2013-14 Экология Диск Студентам / методичка радиобиология

21

технологического оборудования при его ремонте, солевые отложения и шлам, и пр.) могут быть предусмотрены раздельные системы обращения.

Сбор, временное хранение и транспортировка производственных отходов должны исключать возможность вторичного радиоактивного загрязнения объектов среды обитания природными радионуклидами за счет просыпания (пролива) производственных отходов и рассеяния их в окружающую среду, обеспечивая соблюдение требований настоящих Правил по ограничению облучения критических групп населения.

Переработка производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов осуществляется на специальной площадке, расположенной на территории предприятия.

На проектную документацию по обращению с производственными отходами, включая выбор территории под площадку для переработки производственных отходов и технологию переработки производственных отходов, оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии ее требованиям санитарных правил.

Запрещается смешивание производственных отходов II категории и выше с материалами и средами с низким содержанием природных радионуклидов, в том числе и смешивание их с общепромышленными отходами с эффективной удельной активностью природных радионуклидов менее 1,5 кБк/кг.

Захоронение производственных отходов I категории допускается производить на свалках общепромышленных отходов без ограничений по радиационному фактору.

Захоронение производственных отходов II категории осуществляется на специально оборудованных площадках, как правило, вблизи от мест их образования.

Выбор мест для захоронения производственных отходов II категории и барьеров для предотвращения или ограничения миграции радионуклидов из мест захоронения в окружающую среду обосновывается в проектной документации на их захоронение с учетом требований.

Объекты захоронения производственных отходов II категории вносятся в государственный реестр объектов размещения отходов, ведение которого осуществляется в порядке, определенном Правительством Российской Федерации.

Захоронение производственных отходов III категории должно производиться в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99 и санитарных правил обращения с радиоактивными отходами, установленными для захоронения низкоактивных радиоактивных отходов.

При этом радиационная защита, создаваемая системой инженерных и естественных барьеров, обеспечивает качество изоляции производственных отходов III категории, при котором прогнозируемое значение эффективных доз облучения критической группы населения не будет превышать 100 мкЗв/год.

При транспортировке производственных отходов должны быть обеспечены условия, при которых дозы облучения критической группы населения не превысят 100 мкЗв/год.

22

При этом уровни загрязнения природными радионуклидами поверхности транспортных средств, используемых для перевозки производственных отходов II категории, не должны превышать следующих значений:

-снимаемое (нефиксированное) загрязнение альфа- и бета-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не допускается;

-не снимаемое (фиксированное) загрязнение альфа-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не регламентируется;

-не снимаемое (фиксированное) загрязнение бета-активными

радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не должно превышать значения 2000 част/(см2 х мин).

При прекращении эксплуатации предприятий НГК должен быть разработан проект консервации мест хранения или захоронения производственных отходов II категории.

3.3 Радиационно-гигиенические требования по реабилитации территорий при прекращении эксплуатации предприятий НГК

Для проектируемых предприятий НГК до начала разработки нефтегазовых месторождений проводится обследование территории с оценкой ее основных радиационно-гигиенических характеристик.

Полученные данные (мощность дозы гамма-излучения на территории, содержание природных радионуклидов в поверхностных породах земли, удельная активность природных радионуклидов в воде рек и озер и др.) вносятся в проектную документацию объекта (месторождения).

Для существующих предприятий исходные радиационно-гигиенические характеристики могут быть получены путем обследования близлежащей территории с аналогичными геологическими и геофизическими характеристиками.

При прекращении эксплуатации предприятий НГК для реабилитации территории разрабатывается проект, на который оформляется санитарноэпидемиологическое заключение органов Госсанэпиднадзора о его соответствии санитарным правилам.

В проекте реабилитации территории предусматриваются мероприятия по нормализации параметров радиационной обстановки до уровней, максимально близких к их исходным значениям.

Основными критериями нормализации радиационной обстановки на территориях являются:

-отсутствие на территории участков с превышением мощности эффективной дозы гамма-излучения на высоте 1 м от поверхности земли исходных значений более чем на 0,2 мкЗв/ч;

-отсутствие участков со значениями эффективной удельной активности природных радионуклидов в поверхностных слоях почв и пород, превышающими исходные значения более чем на 370 Бк/кг;

23

-содержание природных радионуклидов в воде открытых водоемов не должно превышать исходные уровни более чем в 2 раза;

-внесение в государственный реестр размещения отходов мест захоронения производственных отходов II категории;

-эффективная доза дополнительного облучения природными источниками излучения критической группы населения, проживающего на территории после ее реабилитации, не должна превышать 100 мкЗв/год.

3.4 Производственный радиационный контроль при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов

К контролируемым на предприятиях НГК параметрам радиационной обстановки относятся:

-эффективная удельная активность природных радионуклидов в производственных отходах Аэфф;

-мощность дозы гамма-излучения содержащихся в производственных отходах природных радионуклидов на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов и на рабочих местах (профессиональных маршрутах) на предприятии;

-среднегодовое значение общей запыленности воздуха в рабочей зоне и удельная активность природных радионуклидов в производственной пыли;

-ЭРОА изотопов радона в воздухе рабочей зоны;

-снимаемое и не снимаемое (фиксированное) загрязнение поверхности транспортных средств и охранной тары альфа- и бета-активными природными радионуклидами;

-удельная активность природных радионуклидов в воде открытых водоемов

игрунтовых водах;

-эффективные дозы облучения работников природными источниками излучения в производственных условиях и уровни облучения критических групп населения.

Методики радиационного контроля для оценки уровней облучения работников и населения, а также установления категории производственных отходов на предприятиях НГК, должны обеспечивать:

-определение значений Аэфф в пробах отходов производства с суммарной относительной погрешностью не более 20%;

-измерение мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов и на рабочих местах с доверительным значением нижней границы не выше 0,1 мкГр/ч;

-измерение ЭРОА изотопов радона в воздухе с суммарной погрешностью не более 30% для значений выше 25 Бк/м3 - для ЭРОА радона и выше 5 Бк/м3 - для ЭРОА торона;

-достоверное определение снимаемого загрязнения рабочих поверхностей альфа- и бета-активными радионуклидами на уровне соответственно не выше 0,1

и1,0 част/(см2 х мин);

24

- достоверное определение общей запыленности воздуха в зоне дыхания работников организаций с доверительным значением нижней границы не выше 1 мг/м3.

При установлении объема производственного радиационного контроля на предприятиях НГК с целью оценки доз производственного облучения работников природными источниками допускается осуществлять инструментальные измерения значений только тех радиационных факторов, вклад которых в суммарную дозу превышает 20%. При этом вклад неконтролируемых параметров в суммарную дозу облучения работников должен учитываться введением соответствующих коэффициентов.

3.5 Вычисление эффективной удельной активности природных радионуклидов в производственных отходах

В случае, когда все радионуклиды в рядах урана и тория находятся в радиоактивном равновесии, значение эффективной удельной активности природных радионуклидов (Аэфф) в материалах рассчитывается по формуле

рядов,

А К - удельная активность К-40 в материале (Бк/кг).

Эффективную удельную активность природных радионуклидов в производственных отходах при отсутствии равновесия в рядах урана и тория следует рассчитывать с учетом возраста отходов по формуле

А эфф = А Ra + 1,3 х k х А(228)Ra + 0,09 АК , Бк/кг,

в которой А(228)Ra - удельная активность 228Ra в отходах (Бк/кг), а численное значение коэффициента k следует принимать по таблице 2.

Таблица 2 - Численное значение коэффициента К для расчета А эфф

При неизвестном возрасте производственных отходов значение поправочного коэффициента k должно приниматься равным 1,3.

Если возраст отходов заведомо больше 3 лет, то значение Аэфф следует рассчитывать по формуле:

А эфф = А Ra + 1,3 х А(228)Ra + 0,09 х АК, Бк/кг,

в которой А(228)Ra - удельная активность 228Ra в отходах (Бк/кг).

25

3.6 Требования к радиационно-гигиенической паспортизации организаций НГК

Для организаций, на которых имеются или образуются в процессе их деятельности производственные отходы III категории, является обязательным ежегодное заполнение (ведение) радиационно-гигиенических паспортов организаций НГК по типовым формам, утвержденным в установленном порядке.

4 РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 1. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ С ПОМОЩЬЮ ЗАЩИТНЫХ ЭКРАНОВ

Ионизирующее излучение - это физическое явление, связанное с излучением потока альфа-, бета-, гаммачастиц или электромагнитной энергии, приводящее к ионизации окружающей среды. Методы и средства защиты от ионизирующего излучения основываются на следующем:

1Установление предельно допустимых доз облучения.

2Контроль уровня радиации.

3Изоляция излучающих объектов.

4Применения вентиляции и вытяжных шкафов.

5Применения защитных экранов.

Защитными экранами от ионизирующих излучений являются стенки контейнеров для перевозки изотопов, стенки сейфов для хранения изотопов, а также специальные экраны. Для защиты от α-частиц достаточно слоя воздуха толщиной 5-6 см, поэтому используют экраны из органического стекла. Для защиты от β - излучений применяют экраны из материалов малой атомной массы

которых со стороны источника излучения устанавливают экран из материала с меньшей атомной массой, а за ним – с большей массой (свинец, сталь и др.). Для защиты от γ – излучения, рентгеновского излучения (высокая проникающая способность) используют материал с большой атомной массой и плотностью (свинец, вольфрам и др.), а также сталь, железо, бетон, чугун, кирпич. Для защиты от нейтронного излучения используют: водородсодержащие материалы (вода, парафин, полиэтилен), то есть материалы, имеющие в своем составе атомы водорода; бром, бериллий, кадмий или графит. Нейтронные излучения сопровождаются гамма-излучением, поэтому используют многослойные экраны: свинец – полиэтилен; сталь – вода. Для одновременного поглощения нейтронного и гамма-излучения используют водные растворы гидроксидов тяжелых металлов (например, гидроксид железа - Fе(ОН)3).

Особое место занимает защита от ионизирующих излучений при эксплуатации ядерных реакторов и при обращении с ядерными отходами. На современных АЭС применяют многобарьерную систему защиты окружающей среды от ионизирующих излучений. Отходы после переработки (отделение ценных продуктов) подвергаются стеклованию, бетонированию и захоронению в могильниках. Жидкие отходы выпаривают, осадки заливают в стекло.

27

5 ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ОТ ИСТОЧНИКОВ ИСКУССТВЕННОЙ РАДИАЦИИ

Примерно 2/3 эффективной эквивалентной дозы внутреннего облучения, получаемой человеком от естественных источников радиации, обусловливают радиоактивные вещества, попадающие в организм с пищей, водой и воздухом. Космогенные радионуклиды (углерод-14 и тритий) создают небольшую часть этой дозы, основная часть приходится на источники земного происхождения. Калий-40 усваивается организмом человека вместе со своими стабильными изотопами, он дает около 180 мЗв/год. В наибольшей степени дозу внутреннего облучения человека формируют радионуклиды ряда урана-238 и, в меньшей степени, тория-232. Свинец-210 и полоний-210 поступают в организм с пищей (они накапливаются в море-продуктах - в рыбе и моллюсках, а также в тканях северных оленей). Доза внутреннего облучения человека, питающегося таким белком, может превышать среднее значение в 35 раз. Население, проживающее в районах с повышенной концентрацией урана (Западная Австралия), питающееся мясом овец и кенгуру, получает дозы, в 75 раз превосходящие средний уровень планеты.

Радиоактивность атмосферы обусловлена наличием в ней радиоактивных веществ в газообразном состоянии (радон, торон, 14C, тритий) или в виде аэрозолей (40K, уран, радий и др.). Радон и торон поступают из земных пород, а углерод и тритий образуются из атомов азота и водорода в результате воздействия на их ядра нейтронов вторичного космического излучения.

Суммарная радиоактивность атмосферного воздуха колеблется в широких пределах - 7,4 . 10-4 - 16,3 . 10-3Бк/л (2 . 10-14 - 4,4 . 10-13Ки/л) и зависит от места,

времени года, погодных условий и от состояния магнитного поля Земли. Радиоактивность природной воде придают в основном U, Th и Ra,

образующие растворимые комплексные соединения, которые вымываются почвенными водами, а также газообразные продукты их радиоактивных превращений — радон и торон. Концентрация радиоактивных элементов в реках меньше, чем в морях и озерах, а содержание их в пресноводных источниках зависит от типа горных пород, климатических факторов, рельефа местности и т. д. Так, наличие радона в водах кислых магматических пород в несколько раз выше, чем осадочных пород. Концентрация урана в реках, протекающих на юге, обычно выше, чем в северных реках. Наиболее значительным содержанием радиоактивных элементов характеризуются воды урановых месторождений и минеральные (Виноградов, 1957 г.). В минеральных водах Кавказа содержание радия не превышает 277,5 Бк/л (7,5 . 10-9Ки/л), радона - 962 Бк/л (2,6 . 10-8Ки/л).

Количество 40K в водах рек и озер примерно соответствует содержанию радия: в

реках 0,274 Бк/л (7,7 . 10-12Ки/л), в озерах 0,431 Бк/л (1,3 . 10-11Ки/л).

Из естественных радиоактивных веществ, содержащихся в растениях, наибольшая удельная активность 40K, которая составляет 44,4 - 370 Бк/кг (1,2 . 10-9 - 10-8 Ки/кг). Это относится особенно к бобовым растениям — гороху, бобам, фасоли, сое. Содержание в растениях урана, радия, тория и 14С ничтожно мало.

В животных организмах обычно содержится 40K меньше, чем в растениях.

28

Уран, торий и 14С встречаются в биологических объектах в очень незначительных концентрациях по сравнению с 40K.

Наиболее сильным из всех естественных источников радиации является газ радон (невидимый, не имеющий вкуса и запаха). Он составляет с дочерними продуктами распада примерно 3/4 годовой индивидуальной эффективной эквивалентной дозы, получаемой населением от земных источников радиации, и около 1/2 дозы от всех естественных источников радиации. Основную часть этой дозы человек получает в непроветриваемых помещениях, закрытых помещениях с вдыхаемым воздухом. В географических регионах с умеренным климатом концентрация радона может быть в 8 раз выше в закрытых

помещениях, чем в атмосферном воздухе.

В конце 1970-х гг. в Швеции и Финляндии были обнаружены строения, внутри которых концентрация радона в 5 тыс. раз превышала среднюю его концентрацию в наружном воздухе. Строительные материалы, такие как дерево, кирпич и бетон выделяют незначительное количество радона. Большей

удельной радиоактивностью обладают гранит и пемза.

Радон также может поступать в жилые помещения с природным газом, водой (концентрация чрезвычайно велика в воде из глубоких колодцев, артезианских скважин, наибольшая зарегистрированная удельная радиоактивность воды в системах водоснабжения составляет 100 млн Бк/м3.). Радон в значительной степени улетучивается при кипячении воды. Основную опасность представляет попадание в легкие воздуха, содержащего пары воды с растворенным радоном. В процессах переработки и хранения природного газа большая часть радона улетучивается. Концентрация радона в помещении заметно возрастает, если кухонные газовые плиты не снабжены вытяжкой. Доля домов, внутри которых концентрация радона и его дочерних продуктов составляет 1- 10 тыс. Бк/м3, в различных странах колеблется от 0,01 до 0,1 %. Эффективная эквивалентная доза от воздействия радона и его дочерних продуктов составляет в среднем около 1 мЗв/год, т. е. около 1/2 всей годовой дозы, получаемой человеком в среднем от всех естественных источников радиации.

Уголь содержит меньше радионуклидов, чем земная кора. В процессе сжигания угля его минеральные компоненты спекаются в шлак и золу, в которые попадают радиоактивные вещества. Основная часть угольной золы и шлака хранятся на золоотвалах большой площади (до1000 га). Более легкая зольная пыль (размером менее 0,08 мм) выносится тягой в трубу электростанций, проскакивает через электрофильтры. Каждый ГВт-год электроэнергии обходится человечеству в 2 чел-Зв ожидаемой коллективной эффективной эквивалентной дозы. Так, сжигание угля в 1979 г. в домах планеты повысило ожидаемую коллективную эффективную эквивалентную дозу облучения населения Земли на 100 тыс. чел-Зв.

Источником естественной радиации являются также термальные водоемы (подземные резервуары пара и горячей воды). Их в некоторых странах используют для производства электроэнергии и отопления домов. Измерения эмиссии радона на двух электростанциях в Италии показали, что на каждый ГВт-год вырабатываемой ими электроэнергии приходится ожидаемая

29

эффективная эквивалентная доза 6 чел-Зв. Так как суммарная мощность энергетических установок, работающих на геотермальных источниках, невелика и составляет 0,1 % мировой энергомощности, то геотермальная энергетика вносит ничтожный вклад в облучение населения.

Большинство разрабатываемых в настоящее время фосфатных месторождений (используются главным образом для производства удобрений) содержат уран. В процессе добычи и переработки руды выделяется радон.

радиоактивное загрязнение незначительно, оно возрастает при внесении удобрений в почву в жидком виде или при скармливании скоту содержащих фосфаты веществ. Фосфатов дают за год ожидаемую эффективную эквивалентную дозу примерно 6 тыс. чел-Зв, а доза, образующаяся в результате применения фосфогипса составляет около 300 тыс. чел-Зв.

Высокой радиоактивностью обладают строительные материалы, полученные из отходов производства алюминия (кирпич из красной глины), отходов черной металлургии (доменный шлак), отходов угольных электростанций (зола), как побочные продукты переработки фосфорных руд - кальцийсиликатный шлак (используют при производстве бетона) и фосфогипс (используют при изготовлении строительных блоков, сухой штукатурки, перегородок и цемента), их использовали в строительстве в США и Канаде.

Так как земные породы используют в качестве строительного материала, то от последнего зависит гамма-радиация внутри зданий. Наибольшие значения гамма-радиации установлены в домах из железобетона с глиноземом - 1,71 мГр/год, наименьшие - в деревянных домах - 0,5 Гр/год (Sievert и др., 1952, 1957

гг.).

В России предельно допустимые уровни ионизирующего облучения и

принципы радиационной безопасности регламентируются «Нормами радиационной безопасности» (НРБ-99), «Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений» ОСП 72-80. В соответствии с этими нормативными документами нормы облучения установлены для следующих трех категорий лиц:

•категория А — персонал, постоянно или временно работающий с источниками ионизирующих излучений;

•категория Б — ограниченная часть населения, которая по условиям размещения рабочих мест или по условиям проживания может подвергаться воздействию источников излучения;

•категория В — население страны, республики, края и области.

Для лиц категории А основным дозовым пределом является индивидуальная эквивалентная доза внешнего и внутреннего излучения за год (Зв/год) в зависимости от радиочувствительности органов (критические органы). Это предельно допустимая доза (ПДД) — наибольшее значение индивидуальной эквивалентной дозы за год, которое при равномерном воздействии в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья персонала неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

30

Для персонала категории А индивидуальная эквивалентная доза (Н, Зв), накопленная в критическом органе за время Т (лет) с начала профессиональной работы, не должна превышать значения, определяемого по формуле

Н = ПДД × Т.

Кроме того, доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД. Для категории Б установлен предел дозы за год (ПД, Зв/год), под которым

понимают наибольшее среднее значение индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год у критической группы лиц, при котором равномерное облучение в течение 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. В таблице 4 приведены основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучений в зависимости от радиочувствительности органов.

Таблица 4 - Основные значения дозовых пределов внешнего и внутреннего облучений

6 УСТРОЙСТВО ДОЗИМЕТРА И РАДИОМЕТРА РКСБ-104

6.1 Назначение прибора

Прибор РКСБ-104 предназначен для индивидуального использования с целью контроля радиационной обстановки на местности, в жилых и рабочих помещениях. Он выполняет функции дозиметра и радиометра и обеспечивает возможность измерения мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения.

Примечание - Прибор является бытовым, поэтому результаты измерений, полученных с его помощью, не могут быть использованы государственными органами для выдачи официальных заключений о радиационной обстановке.

6.2 Основные технические данные и характеристики прибора

1 Диапазон измерений мощности полевой эквивалентной дозы гамма-излучения 0,1 - 99,99 мкЗв/ч, что соответствует мощности экспозиционной дозы гамма-излучения – 10 -9999 мкР/ч.

2 Диапазон энергии регистрируемых гамма-излучений 0,06 - 1,25 МэВ.