Экологические последствия радиационного загрязнения

Биосферы

Радиоактивные вещества, попадая в воду, воздух, почву, включаются в биосферный круговорот. Они представляют опасность как источники внешнего и особенно внутреннего облучения. Наиболее интенсивно в биологический круговорот включаются тритий, С-14, Р-32, S-35, K-40, Fe-55, Sr-90, Cs-137, радиоизотопы иода, радионуклиды семейства урана и тория. Накапливаясь в растениях, они по пищевым цепям поступают в ткани и органы животных и человека, вызывая внутреннее облучение, особенно опасное для растущих организмов. Многие радионуклиды обладают свойством избирательного накопления в различных органах и тканях в силу совпадения или близости их химических свойств свойствам элементов, которые естественным образом входят в живые организмы. Так, Sr-90, сходный по химическим свойствам с кальцием, переходит из растений в организм сельскохозяйственных животных, затем с мясной или молочной пищей поступает в организм человека и накапливается в костной ткани и костном мозге, вызывая опухоли костей и лейкозы. Близкий к калию Cs-137 накапливается в печени и половых железах, вызывая наследственные изменения в потомстве. В водных экосистемах преимущественную роль играет процесс биоаккумуляции. Например, установлено, что в тканях рыб реки Колумбия концентрация ради-оактивного фосфора в 5000 раз выше, чем в самой реке, морской фитопланктон аккумулирует радионуклиды с коэффициентом накопления 10⁴. Последнее говорит о том, что необходимо вводить некоторый коэффициент безопасности по отношению к нормативам загрязнения, установленным на основе представления о пассивном разбавлении сбросов.

В вопросе экологических последствий радиационного загрязнения биосферы ключевым моментом является Чернобыльская катастрофа. Случилось то, что случилось: радионуклидным загрязнением (пусть и неравномерным – пятнистым) охвачена территория радиусом более 2000 км, на которой проживают десятки миллионов человек. Практически навсегда потеряны огромные площади сельскохозяйственных угодий, обширная сеть водных источников. С 1986 г. резко возросло число детей с врождёнными пороками развития, возросла патология пищеварительной, мочевыделительной и эндокринной систем, заболеваемость только раком щитовидной железы у детей в Гомельской области Белоруссии с 1986 по 1992 гг. возросла в 48 раз, по прогнозам Всемирной организации здравоохранения каждый 4-й житель только Белоруссии на уровне 2000 г. будет иметь злокачественную опухоль. Эта катастрофа, в сущности, - крупномасштабная модель Глобального экологического кризиса, после которой образ всепланетной экологической бифуркации приобрёл, к со-жалению, вполне реалистические черты. Цивилизация действительно ввела себя в состояние смертельного эксперимента над самой собой, раз-витиекоторого практически уже невозможно остановить, и теперь ей остаётся, вновь и вновь перебирая оценки, гипотезы, концепции, как ле-пестки пресловутой ромашки, шептать и шептать – с нарастающим привкусом горечи во рту: будет, не будет, будет, не будет, будет, не будет...

Защита окружающей среды от ионизирующих излучений

Защитить окружающую среду от ИИ – значит обеспечить непре-вышение предела дозы (ПД) облучения для населения, установленного в НРБ-99 (п. 4.2.1).

Соблюдение ПД достигается регламентацией и контролем до-пустимых уровней ИИ, установленных в НРБ-99.

При внутреннем облучении: предел годового поступления (ПГП) радионуклида через органы дыхания и пищеварения, допустимая объ-ёмная 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 – 7,3×10⁶л/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 × 10^-7Бк/л; для воды аналогичные величины: 1,11×10³Бк/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 × 10^-7 ДМД / h_м частиц / (см²×с),

где h_м – удельная максимальная эквивалентная доза (Зв×см²/частиц), значения которой для различных видов излучений приведены в НРБ-99.

Таблица 1.2 - Значения ПГП и ДК для ⁸⁹Sr

ПГП, Бк/год		ДК, Бк/л
Через органы дыхания	через органы пищеварения	в атмосфере	в воде
2,55×10⁵	3,55×10⁵	3,48×10^-2	4,44×10²

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 Н_М_S - максимальная эквивалентная доза внешнего источника облучения; П_j, П_к – 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 C_j, C_k 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 огра-ничение 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 регламен-тированы сбор, удаление и обезвреживание твёрдых и жидких ради-оактивных 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 < 3,7×10⁵Бк/л) и среднеактивные (3,7×10⁵Бк/л<А<3,7×10¹⁰Бк/л) жидкие РАО подвергаются очистке и сбрасываются в окружающую среду, высокоактивные (А ³3,7×10¹⁰Бк/л) направляются на хранение, а после переработки - на захоронение.

На предприятиях допускается сброс радиоактивных сточных вод с концентрацией радионуклидов, превышающей ДК_Б. 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 7,4×10³Бк/кг для источников a-излучения (для трансурановых элементов 3,7×10²Бк/кг); 7,4×10⁴Бк/кг для источников

b-излучения; 1×10^-7г-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/(см²×мин.).

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 использо-вание 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 тепло-выделений 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 £ 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 < 3,7×10⁴Бк/м³) и высокоактивные РАО (А > 3,7×10⁴Бк/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 1.3 - Основные характеристики приборов контроля за радиационной обстановкой

Тип при-бора	Измеряемая величина, Пределы измерений	Диапазон энергий излучения, МэВ	Основная погрешность измерения, %	Питание прибора
ДРГ3-04	Экспозиционная доза, мкР …10 ... 3×10⁴ Поглощённая доза, мкрад …10 ... 3×10⁴ Мощность экспозиционной дозы, мкР/с …1 ... 3×10⁴	0,03 ... 3 1 ... 25 0,03 ... 3	± 15 ± 15 ± 10	Сетевое -«- -«-
ДРГ-05	Мощность поглощённой дозы, мкрад/с …1 ... 3×10³ Мощность экспозиционной дозы, мкР/с … 0,1 ... 1×10⁴	1 ... 25 0,04 ... 10	± 10 ± 15	-«- Акку-муля-торное
ДКС-04	Экспозиционная доза, мР ... 0,1 ... 1×10⁴ Мощность экспозиционной дозы, мР/ч ...0,1 ... 150 Экспозиционная доза, мР .............….......... 1,0 ... 1024	-«- 0,05 ... 3,0 -«-	«- ± 25 «-	Акку-муля-торное -«-

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 [12].

В таблице 1.4 приведены основные характеристики приборов инди-видуального дозиметрического контроля.

Таблица 1.4 - Основные характеристики приборов индивидуального дозиметрического контроля

Тип дозиметра	Пределы измерений, Р	Диапазон энергий измеряемого излучения, МэВ	Основная погрешность, %	Размеры детектора, мм
ДК – 02 КИД – 2 КИД – 1 ИФК – 2,3 ИФКУ – 1 ИКС - А	0,01 ... 0,2 0,005 ... 1,0 0,02 ... 0,2 0,02 ... 2,0 0,05 ... 2,0 0,5 ... 1×10³	0,15 ... 2,0 0,15 ... 3,0 0,1 ... 3,0 0,1 ... 3,0 0,1 ... 1,25 0,05 ... 1,25	± 15 ± 15 ± 10 ± 20 ± 25 ± 10	Æ 13 х 114 Æ 17 х 111 Æ 15 х 113 60 х 40 х 6 67 х 33 х 16 Æ 20 х 10

Дата добавления: 2018-11-24; просмотров: 540; Мы поможем в написании вашей работы!

Поделиться с друзьями:

⇐ Предыдущая 1 2 3 456 7 8 9 10 Следующая ⇒

Мы поможем в написании ваших работ!