В.Ф. Панин
Защита биосферы от энергетических воздействий
Конспект лекций. – Томск: ТПУ, 2009. – 62 с.
Глава 1. Защита окружающей среды от ионизирующих излучений
1.6. 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 (п. 4.2.1).
Соблюдение
ПД достигается регламентацией и контролем до-пустимых уровней ИИ, установленных
в НРБ-99.
При
внутреннем облучении: предел годового поступления (ПГП) радионуклида через
органы дыхания и пищеварения, допустимая объ-ёмная 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 1.2 - 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 огра-ничение 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 1.3 - 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 1.4 приведены основные характеристики
приборов инди-видуального дозиметрического контроля.
Таблица
1.4 - 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
|
|