Энергетическое загрязнение окружающей среды (ионизирующее излучение)

 

 

 

 

 

 

 

 

5.Защита окружающей среды от ионизирующих излучений

 

           Защитить окружающую среду от ИИ – значит обеспечить непре-вышение предела дозы (ПД) облучения для населения, установленного в НРБ-99.

Соблюдение ПД достигается регламентацией и контролем допустимых уровней ИИ, установленных в НРБ-99.

При внутреннем облучении: предел годового поступления (ПГП) радионуклида через органы дыхания и пищеварения, допустимая объёмная концентрация (ДК) радионуклида в атмосферном воздухе и в воде. При внешнем облучении: допустимая мощность дозы (ДМД), допустимая плотность потока частиц (ДПП), допустимое загрязнение поверхностей (ДЗ).

Величину ДК вычисляют как отношение ПГП радионуклида к объёму воды или воздуха, с которыми он поступает в организм человека в течение года. Для населения объём воздуха – 7,3×106 л/год, воды – 800 л/год. В таблице 1.2 приведены значения ПГП и ДК для 89Sr.

        Значения ПГП через органы дыхания и ДК в атмосфере смеси

радионуклидов неизвестного состава составляют 3,7 Бк/год и  
3,7 × 10-7 Бк/л; для воды аналогичные величины: 1,11×103Бк/год и 1,11 Бк/л.

Величина ДМД составляет 2,4 мкЗв/ч – для помещений предприятия и на территории С33 и 0,6 мкЗв/ч – для жилых помещений на территории зоны наблюдения. В расчётах время пребывания в С33 принимается 2000 ч/год, в зоне наблюдения – 8000 ч/год.

Величина ДПП, при которой достигается допустимая мощность дозы ДМД, равна: ДПП = 2,8 × 10-7 ДМД / hм частиц / (см2×с),

где hм – удельная максимальная эквивалентная доза (Зв×см2/частиц), значения которой для различных видов излучений приведены в НРБ-99.

 

Таблица 2 

Значения ПГП и ДК для  89Sr

 

ПГП, Бк/год		ДК, Бк/л
Через органы дыхания	через органы пищеварения	в атмосфере	в воде
2,55×105	3,55×105	3,48×10-2	4,44×102

 

На человека могут воздействовать несколько радионуклидов и источников ИИ, создавая внешнее и внутреннее облучение. В этом случае для каждого критического органа должно соблюдаться условие:

,

где НМS - максимальная эквивалентная доза внешнего источника облучения; Пj, Пк – среднегодовые поступления соответственно j-го радионуклида в органы дыхания и к-го радионуклида с рационом (пищевым).

Должно также соблюдаться аналогичное условие для среднегодовой мощности максимальной дозы и среднегодовых концентраций Cj, Ck радионуклидов в воздухе и в рационе:

.

При аварийных ситуациях однократное внешнее переоблучение человека при дозе свыше 5ПДД или однократное поступление в организм радионуклидов свыше 5ПДП (предел допустимого поступления) рассматривается как потенциально опасное и должно быть медицински освидетельствовано.

Основные мероприятия по защите населения: всемерное ограничение поступления в окружающую атмосферу, воду, почву отходов, содержащих радионуклиды, и зонирование территории за пределами промышленного предприятия введением С33 и зоны наблюдения [11, 12].

Для предприятий атомной промышленности и ядерной энергетики СЗ3 устанавливается специальными нормативными актами. Минимальное расстояние АЭС от города с населением 300 тыс. чел. и более должно составлять не менее 25 км, 500 тыс. чел. и более – не менее 40 км.

Защита населения и окружающей среды от действия источников ИИ достигается соблюдением требований ОСПОРБ - 99. Здесь регламен-тированы сбор, удаление и обезвреживание твёрдых и жидких ради-оактивных отходов (РАО) и основные требования к проектированию и применению пылегазоочистки выбросов в атмосферу от радионуклидов.

Жидкие, газообразные и твёрдые РАО делятся на слабо - , средне - и высокоактивные.

Слабоактивные (удельная активность А < 3,7×105 Бк/л) и среднеактивные (3,7×105 Бк/л<А<3,7×1010 Бк/л) жидкие РАО подвергаются очистке   и   сбрасываются   в   окружающую   среду,   высокоактивные     (А ³3,7×1010 Бк/л) направляются на хранение, а после переработки - на захоронение.

На предприятиях допускается сброс радиоактивных сточных вод с концентрацией радионуклидов, превышающей ДКБ. Но это превышение не должно быть больше десятикратного и при условии, что в коллекторе стоков предприятия обеспечивается десятикратное, по меньшей мере, их разбавление нерадиоактивными стоками предприятия, а суммарный сброс радиоактивных веществ в водоём не превышает установленного предельно допустимого сброса. Допустимые сбросы жидких РАО в водоёмы согласуются с органами Госсаннадзора.

Запрещено удаление жидких РАО всех категорий в колодцы, скважины, поглощающие ямы, поля орошения и фильтрации, системы подземного орошения, а также в пруды, озёра и водохранилища, предназначенные для разведения рыбы и водоплавающей птицы.

При невозможности разбавления, а также при малых количествах (менее 200 л/сут.) жидкие РАО собираются в специальные ёмкости для последующего удаления на пункт захоронения РАО. Если образуется более 200 л/сут., необходима специальная канализация с очистными сооружениями и с возможным повторным использованием в технологических целях. Очистка основывается на известных методах, но во многих случаях представляет самостоятельную задачу [30]. Так, сбросные воды установок для облучения резины, фторопластов, древесины и т.п., где применяется 60Со, содержащийся в воде, очищают по следующей схеме: осветление воды (от микродисперсной взвеси) производится на механических фильтрах, имеющих целлюлозно-тканевую насадку; дезактивация осуществляется ионообменными фильтрами: катионитовыми (КУ-2-8) и анионитовыми (АН-2ФГ, АН-18-16, АН-31).

Твёрдые РАО по ОСП-72/87 считаются радиоактивными, если их удельная активность больше 7,4×103 Бк/кг для источников a-излучения (для трансурановых элементов 3,7×102 Бк/кг); 7,4×104 Бк/кг для источников

b-излучения; 1×10-7 г-экв.радия/кг для источников g-излучения.

Если удельная активность твёрдых отходов ниже приведённых значений, то их удаляют с обычным мусором на захоронение. Если твёрдые РАО имеют повышенную удельную активность и содержат короткоживущие нуклиды с периодом полураспада менее 15 сут., то перед захоронением их необходимо выдерживать в специальных контейнерах до необходимого снижения активности.

Сбор твёрдых РАО должен производиться на местах их образования отдельно от обычного мусора и раздельно, с учётом их природы (неорганические, органические, биологические), периода полураспада (до 15 сут., более 15 сут.), взрывопожароопасности, методов переработки РАО.

Остатки от переработки облучённого топлива, источники излучения, ионитные смолы, использованное оборудование и т.п. подлежат захоронению. Фильтры  и обтирочный материал предварительно сжигаются, остатки от сжигания подвергаются захоронению. Удаление РАО производится на специальных пунктах захоронения в контейнерах. Мощность дозы излучения на расстоянии 1м от сборника с РАО не должна превосходить 0,1 мЗв/ч. Уровни загрязнения наружных поверхностей транспортных контейнеров и их тары b - частицами не должны превосходить, соответственно, 2000 и 200 частиц/(см2×мин.).

Транспортировка РАО к местам захоронения осуществляется на специально оборудованных автомашинах с крытым кузовом или цистерной (для жидких РАО), автомашины и сменные сборники после каждого рейса должны быть дезактивированы.

Если для захоронения низкоактивных РАО допускается использо-вание резервуаров и траншей, то для средне- и высокоактивных РАО предусматривается их захоронение в отвержденном состоянии в подземных хранилищах на глубине 300…1000 м. Из-за больших тепло-выделений РАО и опасности взрывов такое захоронение не всегда возможно. Проблема захоронения РАО ещё не нашла своего надёжного решения.

По рекомендациям МАГАТЭ низкоактивные радиоактивные пылегазовые выбросы (А £ 3,7 Бк/м3) могут не подвергаться очистке и рассеиваются в окружающей среде через трубы, высота которых обеспечивает соблюдение ДК.

Среднеактивные   (3,7 Бк/м3 < А < 3,7×104 Бк/м3) и высокоактивные РАО (А > 3,7×104 Бк/м3) подвергаются очистке пылеуловителями всех типов. Для улавливания высокодисперсных частиц используются фильтры различных конструкций с фильтроэлементами из материала ФПП – фильтры Петрянова [30]. Шламы пылеочистки средне- и высокоактивных выбросов направляют на захоронение.

 

Таблица 3

Основные характеристики приборов контроля за

радиационной обстановкой

Тип при-бора	Измеряемая величина, Пределы измерений	Диапазон энергий излучения, МэВ	Основная погрешность измерения, %	Питание прибора
ДРГ3-04	Экспозиционная доза, мкР …10 ... 3×104 Поглощённая доза, мкрад …10 ... 3×104 Мощность экспозиционной дозы, мкР/с …1 ... 3×104	0,03 ... 3   1 ... 25   0,03 ... 3	± 15   ± 15   ± 10	Сетевое   -«-   -«-
ДРГ-05	Мощность поглощённой дозы, мкрад/с …1 ... 3×103 Мощность экспозиционной дозы, мкР/с … 0,1 ... 1×104	1 ... 25   0,04 ... 10	± 10   ± 15	-«-   Акку-муля-торное
ДКС-04	Экспозиционная доза, мР ... 0,1 ... 1×104 Мощность экспозиционной дозы, мР/ч ...0,1 ... 150 Экспозиционная доза, мР .............….......... 1,0 ... 1024	-«-   0,05 ... 3,0   -«-	«-   ± 25   «-	Акку-муля-торное   -«-

 

Для очистки вентиляционных выбросов и технологических сдувок от радиоактивных инертных газов (изотопы криптона, ксенона, аргон-41) используют адсорбционные колонны или газгольдеры. В последних короткоживущие радионуклиды (как правило, период их полураспада измеряется несколькими часами) снижают свою активность за счёт радиоактивного распада.

Методы радиационного контроля основаны на измерениях параметров ИИ с помощью дозиметрических приборов. Типы и параметры дозиметров устанавливают в зависимости от измеряемой величины и вида ИИ. В таблице 1.3 приведены основные характеристики приборов контроля за радиационной обстановкой [12].

В таблице 4 приведены основные характеристики приборов инди-видуального дозиметрического контроля.

 

Таблица 4

Основные характеристики приборов индивидуального

дозиметрического контроля

 

Тип дозиметра	Пределы измерений, Р	Диапазон энергий измеряемого излучения, МэВ	Основная погрешность, %	Размеры детектора, мм
ДК – 02 КИД – 2 КИД – 1 ИФК – 2,3 ИФКУ – 1 ИКС - А	0,01 ... 0,2 0,005 ... 1,0 0,02 ... 0,2 0,02 ... 2,0 0,05 ... 2,0 0,5 ... 1×103	0,15 ... 2,0 0,15 ... 3,0 0,1 ... 3,0 0,1 ... 3,0 0,1 ... 1,25 0,05 ... 1,25	± 15 ± 15 ± 10 ± 20 ± 25 ± 10	Æ 13 х 114 Æ 17 х 111 Æ 15 х 113 60 х 40 х 6 67 х 33 х 16 Æ 20 х 10

 

 

Коллективные средства защиты от ионизирующих излучений регламентируются ГОСТом 12.4.120-83 «Средства коллективной защиты от ионизирующих излучений. Общие требования». В соответствии с этим нормативным документом основными средствами защиты являются стационарные и передвижные защитные экраны, контейнеры для транспортирования и хранения источников ионизирующих излучений, а также для сбора и транспортировки радиоактивных отходов, защитные сейфы и боксы и др.

Стационарные и передвижные защитные экраны предназначены для снижения уровня излучения на рабочем месте до допустимой величины. Если работу с источниками ионизирующих излучений проводят в специальном помещении – рабочей камере, то экранами служат ее стены, пол и потолок, изготовленные из защитных материалов. Такие экраны носят название стационарных. Для устройства передвижных экранов используют различные щиты, поглощающие или ослабляющие излучение.

Экраны изготавливают из различных материалов. Их толщина зависит от вида ионизирующего излучения, свойств защитного материала и необходимой кратности ослабления излучения k. Величина k показывает, во сколько раз необходимо понизить энергетические показатели излучения (мощность экспозиционной дозы, поглощенную дозу, плотность потока частиц и др.), чтобы получить допустимые значения перечисленных характеристик.

Для создания передвижных экранов используют различные материалы. Защита от альфа-излучения достигается применением экранов из обычного или органического стекла толщиной несколько миллиметров. Достаточной защитой от этого вида излучения является слой воздуха в несколько сантиметров. Для защиты от бета-излучения экраны изготавливают из алюминия или пластмассы (органическое стекло). От гамма- и рентгеновского излучения эффективно защищают свинец, сталь, вольфрамовые сплавы. Смотровые системы изготавливают из специальных прозрачных материалов, например, свинцового стекла. От нейтронного излучения защищают материалы, содержащие в составе водород (вода, парафин), а также бериллий, графит, соединения бора и т.д. Бетон также можно использовать для защиты от нейтронов.

Защитные сейфы применяются для хранения источников гамма-излучения. Они изготавливаются из свинца и стали.

Для работы с радиоактивными веществами, обладающими, альфа- и бета-активностью, используют защитные перчаточные боксы.

Защитные контейнеры и сборники для радиоактивных отходов изготавливаются из тех же материалов, что и экраны – органического стекла, стали, свинца и др.

При проведении работ с источниками ионизирующих излучений опасная зона1 должна быть ограничена предупреждающими надписями.[1]