Нормирование радиационной безопасности

Нормы радиационной безопасности определяются НРБ-99.  Существует три основных вида: α, β, γ - излучение  γ - электромагнитное излучение определенной длины волны, обладающая наибольшей проникающей способностью; β - поток электронов, защита от такого излучения проста; α - ядра атомов He, защита от такого излучения проще всего.

Процесс радиоактивного распада сопровождается излучением одного или нескольких видов. Например, Cs¹³⁷ излучает только γ-лучи; Sr⁹⁰ - β-лучи; Pt - α-лучи. 

Нормированию подлежат: источник излучения, объект излучения.

Нормирование источника излучения.

Количественная характеристика источника - активность - число распадов в единицу времени.

1 Беккерель = 1 Бк = 1 распад/сек.

Используется также внесистемная единица - Кюри - 1 Ku (активность 1 грамма Ra).

1 Ku = 3,7·10¹⁰ Бк

Интенсивность α и β излучения характеризуют активностью на единицу площади (1/c·м²).

Интенсивность γ-излучения характеризуют мощностью экспозиционной дозы (Бк/м²). Измеряется по ионизации воздуха, равна количеству электричества, образующегося под действием излучения, в 1 кг воздуха (Кл/кг).

Рентген

1 Р = 2,58·10^-4 Кл/кг

Мощность экспозиционной дозы отражает ее накопление и выражается в Кл/кг·с,  Р/час.

1 Р/час = 0,929 Кл/кг·с

Наиболее адекватный способ описания степени радиоактивного загрязнения местности - определение плотности загрязнения (активность на единицу площади). Как правило, оценка производится с помощью полевой дозиметрии.

Система нормирования в области радиационной безопасности.

Основные документы, регламентирующие нормы: НРБ-99, Федеральный Закон о радиационной безопасности населения.

В системе используют основные понятия:

Поглощенная доза - фундаментальная дозиметрическая величина, определенная количеством энергии, переданной излучением единице массы вещества. За единицу принимают 1 Гр = 1 Дж/кг (1 Грей).

Эквивалентная доза - так как поражающее действие ионизирующего излучения зависит не только от поглощенной дозы, но и от ионизирующей способности излучения, вводится понятие эквивалентной дозы. Для ее расчета поглощенную дозу умножают на коэффициент, который отражает способность излучения повреждать ткани организма. Например, α-излучение в 20 раз опаснее других видов излучения.

Эффективная эквивалентная доза - учитывает, что одни части тела более чувствительны к радиационным повреждениям, чем другие. Дозы облучения различных органов и тканей учитываются с различными коэффициентами. Отражает суммарный эффект облучения организма.

Эквивалентная и эффективная эквивалентная дозы измеряются в зивертах [1 Зв - доза любого вида излучения, поглощенного в 1 кг биологической ткани, создающая такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Грей фотонного излучения].

γ: 1 Гр = 1 Зв α: 0,05 Гр = 1 Зв

Закон "О радиационной безопасности населения" устанавливает допустимую дозовую нагрузку на население на уровне 1 мЗв в год. В соответствии с НРБ-99 выделяют следующие категории облучаемых лиц: персонал (А и B) и все население. 

Нормируемые величины	Дозовые пределы
Эффективная эквивалентная доза, мЗв/год	Лица из персонала (А)	Население
Хрусталик	150	15
Кожа	500	50
Кисти и стопы	50	500
Эффективная доза, мЗв/год	20 в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год	1 в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв/год

  На основании НРБ-99 разрабатываются нормативные документы, регламентирующие порядок обращения с различными источниками ионизирующего излучения. В настоящее время действуют основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП 72/87. Эти правила содержат требования:

1. по обеспечению радиационной безопасности персонала учреждений и населения

2. по охране окружающей среды от загрязнений

3. по учету, хранению и перевозке источников ионизирующего излучения (ИИИ)

4. по сбору, удалению и обезвреживанию твердых и жидких радиоактивных отходов.

Нормы распространяются на любые предприятия любой формы собственности, где производятся, обрабатываются, перерабатываются, применяются, хранятся, обезвреживаются и транспортируются естественные и искусственные радиоактивные вещества и другие источники радиоактивного излучения. 

59/Экологические проблемы ядерно-топливного цикла. Загрязнение окружающей среды на всех этапах ядерно-топливного цикла. Проблема утилизации радиоактивных отходов.

Экологические проблемы на разных стадиях ЯТЦ. Основные проблемы ЯТЦ (ядерно-топливного цикла связаны с образованием опасных радиоактивных отходов) и риском радиационного загрязнения окружающей среды в случае аварийного выброса отходов.

Риск аварийной ситуации снижается за счет специальной системы защиты. Особенно важна дополонительная аварийная защита для реакторов РБМК, которые удобнее в эксплуатации, но в случае отклонения параметров в системе могут начать разгоняться. Избыточное тепло может привести к механическим взрывам и рсплавлению активной зоны реактора. (в реакторе ВВЭР ядерная реакция затухает при повышении температуры или давления). Ядерного взрыва в активной зоне произойти не может так как недостаточны концентрации урана-235.

Под радиоактивными отходами принято понимать непригодные к использованию в настоящее время и в будущем твердые и жидкие вещества, содержащие радионуклиды с концентрацией, превышающей допустимый уровень.

Радиоактивные отходы, образующиеся на предприятиях ЯТЦ, имеют естественные и искусственные радионуклиды. Состав первых радионуклидов определяется продуктами распада уранового ряда, вторых — продуктами деления урана и активацией ряда стабильных элементов.

При добыче и обогащении урановой руды образуются следующие отходы: твердые — пустая порода, отходы потребления (отработавшее оборудование, лом и т. п.); жидкие — шахтные и дренажные воды: пылегазообразные — вентиляционные выбросы из подземных разработок. Твердые отходы добычи и обогащения руд (отвальные породы и т. п.) являются источниками загрязнения окружающей среды, так как из них под дёйствием атмосферных осадков вымываются уран, радий, полоний и другие радиоактивные вещества. Эти отходы удаляют в выработанные шахты и карьеры. Шахтные воды используются для производственных нужд при добыче и переработке руд.

Источником радиоактивного загрязнения окружающей среды могут быть «хвостохранилища» гидрометаллургических заводов по получению уранового концентрата (урана-235 необходимой концентрации). Для предотвращения такого загрязнения «хвостохранилище» после прекращения эксплуатации покрывается слоем земли около 6 м, в результате такой защиты интенсивность выделения радона в атмосферу снижается до фонового значения.

Наибольшую опасность для человека и окружающей среды представляют радиоактивные отходы (высокая удельная активность), образующиеся в активной зоне реактора при эксплуатации АЭС. Основная часть радионуклидов— 99,9 % среди всего ЯТЦ — генерируется в твэлах (тепловыделяющие сборки) ядерных реакторов в виде продуктов деления ядер урана и продуктов активации примесей, содержащихся в теплоносителе первого контура. При нормальной работе АЭС только небольшая часть радионуклидов проникает в окружающую среду с газообразными и жидкими отходами.

После выгрузки из реактора (работает несколько лет, пересавляется на разные участки активной зоны для заданного распределения цепной ядерной реакции). После выгрузки ТВЭЛ выдерживается в специальных емкостях в специальных бассейнах на территории АЭС для снижения уровня радиации за счет быстрораспадающихся изотопов (йод 131 и т.д.). Далее отработанное топливо поступает на радиохимические заводы. На радиохимических заводах из отработавших твэлов отделяют уран и плутоний от других продуктов деления. Для этого твэлы механически разрезаются и обрабатываются азотной кислотой. Образовавшиеся нитраты уранила и плутония экстрагируют трибутилфосфатом, а затем раздельно их извлекают. Далее твердые отходы подлежат захоронению.

Жидкие радиоактивные отходы (пульпы, кубовые остатки, отработанные ионообменные смолы и другие адсорбенты) переводятся в твердую фазу остекловыванием. Для этого они временно собираются в накопительные емкости. В дальнейшем эти отходы подлежат концентрированию следующими способами: выпариванием, осаждением, фильтрацией, кальцинацией и т. п. с последующим отверждением (включение в битумы, бетоны, стекло, синтетические материалы) и захоронением в могильники.

Пример: Метод кальцинации состоит в том, что жидкие отходы высокой удельной активности вначале выпаривают, а затем нагревают до 500—700 °С в спецаппаратах. При этом образуется смесь окислов металлов в малом объеме Образовавшийся кальцинат химически неустойчив, поэтому его связывают со стеклом, керамикой или керметом.

Источниками твердых отходов на АЭС являются также детали технологического оборудования реактора, инструменты, вышедшие из строя и имеющие наведенную активность или загрязненные долгоживущими радионуклидами. К твердым отходам относятся загрязненные радиоактивными веществами спецодежда, спецобувь, мусор, а также жидкие отходы, переведенные в твердое состояние. Несжимаемые материалы и предметы захоранивают в специально построенных могильниках. Отходы, поддающиеся сжиганию, сжигают в замкнутых объемах, чтобы не загрязнять атмосферного воздуха радиоактивными аэрозолями, образовавшуюся золу собирают в контейнеры и отправляют в могильники.