ПРОМЫШЛЕННАЯ ЭКОЛОГИЯ Учебное пособие
.pdf631
таких участков, утилизации или ликвидации выведенных из эксплуатации радиационно опасных объектов. Специальные экологические программы включают в себя:
цели, основные мероприятия, этапы и сроки реализации основных мероприятий;
информацию о состоянии окружающей природной среды и здоровья населения;
оценку воздействия хозяйственной и иной деятельности на окружающую природную среду;
перечень работ по реабилитации радиационно загрязненных участков территории;
наличие или необходимость создания системы экологического контроля и систем экологического и социально-гигиени-ческого мониторинга;
результаты выполнения специальных экологических программ с указанием прогноза изменения состояния окружающей природной среды и здоровья населения;
объем финансирования указанных программ, в том числе в определенные периоды.
7.7. Дезактивация и способы ее проведения
Дезактивация – это обеззараживание объектов путем удаления радиоактивных загрязнений или изоляции загрязненных поверхностей. Обеззараживание жидкости и газов определяют термином «очистка», а кожных покровов человека – «санитарная обработка».
Объектами дезактивации являются здания, сооружения, местность, технологическое оборудование, транспорт, средства индивидуальной защиты, пищевое сырье, продукты питания.
Эффективность удаления радиоактивных загрязнений с поверхности различных объектов оценивают при помощи:
коэффициента дезактивации Кд, показывающего, во сколько раз снизилось загрязнение поверхности объекта;
коэффициента снижения мощности дозы Кс, указывающего, во сколько раз уменьшилась опасность облучения людей.
Эффективность дезактивации во многом зависит от условий ее проведения, агрегатного состояния, глубины проникновения радиоактивных веществ и времени контакта их с поверхностью объекта, масштабов загрязнения, а также других факторов.
Перед проведением дезактивации проводят радиометрический контроль, определяют объем предстоящих работ, проверяют готовность дезактивирующих растворов, технических средств дезактивации и др.
Для достижения полноты обычно проводят 2–3 цикла дезактивации. Если после проведения трехкратного цикла дезактивации уровни радиоактивного загрязнения будут превышать установленные нормы, то загрязнение считают фиксированным (неснимаемым). Решение о дальнейшем использовании дезактивируемого объекта (оборудования, спецодежды и др.) принимают с учетом мощности дозы излучения от поверхности объекта. При пре-
632
вышении мощности дозы излучения от поверхности оборудования, транспорта, спецодежды и др. объекты дезактивации передают на захоронение как твердые радиоактивные отходы или принимают организационные меры к ограничению контакта с ними персонала.
многоцелевые, т. е. помимо своего основного назначения предусмотрена возможность их использования и для дезактивации (например, пожарные автомобили, генераторы пены, стиральные машины и др.);
специальные, т. е. разработанные и используемые для дезактивации и других видов специальной обработки (дегазации и дезинфекции). Специальные ТС, как правило, стационарны и входят в состав технологического оборудования на потенциально опасных объектах в соответствии с производственным циклом и являются составной его частью. Подвижные специальные ТС (автомобильные комплекты) дезактивации находятся на снабжении войск; их монтируют на шасси автомобилей и применяются для обработки струей воды, дезактивирующим раствором транспорта, вооружения, дорог, оборудования и др.
7.8. Радиометрический контроль
Радиометрический контроль проводят с помощью приборов, принцип работы которых основан на ионизации вещества среды, в которой распространяются ионизирующие излучения. В зависимости от природы регистрируемого физико-химичес-кого явления, происходящего в среде, различают ионизационный, химический, радиофотолюминесцентный методы обнаружения и измерения излучений.
Ионизационный метод основан на явлении ионизации молекул, которая происходит под воздействием ионизирующих излучений в среде (газовом объеме), в результате чего электропроводность среды увеличивается, что может быть зафиксировано соответствующими электронно-техническими устройствами.
Химический метод основан на способности молекул некоторых веществ в результате воздействия ионизирующих излучений распадаться с образованием новых химических соединений. Так, например, хлороформ в воде при облучении разлагается с образованием хлороводородной кислоты, которая дает цветную реакцию с красителем, добавленным к хлороформу. По интенсивности окраски судят о дозе излучения.
Радиофотолюминесцентный метод измерения ионизирующих излучений основан на том, что под воздействием излучений в некоторых веществах накапливается поглощенная энергия, освобождающаяся при дополнительном возбуждении определенным участком спектра. Наблюдаемые при этом оптические эффекты служат мерой поглощенной энергии.
Универсальных методов и приборов, применяемых в любых условиях, для радиационного контроля не существует, поскольку каждый метод и прибор имеют свою область применения.
Для анализа и контроля радиационной обстановки используют:
633
пробоотборники – вспомогательные средства для определения осадков из атмосферы, концентрации радиоактивных аэрозолей в зоне дыхания персонала (рис. 7.2) и др.;
радиометры – приборы, предназначенные для определения количества радиоактивных веществ;
дозиметры – приборы для измерения мощности экспозиционной или поглощенной дозы;
дозиметры-радиометры (рис. 7.3) – приборы, используемые для поиска пятен радиоактивного загрязнения, точных лабораторных исследований и др.;
спектрометры – приборы, служащие для регистрации и анализа энергетического спектра и идентификации на этой основе излучающих радионуклидов;
счетчики, индикаторы радиоактивности и др.
Радиационный контроль включает в себя радиометрический и дозиметрический контроль.
634
Рис. 7.2. Индивидуальный |
Рис. 7.3. Дозимеры-радиометры |
пробоотборник |
ДРГБ-01 «Эко-1» и «Эко-1М» |
Радиометрический контроль – это комплекс организационных и технических мероприятий по определению интенсивности ионизирующих излучений радиоактивных веществ, содержащихся в окружающей среде, или степени радиоактивного загрязнения людей, техники, сельскохозяйственных животных и растений, а также элементов окружающей природной среды.
Дозиметрический контроль – это комплекс организационных и технических мероприятий по определению доз облучения людей с целью количественной оценки эффекта воздействия на них ионизирующих излучений.
Дозиметрический контроль доз облучения персонала и членов их семей, проживающих в районах радиоактивного загрязнения территорий, про-
635
водят для получения оперативной информации об эффективных (эквивалентных) дозах и прогноза годовых доз облучения с целью недопущения переоблучения работников выше установленной годовой эффективной (эквивалентной) дозы от техногенного фона.
Контроль доз облучения включает определение доз внешнего облучения и оценку доз внутреннего облучения за счет употребления пищевых продуктов и воды, загрязненных радионуклидами искусственного происхождения, а также за счет вдыхания воздуха, загрязненного радиоактивными аэрозолями.
Для работников, занятых выполнением своих функциональных обязанностей на радиоактивно загрязненной местности (РЗМ), организуют индивидуальный контроль доз облучения, который включает:
индивидуальный учет времени, фактически затраченного на выполнение работ, и соответствия его регламентированной продолжительности работы;
индивидуальные измерения доз внешнего гамма-облуче-ния с использованием индивидуальных дозиметров;
оценку индивидуальных доз внутреннего облучения.
Контроль доз облучения работников предприятия организует начальник службы радиационной безопасности или лицо, ответственное за радиационную безопасность (радиационный контроль).
Контроль индивидуальных доз внешнего облучения проводят с ис-
пользованием индивидуальных термолюминесцентных дозиметровнакопителей типа ДПГ-03 из комплекта дозиметров термолюминесцентных КДТ-02М с диапазоном измерений 0.005–1000 Р или им подобных.
Дозиметры выдает персонал службы радиационной безопасности (специально выделенное лицо) работникам сроком на один квартал под роспись в журнале учета выдачи дозиметров. Выданные дозиметры носят постоянно и повсюду в области груди или бедер тела, закрепляя под верхней одеждой.
По истечении квартального срока дозиметры собирают путем замены и передают на пункт дозиметрического контроля для измерения доз облучения. После считывания дозы облучения дозиметры, в соответствии с инструкцией по эксплуатации, приводят в исходное состояние и выдают работникам на следующий квартал. Для исключения систематической погрешности измерения конкретный экземпляр дозиметра дважды одному и тому же работнику выдавать запрещается.
Групповой контроль доз внешнего облучения проводят с использова-
нием групповых дозиметров-накопителей или расчетным методом.
Первый метод применяют для контроля доз облучения работников, постоянно работающих в одних и тех же условиях внешнего облучения и членов их семей.
Для реализации метода дозиметры-накопители в количестве не менее трех единиц развешивают в рабочих (жилых) помещениях в разнесенных по площади точках на высоте 1 м от пола на квартальный срок. По истечении указанного срока дозиметры собирают, определяют среднюю дозу облучения, которую регистрируют всем работающим (проживающим) в данном помещении (доме).
636
Расчетный метод применяют в случае отсутствия дозиметровнакопителей путем измерения мощности дозы излучения радиометромдозиметром МКС-01Р-01 или дозиметрами ДБГ-06Т, ДБГ-01Н и др. на конкретном участке работы и расчета дозы по средней величине мощности экспозиционной дозы и времени работы на участке.
Контроль доз внутреннего облучения организуют для всех работни-
ков предприятий, находящихся на РЗМ, в первую очередь при выполнении ими работ, связанных с перемещением грунта и пылеобразованием, с целью оценки поступления радионуклидов внутрь организма и выработки рекомендаций по его снижению. Для контроля доз внутреннего облучения применяют индивидуальный и групповой методы.
Параллельно с расчетом годовой ожидаемой дозы внутреннего облучения не реже 1 раза в год (летом и осенью) проводят выборочный индивидуальный контроль содержания радионуклидов цезия в организме с помощью гамма-спектрометров и/или при необходимости стронция-90 с применением бета-спектрометров излучения (СИЧ).
Групповой метод основан на измерении концентрации радионуклидов в источнике поступления (пищевые продукты, вода, воздух) с последующим расчетом ожидаемой годовой дозы внутреннего облучения. Измерения и расчет доз производят местные (региональные) органы санэпиднадзора Минздрава России.
Для предварительной оценки соответствия питьевой воды критериям радиационной безопасности в соответствии с Методическими рекомендациями «Радиационный контроль питьевой воды» № 11-2/42–09, утвержденными Минздравом России 4 апреля 2000 г., используют измеренные значения
удельной общей альфа (А ) и бета (А ) активности и абсолютные погрешности их определения.
Для питьевой воды подземных источников водоснабжения одновременно с измерениями общей альфа- и бетаактивности определяют содержание радона. Результатом измерения является значение удельной активности радона и абсолютная погрешность его определения.
Вода соответствует требованиям норм радиационной безопасности НРБ–99, если одновременно выполняются следующие условия:
A 0,1, Бк/кг |
(7.1) |
A 1,0, Бк/кг |
(7.2) |
ARn Rn 60 , Бк/кг |
(7.3) |
При содержании радона в воде выше 60 Бк/кг, проводят дальнейшие исследования.
Если превышен один или оба показателя общей альфа- и бетаактивности, то выполняют радионуклидный анализ по схеме, приведенной на рис. 7.4.
637
Суммарная-активность 0,1 Бк/л
Рис. 7.4. Последовательность анализов по содержанию радионуклидов в питьевой воде, основанной на величине годового уровня дозы 0,1 мЗв
При полном радионуклидном анализе выполняют оценку соответствия суммарной активности и суммы активностей радионуклидов по критерию:
A Ki Ai 0,2 , |
(7.4) |
638
где А – общая альфаактивность; Аi – измеренная удельная активность i радионуклида в воде; Кi – коэффициенты, характеризующие несоответствие энергетических спектров стандарта сравнения и реальной пробы (табл. 7.3); 0,2 – эмпирический коэффициент, учитывающий присутствие в пробе воды других альфаизлучающих нуклидов на уровне не более 5 % от значения уровня вмешательства УВвода, определение которых в процессе анализа не
выполнялось (например, 232Тn, 230Тn, 228Тn с короткоживущими продуктами его распада, возможно 239+240Рu, 238Рu, 241Am).
Таблица 7.3 Значения коэффициента Кi при использовании стандарта сравнения с Е 5,15 МэВ и нижнем уровнем дискриминации альфа-радиометра 3 МэВ
|
|
Значение |
Альфа-излучающий |
Энергия |
|
радионуклид |
альфаизлучения, кэВ |
коэффициента Кi |
232Тn |
4010 |
0,60 |
238U |
4195 |
0,65 |
230Тn |
4685 |
0,85 |
234U; 226Ra |
4770; 4780 |
0,90 |
239+240Рu; 210Ро |
5155+5168; 5305 |
1,00 |
228Тn; 241Am; 238Рu |
5420; 5486; 5500 |
1,10 |
224Ra; 223Ra; |
5680; 5610 |
1,15 |
Если условие (7.4) выполнено, то считается, что все основные дозообразующие альфаизлучающие нуклиды, представленные в пробе, определены, и дальнейшие измерения не требуются.
Вода признается соответствующей критерию радиационной безопасности, если:
A |
|
A |
2 |
1, |
(7.5) |
УВi |
i |
УВiш |
|
где Ai – измеренная удельная активность i радионуклида в воде, включая
222Rn, соответствующий уровень вмешательства (УВвода), Ai – абсолютная погрешность измерения удельной активности i радионуклида.
При выполнении условия (7.5) для дальнейшего мониторинга питьевой воды устанавливают местные контрольные уровни для данного источника
водоснабжения по общей - и/или - активности, гарантирующих непревышение уровня дозы 0,1 мЗв/год.
При невыполнении условия (7.5) проводят дальнейшие исследования воды с целью определения годового поступления радионуклидов:
Измерения должны характеризовать качество воды на протяжении всего года. Для подземных источников исследуется не менее 4 проб в год, отбираемых в каждый сезон, для поверхностных источников – не менее 12 проб в год, отбираемых ежемесячно.
639
Анализы должны отражать качество воды, реально потребляемой населением. При наличии обработки воды или смешения воды различных водозаборов, радиационный контроль проводят перед подачей ее в водопроводную сеть, а для некоторых радионуклидов (газообразных или с малым периодом полураспада, например, для 222Rn) – в точках распределительной сети.
При обнаружении в воде действующих источников водоснабжения стабильного присутствия радионуклидов выше уровней вмешательства согласно прил. П-2 НРБ–99 (табл. 7.4) проводят санитарноэпидемиологическую экспертизу о возможности дальнейшего использования источника водоснабжения или необходимости осуществления защитных мер.
Таблица 7.4
Уровни вмешательства (УВ) радионуклидов в питьевой воде
|
Радионуклид |
|
Т 1/2 |
|
УВвода (Бк/кг) |
|
|
|
|
|
|||
|
3 Н( ) |
|
12,3 лет |
|
7,7+3 |
|
|
14С( ) |
|
5,73+3 лет |
|
2,4+2 |
|
|
60Со( , ) |
|
5,27 лет |
|
4,1+1 |
|
|
89 Sr( ) |
|
50,5 сут. |
|
5,3+1 |
|
|
90 Sr( ) |
|
29,1 лет |
|
5,0 |
|
|
129 I ( ) |
|
1,57+7 лет |
|
1,3 |
|
|
131I ( , ) |
|
8,04 сут. |
|
6,3 |
|
|
134Cs( , ) |
|
2,06 лет |
|
7,3 |
|
|
137Cs( , ) |
|
30,0 лет |
|
1,1+1 |
|
|
210 Pb( ) |
|
22,3 лет |
|
2,0–1 |
|
|
210 Po( ) |
|
138 сут. |
|
1,2–1 |
|
|
224 Ra( ) |
|
3,66 сут. |
|
2,1 |
|
|
226 Ra( ) |
|
1,60+3 лет |
|
5,0–1 |
|
|
228 Ra( ) |
|
5,75 лет |
|
2,0–1 |
|
|
228Tn( ) |
|
1,91 лет |
|
1,9 |
|
|
230Tn( ) |
|
7,70+4 лет |
|
6,6–1 |
|
|
232Tn( ) |
|
1,40+10 лет |
|
6,0–1 |
|
|
234U ( ) |
|
2,44+5 лет |
|
3,9 |
|
|
238U ( ) |
|
4,47+9 лет |
|
3,1 |
|
|
238 Pu( ) |
|
87,7 лет |
|
5,6–1 |
|
|
239 Pu( ) |
|
2,41+4 лет |
|
5,6–1 |
|
640
|
|
Продолжение табл. 7.4 |
|
|
|
Радионуклид |
Т 1/2 |
УВвода (Бк/кг) |
240 Pu( ) |
6,54+3 лет |
5,6–1 |
241 Am( ) |
4,32+2 лет |
6,9–1 |
222 Rn( ) |
3,82 сут. |
60 |
В табл. 7.5 приведена последовательность радионуклидного анализа воды в зависимости от измеренных уровней общей альфа- и бетаактивности.
Таблица 7.5 Рекомендуемая последовательность радионуклидного анализа в зависимости
от измеренных уровней альфа- и бета-активности
|
|
|
Измеренные уровни |
Контролируемые |
Примечания |
суммарной альфа- |
радионуклиды |
|
и бетаактивности, |
|
|
Бк/кг |
|
|
A 0,1 |
Радионуклидный |
|
A 1,0 |
состав не контро- |
|
|
лируется |
|
0,10 A 0,20 |
Сокращенный: |
Проверяется выполнение ус- |
A 1,0 |
210Ро, 210Рb |
ловия (7.5). Далее – действия |
|
|
по п.п. 6.8–6.10 Методических |
|
|
рекомендаций |
0,20 A 0,40 |
Расширенный: |
Проверяется выполнение ус- |
A 1,0 |
210Ро, 210Рb, 226Ra, |
ловия (7.5). Далее – действия |
|
228Ra |
по п.п. 6.8–6.10 Методических |
|
|
рекомендаций |
A 0,40 |
Расширенный: |
При невыполнении условия |
A 1,0 |
210Ро, 210Рb, 226Ra, |
(7.4) необходимо дополни- |
|
228 Ra, 238U, 234U |
тельное определение 232Тn, |
|
|
230Тn, 238Тn; |
|
|
В районах техногенного за- |
|
|
грязнения, действующих АЭС |
|
|
и предприятий ЯТЦ – 239+240Рu, |
|
|
238Рu, 241Am. |
|
|
Проверяется выполнение ус- |
|
|
ловия (7.5). Далее – действия |
|
|
по п.п. 6.8–6.10 |
|
|
Методических рекомендаций |
A 1,0 |
137Сs, 90Sr, 40К |
|
(при любых значениях |
|
|
A ) |
|
|