169093 (625261), страница 3

Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла (страница 3)

Предел дозы – наибольшее среднее значение индивидуальной эк­вивалентной дозы за календарный год у критической группы лиц, при кото­ром равномерное облучение в течение 70 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами.

Этот предел устанавливается для ограниченной части населения (категория Б по НРБ), т.е. для лиц, которые не работают непосред­ственно с источниками ионизи-рующих излучений, но по условиям работы и проживания могут быть подвержены об-лучению.

Критическая группа, по которой определяется уровень облучения лиц категории Б, определяется из условия максимально возможного радиацион­ного воздействия.

2. Исключить всякое необоснованное облучение.

3. Снижать дозы облучения до возможно низкого уровня.

Эти принципы исходят из принятой беспороговой концепции дейст­вия ионизи-рующих излучений. Поэтому любое дополнительное облучение, даже самое неболь-шое, увеличивает риск образования стохастических эф­фектов.

Полностью исключить облу­чение, хотя бы из-за наличия естественного фона, невозможно. Сам же есте­ственный фон неравномерен (0,8 – 3 мЗв). Кроме того, нельзя избе­жать облучения от диагностических процедур, строительных материалов и т.п.

В связи с тем, что различные органы тела имеют различную чувстви­тельность к ионизирующему излучению, их разбивают на 3 группы критических органов, облу-чение которых в условиях неравномерного облу­чения может причинить максимальный ущерб.

С учетом этого можно дать табл.1 основных дозовых пределов внешнего и внутреннего облучения.

Табл. 1

Основные дозовые пределы, мЗв/год

МКРЗ для предотвращения нестохастических эффектов установлен предел эквивалентной дозы 0,15 Зв для хрусталика глаза и 0,5 Зв для всех остальных органов. В национальных нормативах для всех этих органов уста­новлена ПДД 150 мЗв.

Для ограничения стохастических эффектов установлена ПДД = 50 мЗВ в год исходя из представления о допустимом риске для профессиональ­ных работников 10^-4, а для ограниченной части населения 10^-5–10^-6.

Приведенные дозовые пределы не включают доз, получаемых челове­ком при медицинских процедурах и от естественного фона.

Облучение всего населения (категория В) не нормируются. По отно­шению к ней основным принципом радиационной защиты является макси­мальное ограничение возможного облучения.

Принятые Госсанэпиднадзором РФ новые нормы радиационной безо­пасности – НРБ-96 – вносят ряд серьезных корректив в действующие норма­тивы. В частности, под персоналом в НРБ-96 понимаются лица, как рабо­тающие с техногенными источниками (группа А), так и находящиеся по условиям их работы в сфере воздействия (группа Б). Категория Б, как тако­вая, исключена из НРБ-96, а лица, ранее входившие в нее отнесены к насе­лению. Основные дозовые пределы, срок введения которых установлен с 01.01.2000 г., представлены в табл.2.

Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизи­рующего излучения и дозу вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специаль-ные ограничения.

При этом предел индивидуального риска для техногенного облучения лиц из персонала принимается 1,0 · 10^-3 за год, а населения – 5,0 · 10^-5 за год.

Табл. 2

Основные дозовые пределы

Примечания:

^* Дозы облучения, как и все остальные допустимые производные уровни персо­нала группы Б, не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

^** Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см² под покровным слоем толщиной 5 мг/см². На ладонях толщина покровного слоя – 40 мг/см².

Дозовые нагрузки на население РФ от разных источников представлены на рис.2.

Рис.2. Дозовая нагрузка населения от разных источников радиации

При нормировании дозовых нагрузок учитываются следующие факторы:

1. Одновременное действие внешнего и внутреннего облучения.

При этом устанавливаются возможные пути попадания радионукли­дов в организм через органы дыхания, желудочно-кишечный тракт и через кожу. Поэтому реальные допустимые нормативы содержания радионуклидов в природных средах всегда ниже нормируемых НРБ, установленных в пред­положении формирования основных дозовых пределов одним радионукли­дом по одному пути поступления.

1. Физико-химическая форма радионуклидов: растворимость в воде, размер аэрозольных частиц и т.п.

2. Параметры метаболизма конкретных радионуклидов: всасывание в кровь, выведение, отложения в критических органах. Например, биологиче­ские периоды полувыведения нуклидов из критических тканей и органов колеблется от десятков суток (Н, С, Na) до полного усвоения (Sr, P).

По характеру распределения нуклидов в организме можно выделить 3 группы радионуклидов: концентрирующихся в костях – остеотропные (Sr Ra, Pu, Am и др.), в печени (Се, Ро, Am и др.) и во всем теле (Н, Со, Ru, Cr и др).

ВОЗДЕЙСТВИЕ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

ПРЕДПРИЯТИЙ ЯДЕРНОГО

ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЦИКЛА

Если исключить взрывы атомных устройств и аварийные ситуации, то основным источником радиационного воздействия на биосферу являются предприятия ядерного топливно-энергетического цикла (ЯТЦ) в штатном режиме.

Известны следующие виды воздействия ЯТЦ на окружающую среду:

1. Расход природных ресурсов (земельные угодья, вода, сырье для ос­новных фондов ЯТЦ и т.д.).

При добыче и переработке урановой руды отчуждаются значительные земельные плошади для размещения пустой породы. На каждый Гвт (эл.) энергии, получаемой на атомной станции, образуется несколько миллионов тонн пустой породы.

Большая часть земельных угодий, расходуемых при переработке ру­ды, прихо-дится на пруды – хвостохранилитца, куда поступает около 10 т на 1 ГВт (эл.) в год хвостовых растворов.

Расход воды предприятий ЯТЦ обусловлен необходимостью охлаж­дения техноло-гического оборудования и применения в технологиях. Макси­мальное водопотребление на единицу электроэнергии приходится на охлаж­дение оборудования АЭС и пред-приятия по обогащению изотопов урана (10 м³ на 1 ГВт (эл.) и 5x10 на ГВт (эл.) соответственно).

2. Тепловое загрязнение окружающей среды.

Тепловые сбросы имеют место на всех стадиях ЯТЦ, достигая макси­мальных значений на АЭС, где мощность тепловых сбросов достигает 2 ГВт на каждый ГВт электрической мощности при 33% КПД. Тепловые сбросы АЭС вносят вклад в антропогенное поступление тепла в биосферу и в при­ближение к предельно допусти-мому уровню антропогенных сбросов тепло­вой энергии, равному в среднем 2 Вт/м². Этот предел рассчитан из принципа недопущения изменения среднегодовой темпера-туры на 1°С.

3. Выброс загрязняющих веществ химической природы в окружаю­щую среду. Он имеет место на всех стадиях цикла, достигая максимальных размеров на предприятиях по переработке руды со сбросами хвостовых рас­творов и при сжигании органического топлива на предприятиях цикла и ТЭЦ, обеспечивающих его энергией.

4. Радиоактивное загрязнение окружающей среды.

Важнейшей особенностью ЯТЦ является то, что в процессах произ­водства энергии на АЭС и переработки отработанного топлива образуется большое количество опасных искусственных радионуклидов. Основная часть радиоактивных отходов ЯТЦ имеет высокую удельную активность. Некоторые из радионуклидов имеют значительные (от сотен до миллионов и более лет) периоды полураспада. Это предопределяет необхо-димость надеж­ной изоляции высокоактивных отходов ЯТЦ от биосферы.

Наиболее значимый вклад в загрязнение биосферы дают долгоживущие радио-нуклиды ¹⁴С, ⁸⁵Кr, ³Т, ¹²⁹I. Это обусловлено высокой миграцион­ной способностью, приводящей к их рассеиванию на большие расстояния за время, меньше периодов полураспада. Из всего количества четырех радио­нуклидов, поступающих в биосферу с отходами ЯТЦ до 70-80% ¹⁴С прихо­дится на стадию переработки облученного топлива на радиохимическом заводе, остальная часть – на АЭС. 99% ⁸⁵Кr, ³Т, ¹²⁹I выбрасывается при пере­работке топлива и около 1% – с АЭС.

К основным проблемам радиационной безопасности для окружающей среды при работе ЯТЦ в штатном режиме можно отнести следующие:

1. Возможное увеличение отрицательных последствий за счет сто­хастических эф-фектов, особенно в зонах влияния действующих АЭС.

2. Влияние инертных газов на биоту. Известно, что радиоактивный йод концен-трируется в щитовидной железе, другие изотопы, еще недавно считавшиеся без-вредными, накапливаются в клеточных структурах – хлоропластах, митохондриях, кле-точных мембранах. Их влияние на метаболизм еще не до конца изучено.

3. Нерегулируемый выброс радионуклида криптона-85 в атмосферу от АЭС и предприятий по переработке отработанных ТВЭЛ. Уже сейчас ясна его роль в изменении электропроводности атмосферы и формировании парникового эффекта. Уже сейчас его содержание в миллионы раз превыша­ет содержание в доядерную эпоху и прибывает 5% ежегодно.

4. Накопление в пищевых цепях радиоактивность-излучения Н. Он связывается протоплазмой клеток и тысячекратно накапливается в пищевых цепях. При распаде он превращается в гелий и испускает сильное β-излучение, вызывая генетические нару-шения. Содержание трития в хвое деревьев в районе дислокации АЭС (США) в десят-ки раз выше, чем в удале­нии от них.

5. Накопление углерода-14 в биосфере. Предполагается, что оно ве­дет к резкому замедлению роста деревьев. Такое замедление роста фиксиру­ется на Земле повсемест-но и может быть связано с 25% увеличением содер­жания С в атмосфере по сравнению с доядерной эпохой.

6. Образование трансурановых элементов. Особенно опасным является ²³⁹Рu.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Таким образом, радиоактивные вещества занимают особое место среди загрязняющих окружающую среду агентов. Радиоактивность – самопроизвольное превращение (распад) ядер элементов, приводящее к изменению их атомного номера или массового числа. Радиоактивные вещества испускают α- и β-частицы, γ- и тормозное излучение и нейтроны.

Радиоактивный фон нашей планеты складывается из четырех основ­ных компонентов:

• Излучения от космических источников;

• излучения от рассеянных в окружающей среде первичных радио­нуклидов;

• излучения от естественных радионуклидов, поступающих в окру­жающую среду от производств, не предназначенных непосредст­венно для их получения;

• излучения от искусственных радионуклидов, образованных при ядерных взрывах и вследствие поступления отходов от ядерного топливного цикла и других предприятий, использующих искусст­венные радионуклиды.

Все живые организмы на Земле являются объектами воздействия ио­низирующих излучений. Воздействие ионизирующего излучения на живой организм называется облучением. Результатом облучения являются физико-химические и биологиче­ские изменения в организмах.

Радиационные эффекты облучения людей делят на 3 группы:

• соматические (телесные) эффекты;

• соматико-стохастические ;

• генетические эффекты.

Принципы радиационной безопасности:

1. Не превышать установленного основного дозового предела;

2. Исключить всякое необоснованное облучение;

3. Снижать дозы облучения до возможно низкого уровня.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Бабаев Н.С., Демин В.Ф., Ильин Л.А. и др. Ядерная энергетика: человек и окру-жающая среда. – М.: Энергоатомиздат, 1984. – 235 с.

2. Козлов Ф.В. Справочник по радиационной безопасности. – М.: Энергоатом-издат, 1991. – 352 с.

3. Москалев Ю.И. Отдаленные последствия воздействия ионизирующих излуче-ний. – М.: Медицина, 1991. – 464 с.

4. Радиация: Дозы, эффекты, риск. Пер. с англ. Ю.А.Банникова. – М.: Мир, 1988. – 79 с.

5. Сивинцев Ю.В. Радиация и человек. – М.: Знание, 1987. – 235 с.

Характеристики

Список файлов курсовой работы