Воздействие на окружающую среду предприятий ядерного топливно-энергетического цикла

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

Группа критических органов	ПДД для категории А (персонал)	ПД для категории Б
Все тело, гонады, красный костный мозг	5	0,5
Щитовидная железа, молочная железа, мышцы, печень, почки, селезенка, ЖКТ, легкие, хрусталик	15	1,5
Кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, лодыжки, стопы	30	3

 

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

Нормируемые величины	Дозовые пределы
	Лица из персонала* (группа А)	Лица из населения
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год: в хрусталике, коже**, кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

 

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.

2. Физико-химическая форма радионуклидов: растворимость в воде, размер аэрозольных частиц и т.п.
3. 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.