Оценка и нормирование радиоактивного излучения

Для количественной оценки облучения населения и производ­ственного персонала существуют следующие величины: активность радиоактивного вещества, поглощенная доза, эквивалентная доза, эффективная ожидаемая доза, эффективная доза, коллективная эффективная доза.

Все население подразделяют на две категории: 1 — персонал, непосредственно работающий с источниками излуче­ния; 2 — население вне сферы производственной деятельности.

Персонал в свою очередь делят на две группы: А — работаю­щие с источниками излучения; Б — по условиям работы находя­щиеся в сфере их воздействия.

Для каждой категории облучаемых лиц устанавливаются (ад­министрацией учреждения по согласованию с органами Госкомсанэпиднадзора и Госкоматомнадзора) основные дозовые преде­лы, допустимые и контрольные уровни.

Превышение допустимых и контрольных уровней является порогом ухудшения радиационной обстановки и сигналом к принятию соответствующих мер безопасности.

Расчетные уровни индивидуального радиационного риска, соответствующие установленным нормами радиационной безопас­ности, пределам доз облучения. При сочетании внешнего, внутреннего облучений и поступле­ния нескольких радионуклидов в организм должно выполняться условие безопасности

где Нэ_i — эквивалентная доза i-го излучения на данный орган; ПДД _i — предельно допустимая доза; Пj — поступление j-го радионуклида; ПДПi — предельно допустимое годовое поступление радиоактивных веществ через органы дыхания и пищеварения. Для оценки состояния окружающей среды и сферы жизнедеятельности человека (инженерных объектов и др.) чаще используются плотность радиоактивного загрязнения почвы (запас) по отдельным радионуклидам 137Cs, Sr и Pu (по сумме изотопов плутония); мощность экспозиционной дозы на расстоянии 1 м от поверхности почвы; эффективная (ожидаемая) эквивалентная годовая доза облучения населения.

Для обнаружения ионизирующих излучений применяются дозиметрические приборы (рентгенометры, радиометры и дозиметры).

Радиоактивные отходы бывают твердыми, жидкими и газообразными. По содержанию в них радионуклидов и уровню тепловыделения их подразделяют на низкоактивные (НАО), среднеактивные (САО) и высокоактивные (ВАО). Большее количество отходов относится к классу НАО, обра­зующихся в основном при добыче и переработке урановых руд. Присутствующие продукты распада урана делают радиоактивными шахтные воды, рудные отвалы и отвалы горных пород. Пылеобразование устраняют распылением воды или пылевяжущих ра­створов. Во избежание загрязнения грунтовых вод все стоки со­бирают и перекачивают на участки обработки отходов. Наиболее интенсивно в окружающую среду проникают газообразный ра­дон и легкорастворимые соединения радия. В связи с этим вокруг площадок с отвалами создают СЗЗ. Твердые отходы прессуют. Жидкие — осаждают, концентрируют на ионообменных смолах или выпаривают. Загрязненные радионуклидами потоки воды пропускают через деминерализаторы (очистные колонны, за­полненные сорбентами) для достижения уровня чистоты питье­вой воды. Газообразные отходы пропускают через угольные или другие фильтры и удаляют под соответствующим контролем че­рез высокую вентиляционную трубу. Горючие отходы сжигают с обязательным улавливанием радиоактивных газов и концен­трации на сорбентах. Затем отходы (НАО и САО) кондицио­нируют (отверждают) цементированием и битумированием. Ос­новной недостаток цементирования — низкая прочность гото­вых к захоронению или транспортировке блоков и невысокая устойчивость к влияниям погоды и к выщелачивающему дей­ствию воды. Битумирование — более дорогостоящий процесс по сравнению с цементированием. К ВАО относятся продукты деления урана, накапливающиеся в топливе. Их количество со­ставляет < 1 %, а радиоактивность — 98 % всей радиоактивности, образующейся в атомной промышленности. К ВАО относа выгруженное из реактора отработанное топливо и отходы, образующиеся на первых ступенях экстракции урана и плутония. Растворы последних упаривают и сливают в емкость для временного хранения. Топливо хранится на площадках АЭС. Для подготовки к долговременному хранению или окончательному удалению ВАО остекловывают (капсулируют): упаренные раствор| прокаливают и обрабатывают расплавами фосфатных или силикатных стекол. Такая форма обезвреживания токсикант обеспечивает полную безопасность, так как большая часть радионуклидов ВАО распадается 300 лет. Для окончательного удаления НАО и САО предполагают строительство подземных специальных хранилищ, разрабатывают методы хранения в пустотах горных пород или выраб тайных шахт. Наиболее приемлемым способом является удаление ВАО в глубокие геологические формации. Та­кое хранилище должно состоять из наземной и подземной частей. Наземная часть имеет центральную зону со вспомогательными по­стройками. Подземная часть хранилища напоминает большую шах­ту, расположенную на глубине 600—1200 м. Для предотвращения миграции радионуклидов предполагается создание технических барьеров с целью обеспечения защиты в течение разных вре­менных интервалов: начальный период (до помещения отходов в хранилище); тепловой период (до 300 лет); период теологи­ческого контроля — миллионы лет для обезвреживания акти­ноидов (от актиния до лоуренсия).

Особое внимание должно уделяться сбору, удалению и захоро­нению твердых и высокоактивных жидких отходов, которые мо­гут вызвать загрязнение окружающей природной среды.