Мониторинг и экспертиза. Безопасность технологических процессов и производств и бакалавров направления 280700 Техносферная безопасность Белгород 2013 3
 Скачать 4.49 Mb.
|
|
7.6. Основные положения экспертизы по охране биосферы от ионизирующих излучений Действие излучения на вещество оценивают по дозе излучения. Дозой излучения называют величину, равную отношению энергии излучения к массе облучаемого вещества m Q D , где D – доза излучения, Дж/кг; Q – энергия поглощенного излучения, Дж m – масса облучаемого вещества, кг. 141 Единицей дозы облучения является грей (Гр. Использовавшаяся ранее внесистемная единица 1 рад эрг/г равна 0,01 Гр. Мощность дозы излучения – ватт на килограмм, Вт/кг, или Гр/с: Энергетической характеристикой излучения является экспозиционная доза излучения – это количественная характеристика рентгеновского и гамма-излучений, определяемая по ионизации воздуха в э m q D , где q – количество зарядов одного знака, созданных при облучении воздуха, Кл в – масса воздуха, кг. По энергетическим характеристикам 1 Кл/кг равен 33 Дж/г для воздуха (87,3 эрг/г). Внесистемной единицей экспозиционной дозы служит рентген Р, 1 P = 2,58∙10 – 4 Кл/кг. При экспозиционной дозе, равной 1 Р в 10 – 6 м сухого воздуха и давлении 1,013∙10 5 Па, возникает заряд ионов одного знака 3,3∙10 – 8 Кл. Мощность экспозиционной дозы э выражается в амперах на килограмм (А/кг). Это мощность такой дозы ионизируюшего электромагнитного излучения, при которой за одну секунду экспозиционная доза возрастает на 1 Кл/кг. Внесистемные единицы мощности экспозиционной дозы 1 Р/с = 2,59∙10 – 4 А/кг, 1 Р/мин = 4,3∙10 – 6 А/кг; 1 Р/ч = = 7,17∙10 – 8 А/кг. В области радиационной безопасности для оценки возможного ущерба здоровью человека при хроническом облучении введено понятие эквивалентной дозы, равной произведению поглощенной дозы на средний коэффициент, учитывающий воздействие облучения на биологическую ткань ЭД R D W , где ЭД – эквивалентная доза облучения, Дж/кг; W R – взвешивающий коэффициент излучения (табл. 7.12). Таблица 7.12 Взвешивающие коэффициенты Вид излучения Фотоны любых энергий Электроны, позитроны, гамма-излучение, бета-излучения Протоны с энергией < 5 МэВ Нейтроны с энергией <10 кэВ Нейтроны с энергией 10...100 кэВ Нейтроны с энергией 100 кэВ МэВ Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра 1 1 5 5 10 20 20 142 Ранее в расчетах эквивалентной дозы коэффициент W R называют коэффициентом качества излучения (КВ Нормах радиационной безопасности НРБ–99/2009 указанный коэффициент W R называют – взвешивающий коэффициент для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы. Единицу эквивалентной дозы, равной 1 Дж энергии на 1 кг массы биологической ткани, называют зивертом (Зв). За внесистемную единицу эквивалентной дозы принимают биологический эквивалент рентгена – бэр. Биологический эквивалент рентгена – это количество энергии, поглощенной биологической тканью при получении любым видом ионизирующей радиации, вызывающее такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 рад ренгеновского или гамма- излучения с энергией 200–250 кэВ. Таким образом, можно вывести следующие соотношения 1 бэр = W R · рад = W R · 100 эрг/г = W R · 0,01 Гр = = W R · 0,01 Дж/кг = 0,01 Зв. Оценивая дозы в медицинской практике, можно считать, что при взвешивающих коэффициентах, равных единице, экспозиционная доза в 1 рентген соответствует поглощенной дозе в 1 ради эквивалентной дозе в 1 бэр. Для рентгеновского, гамма, бета-излучений 1 бэр = 1 рад = 100 эрг/г = 0,01 Гр = 0,01 Дж/кг = 0,01 Зв. Оценивая воздействие дозы на живые системы, необходимо понимать, что зиверт является большой дозой излучения для биологической ткани, равной 100 рентген (взвешивающий коэффициент равен единице, поэтому на практике применяют меньшие единицы – миллионные и тысячные зиверта. За единицу активности радионуклидов в системе СИ принята величина 1 беккерель – один распад в секунду (Бк). Внесистемная единица активности 1 кюри (Ки); 1Ки = 3,7∙10 10 Бк. Для оценки воздействия излучения на население используют коллективную эквивалентную дозу, равную произведению эквивалентной дозы на число человек, подвергшихся радиации n ЭД КЭД , где КЭД – коллективная эквивалентная доза, чел∙Зв; ЭД – эквивалентная доза, Зв; n – число человек, подвергшихся радиации. Развитие биосферы происходит на фоне ионизирующей радиации естественного радиационного фона. Радиационный фон состоит из космического излучения и радиации от природных радионуклидов. Основной вклад в естественный радиационный фон вносят следующие радиоактивные изотопы Ка также продукты распада урана и тория. Суммарная доза фонового излучения составляет около 143 1м∙Зв/год. В районах с высоким содержанием радионуклидов средняя доза излучения может достигать 10м∙Зв/год. Считают, что радиационный фон влияет на информационные потоки в биосфере, обусловливая часть наследственных изменений и мутаций живых организмов. Ионизирующие излучения воздействуют на биосферу комплексно. Начальные процессы – ионизация, возбуждение атомов и молекул с образованием активных радикалов, вступающих в реакции с основным структурным элементом биосферы – клеткой. Физико-химические процессы на начальных этапах превращений вещества под действием радиации называют пусковыми. Животный и растительный мир биосферы обладает различной восприимчивостью к радиации. Наиболее чувствительны к излучению высшие биологические организмы – человек, млекопитающие животные. Одноклеточные растения, животные, бактерии могут выдерживать сравнительно большие дозы радиоактивного излучения. Поражение высших живых организмов, прежде всего человека, зависит от величины дозы облучения, ее пространственного распределения по организму, времени излучения и временнόго интервала от момента получения дозы (см. табл. 7.12). Для сравнения с табл. 7.13 отметим, что наследственные заболевания в естественных условиях, характерные для 1980–1990 гг., составляют, а заболевание раком колеблется от 0,2 до 0,25% от всего населения. Таблица 7.13 Вероятность возникновения заболевания от воздействия радиоактивного излучения на организм человека при эквивалентной дозе 1 Зв (пороговая доза) Заболевание Вероятность возникновения заболевания, % Лейкемия Рак щитовидной железы Рак молочной железы Опухоли легких Наследственные дефекты Итого 0,2–0,4 0,05–0,08 0,3–0,5 0,2–0,3 0,5–0,6 1,25–1,88 Воздействие острого излучения, полученного за короткий промежуток времени от нескольких минут до нескольких часов, охарактеризовано в табл. 144 Таблица 7.14 Воздействие на организм человека различных доз облучения при кратковременном облучении Эквивалентная доза облучения, Зв Воздействие на организм человека 0,1–0,25 0,25–0,5 0,5–1,0 1–2 2–4 4–10 10–100 >100 Нет заметных изменений в начальный период времени, 1–2 года Снижается сопротивляемость организма к заболеваниям Нарушается иммунная система, обмен веществ, снижается число лейкоцитов, тромбоцитов Лучевая болезнь легкой степени Лучевая болезнь средней тяжести Лучевая болезнь тяжелой степени Кишечная форма острой лучевой болезни Токсичная форма острой лучевой болезни Широкое использование расщепляющихся ядерных материалов привело к глобальному облучению населения. Основные источники облучения урановые рудники, радиохимические заводы по переработке ядерного топлива, хранилища и места утилизации радиоактивных материалов. Наибольшую опасность представляют долгоживущие радионуклиды цезия и стронция (С, 90 Sr). Хроническое облучение вызывает снижение сопротивляемости организма при получении дозы 0,1 Зв/год, а доза порядка 0,5 Зв приводит к развитию хронической лучевой болезни. Интенсивное развитие ядерной энергетики привело к повышению радиационного фона в отдельных частях биосферы. Так, вентиляционные выбросы из урановых шахт содержат радиоактивный радона радионуклиды водорода, углерода, йода НС) вступают в естественные циклы обмена веществ, вызывая необратимые изменения в жизнедеятельности живых организмов. Все радионуклиды подразделяют на четыре группы – группа А – особо токсичные (активность 3,7∙10 6 Бк); – группа Б – высокотоксичные (активность 3,7∙10 5 Бк); – группа В – средне токсичные (активность 3,7∙10 4 Бк); – группа Г – малотоксичные (активность 3,7∙10 3 Бк). Для каждого радионуклида установлены предельно допустимые газовые поступления (ПДП) через органы дыхания и предел годового поступления в организм (ПГП) (табл. 145 Таблица 7.15 Пределы годового поступления радионуклидов в организм человека для некоторых веществ Вещество Группа опасности ПГП, Бк/год Водород Калий Цезий Йод Уран Уран Радон Г В Г ГА Б Г 5,6∙10 12 1,9∙10 6 9,6∙10 7 3,5∙10 7 5,2∙10 2 5,2∙10 3 3,6∙10 Накопление, перенос радионуклидов в биосфере является предметом специального изучения. При выбросах радионуклидов различными источниками происходит первичное заражение местности. Распределение концентраций можно рассчитать по обычным формулам для распределения токсичных веществ в приземном слое воздуха, но ожидаемая концентрация радионуклида может существенно отличаться от расчетной. Об этом свидетельствует авария на Чернобыльской АЭС. В результате выброса на земле образовались очаги повышенного уровня загрязнения, причем рассеивание приняло глобальный характер. Отметим, что при расчетах концентрация токсичного радио- нуклида должна увеличиваться на некотором расстоянии Хм, и достигать максимального значения с постепенным снижением до фоновой концентрации на больших расстояниях. Поражение организма под воздействием радионуклидов носит разнообразный характер. Радионуклиды первой группы равномерно распределяются по всему организму и вызывают повреждения органов, сходных с действием излучения. Радионуклиды второй группы (Ca, Sr, Ba) накапливаются в костной ткани, вызывая облучение костного мозга. Склонность элементов третьей группы к комплексообразованию приводит к их концентрации в крови с последующим перемещением в печень. Факторы кинетики, обмена различного распределения в органах приводят к тому, что токсичность радионуклидов проявляется неодинаково при равных концентрациях. Следовательно, радионуклиды с одиноковой активностью, нос различными физико-химическими свойствами имеют различные пределы поступления в биосферу и отдельные организмы. Основные методы защиты биосферы от радионуклидов 146 – разработка безопасных ядерных технологий с минимальными выбросами и сбросами радиоактивных веществ – внедрение современных методов защиты, очистки воздуха, воды, почвы от радиоактивных отходов – длительные комплексные санитарно-гигиенические мероприятия по наблюдению за радиационным фоном, выявлением очагов радиоактивного заражения, ограничение облучения населения, животных, растений – разработка научно обоснованных уровней поступления радионуклидов в организм человека, уровней облучения и заражения местности для принятия экстренных мер по защите людей, животных, растений. Расчет ожидаемой активности излучения при выбросах радионуклидов Экспериментально установлено, что формальная кинетика радиоактивного распада элементов подчиняется закономерностям необратимой реакции первого порядка. Закономерность радиоактивного распада, несмотря на сложнейшие внутриядерные процессы, соблюдается достаточно точно для всех элементов. Структура электронных оболочек, состав атомов, тип кристаллической решетки, фазовое состояние вещества, температура не влияют или влияют на распад элементов настолько незначительно, что этими параметрами пренебрегают. Очевидно, радиоактивный распад веществ будет зависеть от таких параметров системы, которые по энергии взаимодействия сравнимы с энергией взаимодействия нуклонов в ядре. Процесс распада вещества можно представить в виде такой схемы КВ продукты реакции Дифференциальное уравнение для скорости распада вещества получим, используя основной постулат химической кинетики скорость пропорциональна концентрациям реагирующих веществ в степени стехиометрических коэффициентов реакции 0 0 ; d m x k m x dt 147 где m 0 – количество вещества в начальный момент времени, кмоль/кг; х – количество вещества в произвольный момент времени t, кмоль/кг. Интегрируя, находим выражение для скорости реакции , ln 1 ; ln 1 1 0 Из уравнения для константы скорости определяем количество вещества, не прореагировавшего и прореагировавшего к моменту времени Время, за которое распадается половина вещества, называют временем полураспада (период полураспада, и оно связано с константой скорости реакции , 2 ln 2 где 2 1 T – время полураспада, с –1 Приведенные уравнения являются основными для расчетов активности радионуклидов. Так, из дифференциального уравнения для скорости распада рассчитаем активность радионуклида: , 2 ln 2 где m – масса радионуклида, кг M 0 – молярная или атомная масса ра- дионуклида; N A – число Авогадро, равное 26 10 кмоль А – активность, Бк. В расчетах используют удельную активность радионуклида, отнесенную к единице массы или единице объема вещества 0 1 2 1 ln 2 , A m N m A M T m 0 1 2 ln 2 , A v N m A M T V 148 где А, A v – активности изотопов, Бк/кг, Бк/м 3 ; m 1 – масса вещества, в котором распадаются изотопы V – объем вещества, в котором происходит распад, м 3 Время полураспада не зависит от количества исходного вещества, так как превращение ядер одних элементов в другие происходит независимо друг от друга. Величина, обратная константе скорости распада, характеризует среднее время жизни отдельного ядра 0 1 1 , , t t dm t k m где t – среднее время жизни ядра радионуклида, с. Прогнозирование активности радионуклидов зависит от многих факторов и является предметом более сложных расчетов, чем прогноз ожидаемой концентрации загрязняющих веществ. Связано это стем, что кроме распределения вещества в приземном слое или воде, почве, активность нестабильных веществ меняется стечением времени. Кроме того, нестабильные изотопы могут испытывать несколько распадов, образуя изотопы элементов различной активности. Пример 1. Определить активность изотопа цезия С при выбросе кг вещества. Период полураспада 29,9 мин. Найти активность через 20 ч после выброса. Решение Активность изотопа цезия определяют по формуле ; 2 ln 2 1 0 T N M m A A m Бк 10 4 , 3 60 9 , 29 2 ln 10 022 , 6 137 2 , 0 20 Через 20 ч масса изотопа цезия будет ; 2 ln exp ; exp 2 1 0 0 T t m m kt m m 13 10 66 , 1 60 9 , 29 3600 20 2 ln exp 2 , 0 ; exp 2 , 0 m kt m кг. Активность равна Бк 10 82 , 2 60 9 , 29 2 ln 10 022 , 6 137 10 66 , 1 8 26 В последовательных ядерных реакциях необходимо учитывать активность всех изотопов, образующихся в процессе распада. 149 Рассмотрим формальную кинетику последовательных ядерных реакций следующего типа радиоактивное вещество В превращается в радиоактивное вещество С, а далее идет распад вещества С с образованием устойчивого изотопа. Такая схема распада происходит при превращении изотопа калия в стабильный изотоп скандия 2 K K B C D 1 2 45 45 Рассуждаем следующим образом. Пусть в начальный момент распаду подвергается n ядер вещества В, а к моменту времени t осталось х) ядер вещества В и появилось (х – y) ядер элемента Си ядер вещества D. Система уравнений для данного процесса также основана на основном постулате химической кинетики и имеет следующий вид 1 1 2 , dx k n x dt d x y k Уравнения отображают соответственно скорость расходования веществ В, Си скорость накопления вещества D. Решение системы уравнений записывают следующим образом 1 1 2 2 1 2 1 1 2 2 1 2 1 1 exp exp , 1 exp exp , exp k x y n k t k t k k k k y n k t k t k k k k n x n k t Время, при котором содержание изотопа максимально, находят из уравнения 0 d x y dt . Для этого условия где r – отношение констант скоростей, 1 2 k k r 150 Максимальное содержание вещества Св точке max t равно max 1 exp ln 1 exp ln 1 n C r r r r r r . Наибольшее содержание промежуточного изотопа С зависит не от абсолютных величин констант скоростей распада ядерных реакций, а от параметра r, равного их отношению. Чем больше параметр r, тем выше максимум кривой Си тем ближе максимум к началу реакции. Накопление конечного продукта D во времени имеет точку перегиба при t max . При k 1 << k 2 распад протекает как реакция первого порядка, за исключением начального периода времени, когда сказывается накопление и распад вещества С. Пример 2. Рассчитать активность изотопов при выбросе 1 кг калия К через год после выброса. Периоды полураспада изотопов калия и кальция составляют соответственно 20 мини сут. Решение Запишем формальную схему и найдем константы скоростей радиоактивного распада k 1 и k 2 : 45 45 K Ca Sc; 4 1 1 ln 2 20 60 5, 78 10 c ; k 8 1 2 ln 2 163 24 3600 4,92 10 c Определяем количество изотопов калия и кальция через один год после выбросов, учитывая, что k 1 >> k 2 : кг 3600 24 365 10 78 , 5 exp 1 7916 4 x n = 0, те. через год все ядра изотопа калия распались, следовательно кг 3600 24 365 10 92 , 4 exp 1 8 y n = 0. Активность изотопа кальция A = 26 17 0, 21 6, 022 10 ln 2 1,38 10 Бк. 45 163 24 3600 151 Необходимо обратить внимание на тот факт, что без учета последовательной ядерной реакции расчет дает принципиально неправильный результат – отсутствие радиоактивности через год после выброса. В действительности даже через год радиация может достигать больших величина активность продукта последовательного превращения изотопа кальция равна 1,38∙10 17 Бк. Рассматривая радиационно-гигиенические проблемы защиты биосферы от радионуклидов, выделим следующие нормативы содержания радионуклидов в организме человека и окружающей среде – ДС – допустимое содержание радионуклида в органе человеческого тела – это максимальное содержание радионуклида в органе, не вызывающее заболеваний, мг/кг, кмоль/кг; – ПДП – предельно допустимое поступление радионуклида в организм через органы дыхания, мг/год, Бк/год; – ПГП – предел годового поступления радионуклида в организм дыхание, пищеварение, мг/год, Бк/год; – ПДК нм – предельно допустимая концентрация радионуклида в воздухе населенных мест, мг/м 3 , Бк/м 3 ; – ПДК рз – предельно допустимая концентрация радионуклида в воздухе рабочей зоны при часовой рабочей неделе, мг/м 3 , Бк/м 3 Числовые значения допустимых уровней приведены в специальных справочниках по защите биосферы от радиоактивного излучения. Использование нормативов позволяет рассчитать предельно допустимый выброс радионуклида в технологических производствах и оценивать уровень радиоактивного загрязнения природы. Расчетные формулы для оценки предельно допустимых выбросов и предельно допустимых сбросов радионуклидов Р 3 Ф 1 Р ПДК ПДВ , η C V T f A F m n < 100; Р 3 3 Ф 1 Р 1 ПДК 8 ПДВ , 0 η C V T H V T A F n ; Р Р Р Р Ф Ф Ф ПДС ПДК , ПДС ПДК 1 С n С Пример 3. Определить предельно допустимый сброс изотопа цезия в реку. Период полураспада изотопа 9,69 сут. Расход стока равен 1 мс, разбавление воды в реке – 20. Фоновая концентрация цезия равна нулю. Предельно допустимая концентрация цезия вводе составляет 3,4∙10 4 Бк. 152 Решение Предельно допустимый сброс радионуклида Р Р Р 4 8 ПДС ПДК , ПДС 3,4 10 1000 20 1 6,8 10 Бк; q n , кг/с 10 79 , 1 2 ln 10 022 , 6 3600 24 69 , 9 131 10 8 , 6 2 ln 10 26 8 2 1 0 T M N A m A кг/с 10 79 , 1 ПДС 10 Р m Процедура расчета ожидаемой радиоактивности и использование программ УПРЗА состоит из определения концентрации загрязняющего изотопа в приземном слое воздуха, оценке активности найденной концентрации изотопа с учетом времени и сопоставления величин с допустимыми уровнями предельных загрязнений. |