В.Ф. Панин
Защита биосферы от энергетических воздействий
Конспект лекций. – Томск: ТПУ, 2009. – 62 с.
Предыдущая |
Содержание статьи:
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 |