Энергетическое загрязнение окружающей среды. Тема 5 Энергетическое загрязнение окружающей среды
 Скачать 65.68 Kb.
|
|
Эффективная доза. Эффективная доза (E) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радио чувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты. Таблица 1 Коэффициент относительной биологической эффективности для различных видов излучений
4. ЗАЩИТА ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ Защитить окружающую среду от ИИ - значит обеспечить непревышение предела дозы (ПД) облучения для населения, установленного в НРБ-99. Соблюдение ПД достигается регламентацией и контролем допустимых уровней ИИ, установленных в НРБ-99. При внутреннем облучении: предел годового поступления (ПГП) радионуклида через органы дыхания и пищеварения, допустимая объёмная концентрация (ДК) радионуклида в атмосферном воздухе и в воде. При внешнем облучении: допустимая мощность дозы (ДМД), допустимая плотность потока частиц (ДПП), допустимое загрязнение поверхностей (ДЗ). Величину ДК вычисляют как отношение ПГП радионуклида к объёму воды или воздуха, с которыми он поступает в организм человека в течение года. Для населения объём воздуха - 7,3Ч106 л/год, воды - 800 л/год. В таблице 1.2 приведены значения ПГП и ДК для 89Sr. Значения ПГП через органы дыхания и ДК в атмосфере смеси радионуклидов неизвестного состава составляют 3,7 Бк/год и 3,7 Ч 10-7 Бк/л; для воды аналогичные величины: 1,11Ч103Бк/год и 1,11 Бк/л. Величина ДМД составляет 2,4 мкЗв/ч - для помещений предприятия и на территории С33 и 0,6 мкЗв/ч - для жилых помещений на территории зоны наблюдения. В расчётах время пребывания в С33 принимается 2000 ч/год, в зоне наблюдения - 8000 ч/год. Величина ДПП, при которой достигается допустимая мощность дозы ДМД, равна: ДПП = 2,8 Ч 10-7 ДМД / hм частиц / (см2Чс), где hм - удельная максимальная эквивалентная доза (ЗвЧсм2/частиц), значения которой для различных видов излучений приведены в НРБ-99. Таблица 2 Значения ПГП и ДК для 89Sr
На человека могут воздействовать несколько радионуклидов и источников ИИ, создавая внешнее и внутреннее облучение. В этом случае для каждого критического органа должно соблюдаться условие:  ,где НМS - максимальная эквивалентная доза внешнего источника облучения; Пj, Пк - среднегодовые поступления соответственно j-го радионуклида в органы дыхания и к-го радионуклида с рационом (пищевым). Должно также соблюдаться аналогичное условие для среднегодовой мощности максимальной дозы  и среднегодовых концентраций Cj, Ck радионуклидов в воздухе и в рационе: При аварийных ситуациях однократное внешнее переоблучение человека при дозе свыше 5ПДД или однократное поступление в организм радионуклидов свыше 5ПДП (предел допустимого поступления) рассматривается как потенциально опасное и должно быть медицински освидетельствовано. Основные мероприятия по защите населения: всемерное ограничение поступления в окружающую атмосферу, воду, почву отходов, содержащих радионуклиды, и зонирование территории за пределами промышленного предприятия введением С33 и зоны наблюдения [11, 12]. Для предприятий атомной промышленности и ядерной энергетики СЗ3 устанавливается специальными нормативными актами. Минимальное расстояние АЭС от города с населением 300 тыс. чел. и более должно составлять не менее 25 км, 500 тыс. чел. и более - не менее 40 км. Защита населения и окружающей среды от действия источников ИИ достигается соблюдением требований ОСПОРБ-99. Здесь регламентированы сбор, удаление и обезвреживание твёрдых и жидких радиоактивных отходов (РАО) и основные требования к проектированию и применению пылегазоочистки выбросов в атмосферу от радионуклидов. Жидкие, газообразные и твёрдые РАО делятся на слабо- , средне- и высокоактивные. Слабоактивные (удельная активность А < 3,7Ч105 Бк/л) и среднеактивные (3,7Ч105 Бк/л<А<3,7Ч1010 Бк/л) жидкие РАО подвергаются очистке и сбрасываются в окружающую среду, высокоактивные (А і3,7Ч1010 Бк/л) направляются на хранение, а после переработки - на захоронение. На предприятиях допускается сброс радиоактивных сточных вод с концентрацией радионуклидов, превышающей ДКБ. Но это превышение не должно быть больше десятикратного и при условии, что в коллекторе стоков предприятия обеспечивается десятикратное, по меньшей мере, их разбавление нерадиоактивными стоками предприятия, а суммарный сброс радиоактивных веществ в водоём не превышает установленного предельно допустимого сброса. Допустимые сбросы жидких РАО в водоёмы согласуются с органами Госсаннадзора. Запрещено удаление жидких РАО всех категорий в колодцы, скважины, поглощающие ямы, поля орошения и фильтрации, системы подземного орошения, а также в пруды, озёра и водохранилища, предназначенные для разведения рыбы и водоплавающей птицы. При невозможности разбавления, а также при малых количествах (менее 200 л/сут.) жидкие РАО собираются в специальные ёмкости для последующего удаления на пункт захоронения РАО. Если образуется более 200 л/сут., необходима специальная канализация с очистными сооружениями и с возможным повторным использованием в технологических целях. Очистка основывается на известных методах, но во многих случаях представляет самостоятельную задачу [30]. Так, сбросные воды установок для облучения резины, фторопластов, древесины и т.п., где применяется 60Со, содержащийся в воде, очищают по следующей схеме: осветление воды (от микродисперсной взвеси) производится на механических фильтрах, имеющих целлюлозно-тканевую насадку; дезактивация осуществляется ионообменными фильтрами: катионитовыми (КУ-2-8) и анионитовыми (АН-2ФГ, АН-18-16, АН-31). Твёрдые РАО по ОСП-72/87 считаются радиоактивными, если их удельная активность больше 7,4Ч103 Бк/кг для источников a-излучения (для трансурановых элементов 3,7Ч102 Бк/кг); 7,4Ч104 Бк/кг для источников b-излучения; 1Ч10-7 г-экв.радия/кг для источников g-излучения. Если удельная активность твёрдых отходов ниже приведённых значений, то их удаляют с обычным мусором на захоронение. Если твёрдые РАО имеют повышенную удельную активность и содержат короткоживущие нуклиды с периодом полураспада менее 15 сут., то перед захоронением их необходимо выдерживать в специальных контейнерах до необходимого снижения активности. Сбор твёрдых РАО должен производиться на местах их образования отдельно от обычного мусора и раздельно, с учётом их природы (неорганические, органические, биологические), периода полураспада (до 15 сут., более 15 сут.), взрывопожароопасности, методов переработки РАО. Остатки от переработки облучённого топлива, источники излучения, ионитные смолы, использованное оборудование и т.п. подлежат захоронению. Фильтры и обтирочный материал предварительно сжигаются, остатки от сжигания подвергаются захоронению. Удаление РАО производится на специальных пунктах захоронения в контейнерах. Мощность дозы излучения на расстоянии 1м от сборника с РАО не должна превосходить 0,1 мЗв/ч. Уровни загрязнения наружных поверхностей транспортных контейнеров и их тары b - частицами не должны превосходить, соответственно, 2000 и 200 частиц/(см2Чмин.). Транспортировка РАО к местам захоронения осуществляется на специально оборудованных автомашинах с крытым кузовом или цистерной (для жидких РАО), автомашины и сменные сборники после каждого рейса должны быть дезактивированы. Если для захоронения низкоактивных РАО допускается использование резервуаров и траншей, то для средне- и высокоактивных РАО предусматривается их захоронение в отвержденном состоянии в подземных хранилищах на глубине 300…1000 м. Из-за больших тепловыделений РАО и опасности взрывов такое захоронение не всегда возможно. Проблема захоронения РАО ещё не нашла своего надёжного решения. По рекомендациям МАГАТЭ низкоактивные радиоактивные пылегазовые выбросы (А Ј 3,7 Бк/м3) могут не подвергаться очистке и рассеиваются в окружающей среде через трубы, высота которых обеспечивает соблюдение ДК. Среднеактивные (3,7 Бк/м3 < А < 3,7Ч104 Бк/м3) и высокоактивные РАО (А > 3,7Ч104 Бк/м3) подвергаются очистке пылеуловителями всех типов. Для улавливания высокодисперсных частиц используются фильтры различных конструкций с фильтроэлементами из материала ФПП - фильтры Петрянова [30]. Шламы пылеочистки средне- и высокоактивных выбросов направляют на захоронение. Таблица 3. Основные характеристики приборов контроля за радиационной обстановкой
Для очистки вентиляционных выбросов и технологических сдувок от радиоактивных инертных газов (изотопы криптона, ксенона, аргон-41) используют адсорбционные колонны или газгольдеры. В последних короткоживущие радионуклиды (как правило, период их полураспада измеряется несколькими часами) снижают свою активность за счёт радиоактивного распада. Методы радиационного контроля основаны на измерениях параметров ИИ с помощью дозиметрических приборов. Типы и параметры дозиметров устанавливают в зависимости от измеряемой величины и вида ИИ. В таблице 1.3 приведены основные характеристики приборов контроля за радиационной обстановкой. В таблице 4 приведены основные характеристики приборов индивидуального дозиметрического контроля. Таблица 4 Основные характеристики приборов индивидуального дозиметрического контроля
Коллективные средства защиты от ионизирующих излучений регламентируются ГОСТом 12.4.120-83 «Средства коллективной защиты от ионизирующих излучений. Общие требования». В соответствии с этим нормативным документом основными средствами защиты являются стационарные и передвижные защитные экраны, контейнеры для транспортирования и хранения источников ионизирующих излучений, а также для сбора и транспортировки радиоактивных отходов, защитные сейфы и боксы и др. Стационарные и передвижные защитные экраны предназначены для снижения уровня излучения на рабочем месте до допустимой величины. Если работу с источниками ионизирующих излучений проводят в специальном помещении - рабочей камере, то экранами служат ее стены, пол и потолок, изготовленные из защитных материалов. Такие экраны носят название стационарных. Для устройства передвижных экранов используют различные щиты, поглощающие или ослабляющие излучение. Экраны изготавливают из различных материалов. Их толщина зависит от вида ионизирующего излучения, свойств защитного материала и необходимой кратности ослабления излучения k. Величина k показывает, во сколько раз необходимо понизить энергетические показатели излучения (мощность экспозиционной дозы, поглощенную дозу, плотность потока частиц и др.), чтобы получить допустимые значения перечисленных характеристик. Для создания передвижных экранов используют различные материалы. Защита от альфа-излучения достигается применением экранов из обычного или органического стекла толщиной несколько миллиметров. Достаточной защитой от этого вида излучения является слой воздуха в несколько сантиметров. Для защиты от бета-излучения экраны изготавливают из алюминия или пластмассы (органическое стекло). От гамма- и рентгеновского излучения эффективно защищают свинец, сталь, вольфрамовые сплавы. Смотровые системы изготавливают из специальных прозрачных материалов, например, свинцового стекла. От нейтронного излучения защищают материалы, содержащие в составе водород (вода, парафин), а также бериллий, графит, соединения бора и т.д. Бетон также можно использовать для защиты от нейтронов. Защитные сейфы применяются для хранения источников гамма-излучения. Они изготавливаются из свинца и стали. Для работы с радиоактивными веществами, обладающими, альфа- и бета-активностью, используют защитные перчаточные боксы. Защитные контейнеры и сборники для радиоактивных отходов изготавливаются из тех же материалов, что и экраны - органического стекла, стали, свинца и др. При проведении работ с источниками ионизирующих излучений опасная зона1 должна быть ограничена предупреждающими надписями. [1] Принцип действия приборов, предназначенных для контроля за персоналом, который подвергается воздействию ионизирующих излучений, основан на различных эффектах, возникающих при взаимодействии этих излучений с веществом. Основные методы обнаружения и измерения радиоактивности - ионизация газа, сцинтилляционные и фотохимические методы. Наиболее часто используется ионизационный метод, основанный на измерении степени ионизации среды, через которую прошло излучение. Сцинтилляционные методы регистрации излучений основаны на способности некоторых материалов, поглощая энергию ионизирующего излучения, превращать ее в световое излучение. Примером такого материала может служить сульфид цинка (ZnS). Сцинтилляционный счетчик представляет собой фотоэлектронную трубку с окошком, покрытым сульфидом цинка. При попадании внутрь этой трубки излучения возникает слабая вспышка света, которая приводит к возникновению в фотоэлектронной трубке импульсов электрического тока. Эти импульсы усиливаются и подсчитываются. Фотохимические методы, или методы авторадиографии, основаны на воздействии радиоактивного образца на слой фотоэмульсии, содержащий галогениды серебра. Уровень радиоактивности образца оценивают после проявления пленки. Существуют и другие методы определения ионизирующих излучений, например калориметрические, которые основаны на измерении количества тепла, выделяющегося при взаимодействии излучения с поглощающим веществом. Приборы дозиметрического контроля делятся на две группы: дозиметры, используемые для количественного измерения мощности дозы, и радиометры или индикаторы излучения, применяемые для быстрого обнаружения радиоактивных загрязнений. Из отечественных приборов применяются, например, дозиметры марок ДРГЗ-04 и ДКС-04. Первый используется для измерения гамма- и рентгеновского излучения в диапазоне энергий 0,03-3,0 МэВ. Шкала прибора проградуирована в микрорентген/секунду (мкР/с). Второй прибор используется для измерения гамма- и бета-излучения в энергетическом диапазоне 0,5- 3,0 МэВ, а также нейтронного излучения (жесткие и тепловые нейтроны). Шкала прибора проградуирована в миллирентгенах в час (мР/ч). Промышленость выпускает также бытовые дозиметры, предназначенные для населения, например, бытовой дозиметр «Мастер-1» (предназначен для измерения дозы гамма-излучения), дозиметр-радиометр бытовой АНРИ-01 («Сосна»). К средствам индивидуальной защиты от ионизирующих излучений относится спецодежда - халаты, комбинезоны, полукомбинезоны и шапочки, изготовленные из хлопчатобумажной ткани. При значительном загрязнении производственного помещения радиоактивными веществами на спецодежду из ткани дополнительно надевают пленочную одежду (нарукавники, брюки, фартук, халат и т.д.), изготовленную из пластика. Как уже сказано выше, для защиты рук следует использовать про свинцованные резиновые перчатки. В тех случаях, когда приходится работать в условиях значительного радиационного загрязнения, для защиты персонала используют пневмокостюмы (скафандры) из пластмассовых материалов с поддувом по гибким шлангам воздуха или снабженные кислородным аппаратом. Для поддержания нормальных температурных условий в скафандре расход воздуха должен составлять 150-200 л/мин. Для защиты органов зрения от излучения применяют очки со стеклами, содержащими специальные добавки (фосфат вольфрама или свинец), а при работе с источниками альфа- и бета-излучений глаза защищают щитками из органического стекла. Если в воздухе находятся радиоактивные аэрозоли, то надежным средством защиты органов дыхания являются респираторы и противогазы. ЗАКЛЮЧЕНИЕ Ионизирующие излучения являются наиболее изученной частью широкого спектра электромагнитных излучений, встречающихся в природе или генерируемых искусственными источниками, созданными в результате деятельности человека. Что касается биологических эффектов, вызываемых излучениями, то, как уже отмечено, в настоящее время наиболее полная информация получена по действию ионизирующих излучений, а также ультрафиолетового и видимого света. Расширяется фронт исследований механизмов действия инфракрасного, длинноволнового электромагнитного излучений и «нулевых», т.е. постоянных электрических и магнитных полей. Различные виды электромагнитных и корпускулярных излучений - важнейший инструмент познания живой материи Большинство наиболее впечатляющих успехов в познании структуры и свойств живой материи достигнуто благодаря широкому внедрению методов исследований радиационной биофизики. Решение этой проблемы требует комплексного подхода, основанного, с одной стороны, на учете физических принципов передачи энергии излучений, их дискретной природы и характера взаимодействия с атомами и молекулами биологических структур, а с другой - на знании уникальных особенностей структурной и функциональной организации живого. Список литературы 1. «Безопасность жизнедеятельности: учебное пособие» Анофриков В.Е., Бобрик С.А., Дудко М.Н., Елистратов Г.Д., Москва, 1999 г., 358 стр. 2. Российская энциклопедия по охране труда: В 3 т. - 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Изд-во НЦ ЭНАС, 2007. 408 с. 3. Гусев Н.Г., Климанов В.А., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений. В 2-х томах. M., Энергоатомиздат, 1989 4. Ионизирующие излучения и их измерения. Термины и понятия. М.: Стандартинформ, 2006. 5. Моисеев А.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. 2-е изд., перераб. и доп. М., Атомиздат, 1974 6. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) Минздрав России, 2009. 7. Российский государственный педагогический университет имени А.И. Герцена, «Обеспечение жизнедеятельности людей в чрезвычайных ситуациях. Выпуск 1: Чрезвычайные ситуации и их поражающие факторы». С.-Петербург, изд. «Образование», 1992. 8. Зигбан К., ред. Альфа-, бета- и гамма-спектроскопия. Пер. с англ. М., Атомиздат, 1969. 9. Волков Н.Г., Христофоров В.А., Ушакова Н.П. Методы ядерной спектрометрии. М. Энергоатомиздат, 1990 10. Т. Батенёва. Облучение Японией 11. Кротков Ф. Г. Человек и радиация. Радиационная медицина. 4 изд., М., Изд-во «Знание».1968. 64 с. | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||