Современная экологическая обстановка в отдельных странах и регионах оставляет желать лучшего. Миссия нашего сайте — обеспечить русскоязычных жителей планеты Земля актуальной информацией о защите окружающей среды, экологической безопасности и экологии в целом.

Полезные ресурсы и публикации:
- Жидкие препараты для борьбы с тараканами "Комбат-дез".
-

В.Ф. Панин
Защита биосферы от энергетических воздействий

Конспект лекций. – Томск: ТПУ, 2009. – 62 с.

Предыдущая

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

Предыдущая