Гр/ч и 0,165 Гр/ч.

Определить дозу облучения, которую могут получить люди, находящиеся в противорадиационном укрытии (ПРУ) с К_осл = 100 за период времени с 70 ч по 100 ч после аварии:

1).Определяем коэффициент n по формуле (3):



n=0,5

2).Определяем условное время аварии (4):



3).Определяем Р₇₀ и Р₁₀₀ (6):

Р₇₀ = 0,20 (2/70)^0,5=0,0343 Гр/ч

Р₁₀₀ = 0,20 (2/100)^0,5 = 0,0286 Гр/ч .

4). Дозу определяем по формуле (7)

D = (0,0286 · 100 - 0,0343 · 70 ) = 0,399/50 = 0,00798 Гр

1.2.4Определение допустимого времени пребывания людей в зоне радиоактивного загрязнения.

Преобразованием (7) можно получить выражение для времени выхода из зоны облучения, при котором полученная за время пребывания доза не превысит допустимое значение:



(8)

где Р_вх - уровень радиации в момент времени t_вх .

Время пребывания

Т =t_вых - t_вх


Пример 6.

Уровень радиации в месте проведения работ на 1 час после аварии Р₁ = 0,0645 Гр/ч.

Определить допустимую продолжительность работы при следующих условиях:

-коэффициент n = 0,5,

-коэффициент ослабления К_осл = 1,

-начало работы через 10 часов после аварии,

-заданная доза облучения 0,10 Гр.

Уровень радиации при n=0,5 на 10 часов после аварии, т.е. на время входа :

Р₁₀ = 0,0645 (1/10)^0,5 = 0,02 Гр/ч.

По формуле (8) :

t_вых =10 ((0,5 · 0,1)/(0,02 · 10)+1)² = 15,6 ч.

Продолжительность работы:

T = t_вых - t_вх = 15,6 - 10 = 5,6 ч.

1.2.5Определение допустимого времени начала работ.

Преобразованием формулы (8) можно получить:

(9)

По выражению (9) построенa таблица (см. Приложение), где входами являются величины t_вх/T и n , а величина b равна

(10)

При определении допустимого времени начала работ в качестве дозы используется значение D_доп .


Пример 7.

Определить допустимое время начала работ при следующих условиях:

-планируемая продолжительность работы T= 8 часов,

-уровень радиации на 1 час после аварии Р₁= 0,12 Гр/ч,

-коэффициент n = 0,6 ,

-работы планируются на открытой местности (К_осл =1 ),

-допустимая доза D_доп= 0,10 Гр.


По формуле (10) находим

b = 0,12 · 80,4/(0,4 · 0,10 · 1) = 6,98.

По таблице “b” для n=0,6 и b = 6,98 получим

t_вх/T = 4,7.

Отсюда t_вх = 4,7 · 8 = 37,6 ч.


Пример 8.

Определить допустимое время начала работ, если

-уровень радиации, замеренный через 100 часов после аварии Р₁₀₀ =0,02 Гр/ч,

-планируемая продолжительность работы на открытой местности T = 8 часов,

-К_осл = 1,

-коэффициент n= 0,5,

-допустимая доза D_доп = 0,08 Гр.

Определим уровень радиации на 1 час после аварии:

Р₁= 0,02 · 100^0,5 = 0,2 Гр/ч.

По формуле (10)

b = 0,2 · 8^0,5 /(0,5 · 0,08 · 1) = 14,14 .

Для b = 14,14 и n = 0.5 по таблице “b” находим

t_вх/T  49 , отсюда t_вх = 49 · 8 =392 ч =16 суток и 14 часов.


Изложенная методика может быть использована в начальное время после аварии, главным образом на промежуточном этапе, для формирований, ведущих АСДНР, или других лиц, которые, находясь на загрязненной местности, используют СИЗ и подвергаются только внешнему облучению.

На восстановительном этапе, когда облучение определяют несколько (2-3) наиболее долгоживущих изотопа (короткоживущие распались или не играют заметной роли), выражение (1) не обеспечивает достаточной точности и для расчетов не применяется. На этом этапе расчеты проводятся для каждого из оставшихся радионуклидов отдельно, а полученные результаты для внешнего облучения суммируются.


Перечень контрольных вопросов по теме

1. Основные положения оценки обстановки: определения, поражающие факторы, этапы и методы оценки.
   
2. Прогнозирование радиационной обстановки.
   
3. Задачи, решаемые при оценке обстановки на радиационно загрязненной местности при авариях на РОО.
   
4. Физические основы методов оценки обстановки.
   
5. Общие положения оценки радиационной обстановки по данным дозиметрического контроля и разведки.
   
6. Определение скорости распада смеси радионуклидов n при известном времени аварии.
   
7. Определение n при неизвестном начале отсчета и времени отсчета.
   
8. Определение уровней радиации на загрязненной местности на заданное время.
   
9. Определение доз облучения, полученных за время пребывания на загрязненной местности.
   
10. Определение допустимого времени пребывания людей в зоне радиоактивного загрязнения.
    
11. Определение допустимого времени начала работ.
    
12. Прогнозирование радиационной обстановки при ядерных взрывах.
    
13. Определение доз облучения, получаемых людьми при преодолении зон.
    
14. Определение допустимого времени начала работ (преодоления зон загрязнения)
    

n												tвх / T
	0,5	1,0	2,0	2,5	3,0	4,0	5,0	6,0	7,0	8,0	9,0	10,0	12,0	15,0	20,0	25,0	30,0	40,0	50,0
1,2	-4,41	-7,73	-14,75	-18,46	-22,28	-30,23	-38,53	-47,13	-56,00	-65,10	-74,42	-83,94	-103,50	-134,02	-187,48	-243,64	-302,05	-424,51	-553,22
0,8	4,67	6,73	10,31	11,96	13,55	16,61	19,52	22,32	25,04	27,68	30,26	32,79	37,70	44,78	56,02	66,71	76,98	96,59	115,24
0,78	4,26	6,07	9,20	10,64	12,02	14,65	17,15	19,55	21,86	24,11	26,30	28,44	32,58	38,54	47,94	56,84	65,36	81,54	96,86
0,76	3,91	5,53	8,28	9,54	10,75	13,03	15,19	17,26	19,25	21,17	23,05	24,87	28,40	33,45	41,37	48,83	55,95	69,41	82,09
0,74	3,62	5,06	7,51	8,62	9,68	11,67	13,56	15,35	17,07	18,73	20,34	21,90	24,92	29,23	35,95	42,25	48,24	59,50	70,06
0,72	3,37	4,67	6,85	7,83	8,76	10,52	12,17	13,73	15,22	16,66	18,05	19,40	22,00	25,69	31,42	36,77	41,83	51,31	60,15
0,7	3,15	4,33	6,28	7,15	7,98	9,53	10,98	12,34	13,65	14,90	16,11	17,28	19,52	22,70	27,61	32,17	36,46	44,47	51,90
0,68	2,96	4,03	5,78	6,56	7,30	8,67	9,95	11,15	12,29	13,38	14,44	15,46	17,40	20,15	24,37	28,27	31,93	38,72	44,99
0,66	2,80	3,76	5,34	6,04	6,70	7,92	9,05	10,11	11,11	12,07	12,99	13,88	15,57	17,95	21,59	24,93	28,06	33,84	39,15
0,64	2,65	3,53	4,96	5,58	6,17	7,26	8,26	9,19	10,08	10,92	11,73	12,51	13,98	16,05	19,19	22,07	24,75	29,68	34,18
0,62	2,51	3,32	4,61	5,18	5,70	6,67	7,56	8,39	9,17	9,91	10,62	11,30	12,59	14,39	17,12	19,60	21,90	26,11	29,94
0,6	2,39	3,13	4,30	4,81	5,28	6,15	6,94	7,68	8,37	9,02	9,65	10,24	11,38	12,94	15,31	17,45	19,43	23,04	26,30
0,58	2,28	2,96	4,03	4,48	4,91	5,69	6,39	7,04	7,66	8,23	8,78	9,31	10,30	11,67	13,73	15,58	17,28	20,37	23,16
0,56	2,18	2,80	3,77	4,19	4,57	5,27	5,90	6,48	7,02	7,53	8,01	8,48	9,35	10,55	12,33	13,94	15,41	18,06	20,44
0,54	2,09	2,66	3,55	3,92	4,26	4,89	5,45	5,97	6,45	6,90	7,33	7,74	8,50	9,55	11,11	12,50	13,76	16,04	18,07
0,52	2,01	2,53	3,34	3,67	3,99	4,55	5,05	5,51	5,94	6,34	6,71	7,07	7,75	8,66	10,02	11,22	12,32	14,28	16,01
0,5	1,93	2,41	3,15	3,45	3,73	4,24	4,69	5,10	5,47	5,83	6,16	6,48	7,07	7,87	9,05	10,10	11,04	12,73	14,21
0,48	1,86	2,30	2,97	3,25	3,50	3,95	4,35	4,72	5,06	5,37	5,66	5,94	6,46	7,17	8,20	9,10	9,92	11,36	12,63
0,46	1,80	2,20	2,81	3,06	3,29	3,69	4,05	4,38	4,68	4,95	5,21	5,46	5,92	6,53	7,43	8,21	8,92	10,16	11,25
0,44	1,73	2,11	2,66	2,89	3,09	3,46	3,78	4,07	4,33	4,58	4,81	5,02	5,42	5,96	6,74	7,42	8,03	9,10	10,03
0,42	1,68	2,02	2,52	2,73	2,91	3,24	3,53	3,78	4,02	4,23	4,44	4,63	4,98	5,45	6,13	6,72	7,24	8,16	8,95
0,4	1,62	1,94	2,40	2,58	2,75	3,04	3,29	3,52	3,73	3,92	4,10	4,27	4,58	4,99	5,58	6,09	6,54	7,33	8,00
0,38	1,57	1,86	2,28	2,44	2,59	2,85	3,08	3,28	3,47	3,64	3,79	3,94	4,21	4,57	5,08	5,52	5,91	6,58	7,16
0,36	1,53	1,79	2,17	2,32	2,45	2,68	2,88	3,06	3,23	3,38	3,51	3,64	3,88	4,19	4,63	5,01	5,35	5,92	6,41
0,34	1,48	1,72	2,06	2,20	2,32	2,52	2,70	2,86	3,00	3,14	3,26	3,37	3,58	3,85	4,23	4,56	4,84	5,33	5,75
0,32	1,44	1,66	1,97	2,09	2,19	2,38	2,54	2,68	2,80	2,92	3,02	3,12	3,30	3,53	3,87	4,15	4,39	4,81	5,16
0,3	1,40	1,60	1,88	1,98	2,08	2,24	2,38	2,50	2,61	2,71	2,81	2,89	3,05	3,25	3,54	3,77	3,98	4,34	4,63

Таблица . ЗНАЧЕНИЯ ПАРАМЕТРА "b" В ЗАВИСИМОСТИ ОТ "n" И ОТНОШЕНИЯ tвх / T