4814 (Ионизирующие поля и излучения), страница 2
Описание файла
Документ из архива "Ионизирующие поля и излучения", который расположен в категории "". Всё это находится в предмете "безопасность жизнедеятельности (бжд и гроб или обж)" из 6 семестр, которые можно найти в файловом архиве . Не смотря на прямую связь этого архива с , его также можно найти и в других разделах. Архив можно найти в разделе "курсовые/домашние работы", в предмете "безопасность жизнедеятельности" в общих файлах.
Онлайн просмотр документа "4814"
Текст 2 страницы из документа "4814"
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.
В соответствии с все население делится на 2 категории: 1. Персонал, непосредственно работающий с источниками излучения; 2. Все население.
Персонал в свою очередь делится на 2 группы: А - работающие с источниками излучения и Б - по условиям работы находящиеся в сфере их воздействия.
Для каждой категории облучаемых лиц установлено 3 класса нормативов: основные дозовые пределы, допустимые уровни и контрольные уровни.
| Нормируемые величины | Дозовые пределы, мЗв | |
| Персонал (группа А) | Население | |
| Эффективная доза | 20 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв/год | 1 мЗв/год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв/год |
| Эквивалентная доза за год в: | ||
| хрусталике | 150 | 15 |
| коже | 500 | 50 |
| кистях и стопах | 500 | 50 |
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, представлены в т а б л. 4.
Уровни индивидуального радиационного риска, соответствующие установленным пределам доз
| Категория лиц, подвергающихся облучению | Уровень дозы | Риск соматико-стохастических последствий в год | Риск генетических последствий в год | Общий риск в год |
| Персонал | Предел дозы, 0,05 Зв | 6,25x10"4 | 2x10^ | 8.25Х10"4 |
| Средняя доза при установленном пределе, 0,005 Зв | 6,25x10"5 | 2x10'5 | 8,25x10"5 | |
| Отдельные лица из населения | Предел дозы, 0,005 Зв | 6,25x10"5 | 2x10"5 | 8,25x1 О*5 |
| Средняя доза при установленном пределе, 0,0005 Зв | 6,25x10"6 | 2Х10-6 | 8,25x1 О*6 |
При сочетании внешнего, внутреннего облучения и поступления нескольких радионуклидов в организм должно выполняться условие безопасности
где Д31 - эквивалентная доза /-го излучения на данный орган; /7, - поступление у-го радионуклида; ПДД принято использовать следующие параметры:
-
плотность радиоактивного загрязнения почвы по отдельным радионуклидам:13 Cs, 90Sr и Pu;
-
мощность экспозиционной дозы на расстоянии 1 м от поверхности почвы;
-
эффективная эквивалентная годовая доза облучения населения.
В та б л. 5 представлены критерии экологического состояния радиоактивно загрязненной территории, определенные, исходя из вышеназванных параметров.
| № | Параметры | Экологическое состояние | ||
| Экологическое бедствие | Чрезвычайная экологическая ситуация | Удовлетворительная ситуация | ||
| 1 | Мощность экспозиционной дозы на уровне 1 м от поверхности почвы, мкР/час | Более 400 | 200^00 | До 20 |
| 2 | Радиоакгивное загрязнение, Ки/км2 137Cs 90Sr Pu (сумма изотопов) | Более 40 Более 3 | 15-40 1-3 Более 0,1 | До1 До 0,3 |
| 3 | Эффективная доза облучения, мЗв/год | Более 10 | 5-10 | Менее 1 |
Для обнаружения ионизирующих излучений, измерения их энергии и других свойств применяются дозиметрические приборы.
Защита от излучения
Основные методы в производственном цикле: защита расстоянием, защита временем, защита экранированием источника излучения и защита количеством. «Защита расстоянием» основана на том, что интенсивность облучения уменьшается пропорционально квадрату расстояния между источником излучения и работающим. «Защита временем» заключается в уменьшении продолжительности контакта человека с источником излучения. «Защита экранированием» - укрытие источника излучения конструкционными материалами, хорошо поглощающими излучение: свинец, железо, бетон, бор- или свинецсодержащее стекло и др. «Защита количеством» заключается в уменьшении мощности источников до минимальных величин.
Безопасные ресурсосберегающие технологии
Для широкого внедрения атомной энергетики необходимо решить две технические проблемы: разработать реактор с повышенной безопасностью и технологию удаления опасных высокоактивных отходов, отвечающую требованиям промышленной экологии.
Только для производства электроэнергии используется несколько различных типов реакторов, которые можно классифицировать на две большие группы: реакторы на тепловых и на быстрых нейтронах. На рис. 2 представлены упрощенные схемы реакторов различного типа.
В качестве топлива в атомной станции может использоваться ряд элементов, основным из которых в настоящее время является уран. Существует три основных способа разработки урановых месторождений: подземный, открытый и наиболее современный способ подземного выщелачивания. В качестве выщелачивающего реагента применяют растворы серной кислоты и карбонат - бикарбонатных солей, насыщенных кислородом. Растворы закачивают в рудоносные пласты, растворяют там уран, и полученный раствор солей урана извлекают на поверхность. Далее руду или растворы урана перерабатывают на специальных гидрометаллургических предприятиях в продукт, называемый «желтый кек», представляющий собой концентрат солей урана желтого цвета, содержащий около 80% U308. Концентрат урана очищают и переводят путем конверсии в легколетучее соединение - гексафторид урана. Известно пять основных методов разделения изотопов урана: газодиффузионный, центрифужный, аэродинамический, химический и лазерный.
На рис. 3 показана схема ядерного топливного цикла, а на рис. 4 - общая схема образования и обезвреживания радиоактивных отходов. РАО бывают твердыми, жидкими и газообразными. По содержанию в них радионуклидов и уровню тепловыделения их подразделяют на низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные.
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. Для устранения пылеобразования проводится распыление воды или пылевяжущих растворов. Во избежание загрязнения грунтовых вод все стоки собираются и перекачиваются 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 санитарно-защитные зоны. Твердые отходы прессуют. Жидкие - осаждают, концентрируют на ионообменных смолах или выпаривают. Загрязненные радионуклидами потоки воды пропускают через деминерализаторы 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 кондиционируют методами цементирования и битумирования. Основной недостаток цементирования - низкая прочность готовых к захоронению или транспортировке блоков и невысокая устойчивость к влияниям погоды и к выщелачивающему действию воды. Битумирование - это более дорогостоящий процесс по сравнению с цементированием.
К ВАО относятся продукты деления урана, накапливающиеся в топливе. Их количество составляет менее 1%, а радиоактивность - 98% всей радиоактивности, образующийся в атомной промышленности. К категории ВАО относится 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 подвергают остекловыванию: упаренные растворы прокаливают и подвергают обработке расплавами фосфатных или боросиликатных стекол. Такая форма обезвреживания токсикантов обеспечивают полную безопасность, так как большая часть радионуклидов ВАО распадается в течение 300 лет. Для окончательного удаления НАО и САО предполагается строительство подземных специальных хранилищ, разрабатываются методы хранения в пустотах горных пород или выработанных шахт.
Для окончательного удаления ВАО предложен метод трансмутации радионуклидов, заключающийся в переводе радионуклидов в стабильные нуклиды под действием р-излучения или потока нейтронов. Путь удаления ВАО в космос не является радикальным, так как существует опасность непредвиденного возвращения на Землю ракеты - носителя. 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 различных временных интервалов: начальный период; тепловой период; период геологического контроля - в миллионы лет для обезвреживания актиноидов. Конструкция хранилища представлена на р и с. 5.
Таким образом, особое внимание должно уделяться сбору, удалению и захоронению твердых и высокоактивных жидких отходов, которые могут вызвать загрязнение окружающей природной среды.
Следует также помнить, что вокруг АЭС устанавливаются три зоны с различным по строгости режимом: контролируемая - возможно облучение свыше 0,3 дозы, допустимой для персонала; санитарно-защитная - запрещено размещение производственных, жилых и культурно-бытовых объектов, не относящихся к объекту; наблюдаемая - дозы облучения населения, проживающего в ее пределах, могут несколько превышать допустимые нормативы. Ширина зон устанавливается 3, 13 и 30 км соответственно.
