Захоронение производственных отходов III категории должно производиться в соответствии с требованиями ОСПОРБ-99 и санитарных правил обращения с радиоактивными отходами, установленными для захоронения низкоактивных радиоактивных отходов.
При этом радиационная защита, создаваемая системой инженерных и естественных барьеров, обеспечивает качество изоляции производственных отходов III категории, при котором прогнозируемое значение эффективных доз облучения критической группы населения не будет превышать 100 мкЗв/год.
При транспортировке производственных отходов должны быть обеспечены условия, при которых дозы облучения критической группы населения не превысят 100 мкЗв/год.
При этом уровни загрязнения природными радионуклидами поверхности транспортных средств, используемых для перевозки производственных отходов II категории, не должны превышать следующих значений:
- снимаемое (нефиксированное) загрязнение альфа- и бета-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не допускается;
- не снимаемое (фиксированное) загрязнение альфа-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не регламентируется;
- не снимаемое (фиксированное) загрязнение бета-активными радионуклидами наружной поверхности транспортных средств, включая и охранную тару, не должно превышать значения 2000 част/(см2 х мин).
При прекращении эксплуатации предприятий НГК должен быть разработан проект консервации мест хранения или захоронения производственных отходов II категории.
3.3 Радиационно-гигиенические требования по реабилитации территорий при прекращении эксплуатации предприятий НГК
Для проектируемых предприятий НГК до начала разработки нефтегазовых месторождений проводится обследование территории с оценкой ее основных радиационно-гигиенических характеристик.
Полученные данные (мощность дозы гамма-излучения на территории, содержание природных радионуклидов в поверхностных породах земли, удельная активность природных радионуклидов в воде рек и озер и др.) вносятся в проектную документацию объекта (месторождения).
Для существующих предприятий исходные радиационно-гигиенические характеристики могут быть получены путем обследования близлежащей территории с аналогичными геологическими и геофизическими характеристиками.
При прекращении эксплуатации предприятий НГК для реабилитации территории разрабатывается проект, на который оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов Госсанэпиднадзора о его соответствии санитарным правилам.
В проекте реабилитации территории предусматриваются мероприятия по нормализации параметров радиационной обстановки до уровней, максимально близких к их исходным значениям.
Основными критериями нормализации радиационной обстановки на территориях являются:
- отсутствие на территории участков с превышением мощности эффективной дозы гамма-излучения на высоте 1 м от поверхности земли исходных значений более чем на 0,2 мкЗв/ч;
- отсутствие участков со значениями эффективной удельной активности природных радионуклидов в поверхностных слоях почв и пород, превышающими исходные значения более чем на 370 Бк/кг;
- содержание природных радионуклидов в воде открытых водоемов не должно превышать исходные уровни более чем в 2 раза;
- внесение в государственный реестр размещения отходов мест захоронения производственных отходов II категории;
- эффективная доза дополнительного облучения природными источниками излучения критической группы населения, проживающего на территории после ее реабилитации, не должна превышать 100 мкЗв/год.
3.4 Производственный радиационный контроль при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов
К контролируемым на предприятиях НГК параметрам радиационной обстановки относятся:
- эффективная удельная активность природных радионуклидов в производственных отходах Аэфф;
- мощность дозы гамма-излучения содержащихся в производственных отходах природных радионуклидов на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов и на рабочих местах (профессиональных маршрутах) на предприятии;
- среднегодовое значение общей запыленности воздуха в рабочей зоне и удельная активность природных радионуклидов в производственной пыли;
- ЭРОА изотопов радона в воздухе рабочей зоны;
- снимаемое и не снимаемое (фиксированное) загрязнение поверхности транспортных средств и охранной тары альфа- и бета-активными природными радионуклидами;
- удельная активность природных радионуклидов в воде открытых водоемов и грунтовых водах;
- эффективные дозы облучения работников природными источниками излучения в производственных условиях и уровни облучения критических групп населения.
Методики радиационного контроля для оценки уровней облучения работников и населения, а также установления категории производственных отходов на предприятиях НГК, должны обеспечивать:
- определение значений Аэфф в пробах отходов производства с суммарной относительной погрешностью не более 20%;
- измерение мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов и на рабочих местах с доверительным значением нижней границы не выше 0,1 мкГр/ч;
- измерение ЭРОА изотопов радона в воздухе с суммарной погрешностью не более 30% для значений выше 25 Бк/м3 - для ЭРОА радона и выше 5 Бк/м3 - для ЭРОА торона;
- достоверное определение снимаемого загрязнения рабочих поверхностей альфа- и бета-активными радионуклидами на уровне соответственно не выше 0,1 и 1,0 част/(см2 х мин);
- достоверное определение общей запыленности воздуха в зоне дыхания работников организаций с доверительным значением нижней границы не выше 1 мг/м3.
При установлении объема производственного радиационного контроля на предприятиях НГК с целью оценки доз производственного облучения работников природными источниками допускается осуществлять инструментальные измерения значений только тех радиационных факторов, вклад которых в суммарную дозу превышает 20%. При этом вклад неконтролируемых параметров в суммарную дозу облучения работников должен учитываться введением соответствующих коэффициентов.
3.5 Вычисление эффективной удельной активности природных радионуклидов в производственных отходах
В случае, когда все радионуклиды в рядах урана и тория находятся в радиоактивном равновесии, значение эффективной удельной активности природных радионуклидов (Аэфф) в материалах рассчитывается по формуле
А эфф = А Ra + 1,3 А Th + 0,09АК, Бк/кг,
где А Ra и А Th - удельные активности 226Ra и 232Th в материале, находящиеся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, А К - удельная активность К-40 в материале (Бк/кг).
Эффективную удельную активность природных радионуклидов в производственных отходах при отсутствии равновесия в рядах урана и тория следует рассчитывать с учетом возраста отходов по формуле
А эфф = А Ra + 1,3 х k х А(228)Ra + 0,09 АК , Бк/кг,
в которой А(228)Ra - удельная активность 228Ra в отходах (Бк/кг), а численное значение коэффициента k следует принимать по таблице 2.
Таблица 2 - Численное значение коэффициента К для расчета А эфф
|
Возраст отходов |
Коэффициент k, отн. ед |
|
|
Менее 100 дней |
0,6 |
|
|
От 100 дней до 2 лет |
0,7 |
|
|
От 2 до 5 лет |
0,9 |
|
|
От 5 до 10 лет |
1,0 |
|
|
Более 10 лет |
1,3 |
При неизвестном возрасте производственных отходов значение поправочного коэффициента k должно приниматься равным 1,3.
Если возраст отходов заведомо больше 3 лет, то значение Аэфф следует рассчитывать по формуле:
А эфф = А Ra + 1,3 х А(228)Ra + 0,09 х АК, Бк/кг,
в которой А(228)Ra - удельная активность 228Ra в отходах (Бк/кг).
3.6 Требования к радиационно-гигиенической паспортизации организаций НГК
Для организаций, на которых имеются или образуются в процессе их деятельности производственные отходы III категории, является обязательным ежегодное заполнение (ведение) радиационно-гигиенических паспортов организаций НГК по типовым формам, утвержденным в установленном порядке.
4. РАБОЧЕЕ ЗАДАНИЕ 1. Защита от ионизирующих излучений с помощью защитных экранов
Ионизирующее излучение - это физическое явление, связанное с излучением потока альфа-, бета-, гамма- частиц или электромагнитной энергии, приводящее к ионизации окружающей среды. Методы и средства защиты от ионизирующего излучения основываются на следующем:
1 Установление предельно допустимых доз облучения.
2 Контроль уровня радиации.
3 Изоляция излучающих объектов.
4 Применения вентиляции и вытяжных шкафов.
5 Применения защитных экранов.
Защитными экранами от ионизирующих излучений являются стенки контейнеров для перевозки изотопов, стенки сейфов для хранения изотопов, а также специальные экраны. Для защиты от б-частиц достаточно слоя воздуха толщиной 5-6 см, поэтому используют экраны из органического стекла. Для защиты от в - излучений применяют экраны из материалов малой атомной массы (алюминий, плексиглас, карболит). Для защиты от в - и г - излучений используется защита из комбинированных двух и многослойных экранов, у которых со стороны источника излучения устанавливают экран из материала с меньшей атомной массой, а за ним - с большей массой (свинец, сталь и др.). Для защиты от г - излучения, рентгеновского излучения (высокая проникающая способность) используют материал с большой атомной массой и плотностью (свинец, вольфрам и др.), а также сталь, железо, бетон, чугун, кирпич. Для защиты от нейтронного излучения используют: водородсодержащие материалы (вода, парафин, полиэтилен), то есть материалы, имеющие в своем составе атомы водорода; бром, бериллий, кадмий или графит. Нейтронные излучения сопровождаются гамма-излучением, поэтому используют многослойные экраны: свинец - полиэтилен; сталь - вода. Для одновременного поглощения нейтронного и гамма-излучения используют водные растворы гидроксидов тяжелых металлов (например, гидроксид железа - Fе(ОН)3).
Особое место занимает защита от ионизирующих излучений при эксплуатации ядерных реакторов и при обращении с ядерными отходами. На современных АЭС применяют многобарьерную систему защиты окружающей среды от ионизирующих излучений. Отходы после переработки (отделение ценных продуктов) подвергаются стеклованию, бетонированию и захоронению в могильниках. Жидкие отходы выпаривают, осадки заливают в стекло. Радиоактивные газы выдерживаются в газгольдерах до снижения активности и выбрасываются в атмосферу.
Для расчета защитных экранов от ионизирующих излучений необходимо знать об источнике излучения, расстояние до источника, материал защитного экрана.
Задание. Рассчитать защитный экран для защиты от источника ионизирующих излучений в рабочем помещении по вариантам (таблица 3). Согласно нормативу при 6-часовом рабочем дне предельно допустимая доза облучения составляет Wд=1,4мР/ч.
Таблица 3 - Исходные данные для расчета
|
Номер варианта |
mRa [мг-экв.Ra] |
R, cм |
Номер варианта |
mRa, [мг- экв.Ra] |
R, cм |
|
|
1 |
665000 |
200 |
6 |
661000 |
190 |
|
|
2 |
555000 |
150 |
7 |
962000 |
250 |
|
|
3 |
645000 |
180 |
8 |
863000 |
230 |
|
|
4 |
535000 |
130 |
9 |
764000 |
220 |
|
|
5 |
625000 |
170 |
1 Рассчитывают коэффициент ослабления экрана по формуле
(1)
где mRa, [мг-экв.Ra] - г-эквивалент источника - условная масса 226Ra, создающего на некотором расстоянии такую же мощность экспозиционной дозы, как и данный источник (1 мг-экв.Rа=8,4Р/ч на расстоянии 1см); R - расстояние от источника, см; Wд - предельнодопустимая доза облучения, мР/ч.
2 Выбирают материал и его толщину по графику зависимости коэффициента ослабления материала от его толщины (рисунок 1).
Рисунок 1 - Определение коэффициента ослабления материала
5 ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ОТ ИСТОЧНИКОВ ИСКУССТВЕННОЙ РАДИАЦИИ
Примерно 2/3 эффективной эквивалентной дозы внутреннего облучения, получаемой человеком от естественных источников радиации, обусловливают радиоактивные вещества, попадающие в организм с пищей, водой и воздухом. Космогенные радионуклиды (углерод-14 и тритий) создают небольшую часть этой дозы, основная часть приходится на источники земного происхождения. Калий-40 усваивается организмом человека вместе со своими стабильными изотопами, он дает около 180 мЗв/год. В наибольшей степени дозу внутреннего облучения человека формируют радионуклиды ряда урана-238 и, в меньшей степени, тория-232. Свинец-210 и полоний-210 поступают в организм с пищей (они накапливаются в море-продуктах - в рыбе и моллюсках, а также в тканях северных оленей). Доза внутреннего облучения человека, питающегося таким белком, может превышать среднее значение в 35 раз. Население, проживающее в районах с повышенной концентрацией урана (Западная Австралия), питающееся мясом овец и кенгуру, получает дозы, в 75 раз превосходящие средний уровень планеты.