Методические указания по рад. гигиене_2007. Исследование объектов окружающей среды. Приборы для определения объемной и удельной активности объектов окружающей среды. Радиометрия
 Скачать 7.3 Mb.
|
РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ:СБОР, УДАЛЕНИЕ, ОБЕЗВРЕЖИВАНИЕ. ДЕЗАКТИВАЦИЯКОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ:
САМОСТОЯТЕЛЬНАЯ РАБОТА:
НРБ-99 дается следующее определение: Отходы радиоактивные - не подлежащие дальнейшему использованию вещества в любом агрегатном состоянии: • материалы, изделия, оборудование, объекты биологического происхождения, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные нормативными правовыми актами; • отработавшее ядерное топливо; • отработавшие свой ресурс или поврежденные радионуклидные источники; • извлеченные из недр и складируемые в отвалы и хвостохранилища породы, руды и отходы обогащения и выщелачивания руд, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные нормативными правовыми актами. Обращение с радиоактивными отходами Регламентируется ОСПОРБ-99 и Санитарными правилами СП 2.6.6.1168-02 «Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002)». Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие, твердые и газообразные. К жидким радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, в которых удельная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства при поступлении с водой, приведенные в приложении П-2 НРБ-99. К твердым радиоактивным отходам относятся отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт, а также отвержденные жидкие радиоактивные отходы, в которых удельная активность радионуклидов больше значений, приведенных в приложении П-4 НРБ-99, а при неизвестном радионуклидном составе удельная активность больше: - 100 кБк/кг - для источников бета-излучения; - 10 кБк/кг - для источников альфа-излучения; - 1,0 кБк/кг - для трансурановых радионуклидов. К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах с объемной активностью, превышающей ДОА, значения которой приведены в приложении П-2 НРБ-99. Радиоактивные отходы по удельной активности подразделяются на 3 категории - низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные (табл. 26). Таблица 26. КЛАССИФИКАЦИЯ ЖИДКИХ И ТВЕРДЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
Система обращения с радиоактивными отходами в местах их образования определяется проектом для каждой организации, планирующей работы с открытыми источниками излучения. Проведение работ с радиоактивными веществами без наличия условий для сбора и временного хранения радиоактивных отходов не допускается. Газообразные радиоактивные отходы подлежат выдержке и (или) очистке на фильтрах с целью снижения их активности до уровней, регламентируемых допустимым выбросом, после чего могут быть удалены в атмосферу. Система обращения с жидкими и твердыми радиоактивными отходами включает их сбор, сортировку, упаковку, временное хранение, кондиционирование (концентрирование, отверждение, прессование, сжигание), транспортирование, длительное хранение и (или) захоронение. Сбор радиоактивных отходов в организациях должен производиться непосредственно в местах их образования отдельно от обычных отходов с учетом: - категории отходов; - агрегатного состояния (твердые, жидкие); - физических и химических характеристик; - природы (органические и неорганические); - периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (менее 15 суток, более 15 суток); - взрыво- и огнеопасности; - принятых методов переработки отходов. Для сбора радиоактивных отходов в организации должны быть специальные сборники. Для первичного сбора твердых радиоактивных отходов могут быть использованы пластикатовые или бумажные мешки, которые затем загружаются в сборники-контейнеры. Места расположения сборников при необходимости должны обеспечиваться защитными приспособлениями для снижения излучения за их пределами до допустимого уровня. Для временного хранения и выдержки сборников с радиоактивными отходами, создающими у поверхности дозу гамма-излучения более 2 мГр/ч, должны использоваться специальные защитные колодцы или ниши. Извлечение сборников отходов из колодцев и ниш необходимо производить с помощью специальных устройств, исключающих переоблучение обслуживающего персонала. Жидкие радиоактивные отходы должны собираться в специальные емкости. Их следует, по возможности, концентрировать и отверждать в организации, где они образуются или в специализированной организации по обращению с радиоактивными отходами, после чего направлять на захоронение. В организациях, где возможно образование значительного количества жидких радиоактивных отходов (более 200 л в день), проектом должна быть предусмотрена система спецканализации. В спецканализацию не должны попадать нерадиоактивные стоки. Запрещается сброс жидких радиоактивных отходов в хозяйственно-бытовую и ливневую канализацию, водоемы, поглощающие ямы, колодцы, скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения и на поверхность земли. Радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды с периодом полураспада менее 15 суток, собираются отдельно от других радиоактивных отходов и выдерживаются в местах временного хранения для снижения активности. После такой выдержки твердые отходы удаляются, как обычные промышленные отходы, а жидкие отходы могут использоваться организацией в системе оборотного хозяйственно-технического водоснабжения или сливаться в хозяйственно-бытовую канализацию. Сроки выдержки радиоактивных отходов с содержанием большого количества органических веществ (трупы экспериментальных животных и т.п.) не должны превышать 5 суток в случае, если не обеспечиваются условия хранения (выдержки) в холодильных установках или соответствующих растворах. Транспортирование радиоактивных отходов должно проводиться в механически прочных герметичных упаковках на специально оборудованных транспортных средствах. Переработку радиоактивных отходов, а также их долговременное хранение и захоронение производят специализированные организации по обращению с радиоактивными отходами. Захоронение высокоактивных, среднеактивных и низкоактивных отходов должно осуществляться раздельно. Выбор мест захоронения радиоактивных отходов должен производиться с учетом гидрогеологических, геоморфологических, тектонических и сейсмических условий. При этом должна быть обеспечена радиационная безопасность населения и окружающей среды в течение всего срока изоляции отходов с учетом долговременного прогноза. Эффективная доза облучения населения, обусловленная радиоактивными отходами, включая этапы хранения и захоронения, не должна превышать 10 мкЗв/год. В результате работы АЭС образуются радиоактивные отходы трех типов: газоаэрозольные, жидкие и твердые. В окружающую среду удаляются (после прохождения систем очистки) только газообразные и частично аэрозольные и жидкие отходы. Твердые отходы хранятся на площадке АЭС, а затем направляются на захоронение. К газообразным отходам относятся радиоактивные благородные газы (РБГ): радионуклиды Kr, Хе – продукты деления, 41Ar – продукт нейтронной активации 40Ar, содержащегося в воздухе и в охлаждающих реактор воде или газе. К жидким отходам относятся пульпы ионообменных смол и фильтроматериалы, средняя удельная активность которых не превышает 3,7.106 Бк/кг, а также кубовые остатки выпарных аппаратов, в которые поступает загрязненная перечисленными радионуклидами вода при эксплуатации или ремонте реактора. После очистки вода используется вновь, а жидкие отходы отверждаются для последующего захоронения. К твердым радиоактивным отходам АЭС относятся: 1) твердые отходы, возникающие после отверждения жидких концентрированных отходов; 2) детали оборудования реактора, снятые с эксплуатации (топливные каналы, насосы, задвижки, фильтры и т. п.), использованный инструмент и приборы; 3) израсходованные материалы (ветошь, спецодежда, бумага и т. п.). В зависимости от агрегатного состояния радиоактивных отходов применяются различные способы их переработки. Методы обезвреживания удаляемых в атмосферу выбросов, содержащих радиоактивные вещества Для очистки воздуха от радиоактивных газов и аэрозолей чаще всего используются следующие способы: а) фильтрация на тонковолокнистых полимерах в виде тканей (для аэрозолей); б) фильтрация на насадочных фильтрах (для аэрозолей); в) абсорбция растворами; г) абсорбция газов на твердых сорбентах; д) выдержка во времени. Методы переработки жидких радиоактивных отходов В настоящее время выбор схемы переработки жидких радиоактивных отходов обусловлен, во-первых, удельной активностью отходов и их объемом, во-вторых, качественным составом жидких отходов как по изотопам, так и по другим компонентам. Для удаления радиоактивных веществ из жидких отходов наиболее широко используются такие способы, как дистилляция, осадительные методы, коагуляция и ионный обмен. Дистилляция–простой и надежный способ обработки жидких радиоактивных отходов. При упаривании растворов радиоактивные вещества концентрируются а небольшом объеме невыпарного (кубового) остатка. Из осадительных методов наибольшее применение получили реакции соосаждения. Так, при содово-известковом умягчении воды, используемом с целью извлечения из раствора 90Sr, наблюдается соосаждение стронция с кальцием за счет образования смешанных кристаллов нерастворимых солей. Сущность процесса коагуляции заключается в том, что при добавлении в раствор различных химических веществ (чаще всего сульфата алюминия) наблюдается нарушение стабильности коллоидов и образование выпадающих в осадок хлопьев, которые адсорбируют, улавливают и собирают на своей поверхности взвешенные вещества. Эффективность извлечения радиоактивных изотопов из жидких отходов с помощью этого метода во многом зависит от изотопного состава присутствующих в растворе веществ, их физико-химического состояния и рН среды. Коагуляция – малоэффективный метод очистки отходов от растворенных в них радиоактивных веществ. В качестве коагулянтов на практике могут быть использованы гидроокись железа, фосфаты, дубильная кислота с известью, сульфат алюминия с добавлением глины и др. Для ионного обмена используются синтетические органические смолы–катиониты и аниониты. При использовании нескольких ступеней ионообменных фильтров коэффициент очистки жидких отходов с помощью этого способа от различных изотопов составляет от 100 до 10 000. В практике снижения активности сточных вод находят применение биологические методы, разработанные на основе следующих положений В. И. Вернадского: 1. Природные грунты и взвеси (глина, почвы, илы) обладают по отношению к большинству элементов, образующихся при делении урана, высокой сорбционной способностью и малой десорбцией. 2. Большинство пресноводных организмов, особенно планктон и перифитон, обладают исключительно высоким коэффициентом накопления по отношению к большинству химических элементов, которые присутствуют в воде в крайне низких концентрациях. 3. Большинство пресноводных организмов обладают относительно высокой устойчивостью к ИИ. Для переработки твердых радиоактивных веществ применяют метод измельчения и прессования и метод сжигания. Основная цель применения этих методов – уменьшение объемов и массы отходов. При прессовании объем отходов сокращается в 2–10 раз, а при сжигании – в 20 – 100 раз. При сжигании отходов радионуклиды более чем на 90% фиксируются в золе и затем переводятся в устойчивые формы путем цементирования, битумирования. Процесс сжигания горячих твердых радиоактивных отходов характеризуется превращением горючей массы в газообразные продукты в процессе термического разложения и окисления. При этом необходимо обеспечить процесс горения с минимальным химическим и механическим недожогом и уносом золы и сажи с газовой фазой и максимальной фиксацией радионуклидов в золе. В печах сжигаются самые разнообразные отходы: древесины, целлюлозно-бумажные, растительного происхождения, резина, остатки масел, нефти и т. д. Образующиеся в процессе обработки жидких, твердых и газообразных отходов высокоактивные концентраты в виде осадков, регенерационных растворов, кубовых остатков, золы и другие объекты цементируются, либо битумируются, или остекловываются и подвергаются захоронению на специальных пунктах. Дезактивация (или деконтаминация) состоит в удалении радиоизотопов из воды, воздуха, одежды, с поверхностей и оборудования физическими или химическими методами. Основными путями поступления радиоизотопов на поверхности различных материалов является химическая и физическая сорбция, проникновение в трещины или поры материала. В воде радиоактивные вещества могут находиться в растворенном состоянии, а также в виде взвесей, в воздухе - в виде газов и аэрозолей. Комплекс мероприятий направленных на предупреждение загрязнений внешней среды радиоактивными веществами, содержащимися в различных видах отходов, включает в себя:
Принцип, положенный в основу методов дезактивации жидких и газообразных отходов, содержащих долгоживущие радиоактивные элементы, заключается извлечении их из больших объемов воды или воздуха, концентрации и последующем надежном захоронении. Применение соответствующих методов позволяет уменьшить концентрацию радиоактивных веществ в сточных водах или выбросах в атмосферу до любых пределов. Однако полностью освободиться от радиоактивных веществ практически невозможно. В настоящее время существует ряд методов, используемых для дезактивации. Выбор конкретного метода обусловлен прежде всего радиохимическим и физико-химическим составом объектов, подлежащих дезактивации, уровнем их радиоактивности. Наиболее простым является накопление в емкости и выдержка. Однако это возможно лишь при небольших количествах и короткоживущих изотопах. Так, например, для меди-64 - 6 суток, для йода-131 - 83 суток, для фосфора-32 - 143 суток и т.д., то есть считается, что активность после выдержки в течение 10 периодов полураспада практически остается в неопасных количествах. Методы, применяемые для дезактивации сточных вод, загрязненных долгоживущими изотопами, направлены на удаление последних из воды. Обычно в сточных водах наряду с радиоактивными веществами в виде катионов, анионов, коллоидов или взвесей могут содержатся различные минеральные и органические соединения, в том числе моющие вещества, а также взвеси твердых веществ и коллоиды. Эти компоненты в значительной степени обуславливают выбор метода для дезактивации сточных вод. Наиболее простым и дешевым методом для данных целей является коагуляция с отстаиванием и фильтрацией. Сущность процесса коагуляции, как известно, заключается в том, что вещества, находящиеся в воде в коллоидном состоянии, под влиянием коагулянта свертываются, образуют хлопья и выпадают в осадок. Хлопья же самого коагулянта адсорбируют коллоидные и мелко взвешенные частицы и, опускаясь на дно, механически увлекают с собой более крупную взвесь. Методы коагуляции применяются, как правило, в сочетании с отстаиванием и фильтрацией через механические (песчаные) фильтры. Фильтрация при этом используется как вспомогательная операция для задержания не осевших в отстойниках взвешенных веществ. В качестве самостоятельных сооружений для удаления из воды радиоактивных веществ песчаные фильтры использованы быть не могут, так как они являются неэффективными для этих целей. Более эффективным по сравнению с указанным способом является метод ионного обмена. Он основан на способности некоторых материалов вследствие обмена ионов извлекать из растворов находящиеся в них катионы и анионы, в т.ч. и радиоактивные. В качестве ионообменных материалов используются синтетические органические смолы (катионы и анионы) различных марок и сульфоуголь, вермикулит и т.д. В процессе фильтрации через указанные материалы, находящиеся в водах ноны замещаются ионами водорода (на катионите) и гидроксильными ионами (на анионите). Присутствие в воде взвешенных веществ, мыла, масла, и т.д., может осложнить процесс ионного обмена: забивать поры в смоле (мыла, осадки), обволакивать смолу (масло), и тем самым препятствовать развитию процесса. Поэтому метод ионного обмена для дезактивации сточных вод обычно применяется на заключительном этапе технологической схемы, которому предшествует освобождение воды от различных примесей. Для дезактивации воды широкое применение получила следующая схема обработки воды: коагуляция с последующим отстаиванием и механической фильтрацией и обработка воды при помощи катионитно-анионитных фильтров. Первым этапом дезактивации воды с помощью коагуляции является выбор дозы коагулянта. Это связано с тем, что потребная доза коагулянта зависит от устранимой жесткости воды. Поэтому вначале определяется устранимая жесткость воды. Для этого в коническую колбу налить 100 мл воды «ВВ» (водопроводная вода), так как исследуемая вода «Р» (радиоактивная) приготовлена на водопроводной воде, прибавить 2 капли индикатора метилоранжа и тировать из бюретки 0,1Н раствором соляной кислоты (HCl 0,1Н) до появления слабо-розового окрашивания. Зная количество миллилитров израсходованной НСl, рассчитывают устранимую жесткость воды. Например, на титрование 100 мл воды пошло 1,5 мл НСl (0,1% раствора). Следовательно, на 1 л воды пойдет 15 мл. Так как 1 мл 0,1Н р-ра НС1 соответствует 2,8 мг СаО, то в воде находятся 2,8 × 15 = 42 мг СаО. 1 градус жесткости соответствует 10 мг СаО, отсюда устранимая жесткость воды = 42 : 10 = 4,20. По найденной жесткости, пользуясь таблицей 27, находят потребную дозу коагулянта, то есть количество мл 1% раствора сернокислого алюминия (Al2 (SO4)3) и добавляют ее в первую колбу с 200 мл воды «ВВ», а также в две другие колбы с таким же количеством воды добавляют последовательно меньшие дозы коагулянта, соответствующие двум ближайшим меньшим количествам устранимой жесткости. Таблица 27.
За ходом коагуляции наблюдают 15 мин. и выбирают ту наименьшую дозу коагулянта, которая дает наиболее быстрое образование хлопьев и осаждение. Когда коагуляция протекает вяло, с незначительным образованием хлопьев, воду следует подщелачивать путем прибавления 1% раствора соды в количествах, наполовину меньше, чем взято коагулянта. Взяв 200 мл испытуемой воды «Р», добавляют ту дозу коагулянта и соды, при которых идет наилучшее хлопьеобразование, оставляют на 30 мин. Первые 15 мин. время от времени колбу взбалтывают. Из колбы «Р» в чашку Петри наливают испытываемую воду так, чтобы было полностью покрыто дно чашки (высотой 2-3 мм) и проводят подсчет на установке РПС-2-03А. Найденная активность принимается за 100%. После 30 минут отстаивания в чашки Петри наливают такое же количество осветленной воды и проводят подсчет активности на установке. Тем самым определяют остаточную активность после коагуляции. С целью определения эффективности дезактивации при фильтрации воды через песчаный фильтр испытуемую осветленную воду фильтруют через него, отбирают в чашки Петри (высотой 2-3 мм) и проводят подсчет на установке. С целью определения эффективности дезактивации методом ионного обмена воду после песчаного фильтра фильтруют через колонку с катионитом и анионитом. Наливают необходимое количество воды в чашки Петри (высотой 2-3 мм) и проводят подсчет на установке. При каждом опыте вычисляют эффективность дезактивации воды этим методом. В заключении вычисляют общий эффект дезактивации при полной схеме обработки воды. ВНИМАНИЕ! При каждом подсчете пробы воды на установке не забудьте определять фон и вычитать из активности воды. | |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||