Основи Радіоекології

Яким повинен бути коефіцієнт послаблення гамма-випромінювання (К) і як довго люди повинні знаходитись в укриттях, визначають такі умови:

Потужність дози гамма-випромінювання на відкритій місцевості в даному пункті на забрудненій території в момент початку опромінення, при цьому за початок опромінення можна приймати дві різні ситуації:

а) для всіх людей, які працюють або проживають на даній території, час початку опромінення визначається часом початку випадання радіоактивних опадів, розрахованих за формулою або визначених дозиметричним приладом;

б) для особистого складу формування громадянської оборони часом початку опромінення є момент входження в зону радіоактивного зараження.

Час початку опромінення. Його необхідно враховувати не просто за часом доби, а з моменту ядерного вибуху, який призводить до забруднення даної території. Про час ядерного вибуху, а також про напрям і швидкість середнього вітру повідомляють органи цивільної оборони. Крім того, яскравий спалах при зриві дуже помітний на багато десятків кілометрів навколо нього, тому час вибуху може бути зафіксований багатьма людьми, які мають годинник. Напрям і швидкість середнього вітру можуть бути визначені за рухом хмар.

Третій фактор, який також є важливим при виборі режиму радіаційного захисту, - це середня добова захищеність (С) людини, яка може бути забезпечена після завершення терміну перебування в укриттях І початку трудової діяльності. Цей фактор потребує врахування того, що сумарна фізична доза опромінення, яка діє на людину, частково накопичується в період перебування його в укритті в залежності від величини С. При довготривалій дії випромінювання необхідно також враховувати наявність відновлювальних процесів в організмі людини.

При радіаційному випромінюванні зараженню, в першу чергу, підлягає шкіра в результаті попадання на неї радіоактивних речовин, при контакті із зараженою поверхнею і через заражений одяг, вражаються незахищені ділянки шкіри. В заходах, спрямованих на виключення радіаційного враження шкірних покривів людей, можна виділити такі основні моменти.

Перебування людей в період випадання радіоактивних речовин в захисних спорудах або житлових і виробничих будівлях може виключити або значно обмежити зараження шкірних покривів людей. Для цього потрібно протягом 23 годин, доки проходить випадання радіоактивних речовин в даному пункті, уникати появи на відкритій місцевості.

Надалі, після закінчення випадання радіоактивних речовин, потрібно, по можливості, уникати появи на вулиці в суху вітряну погоду. Важливо відмітити, що зараження шкірних покривів людей в результаті повторного пилоутворення менш небезпечне ніж перше забруднення місцевості.

Щоб запобігти попаданню радіоактивних речовин на шкірні покриви обличчя потрібно використовувати табельні і найпростіші засоби захисту органів дихання.

Решта шкірних покривів можуть бути захищені табельними засобами захисту шкіри і звичайним побутовим ( виробничим ) одягом, призначеним для цієї мети відповідним чином. Найбільш широко можна використовувати найпростіші засоби захисту шкіри. До них відноситься повсякденний одяг і взуття, які можуть бути пристосовані для захисту шкірних покривів від потрапляння на них радіоактивних речовин. Звичайний одяг людини не створює повної герметичності, особливо в місцях розрізу на грудях, комірця, нижнього краю куртки, штанів і сполучення рукавів з рукавицями.

Щоб забезпечити герметичність, наприклад, по нагрудному розрізі куртки, застосовують нагрудний клапан, виготовлений з будь-якої щільної тканини. Для захисту шиї, відкритих частин голови і створення герметичності в області комірця використовують капюшон. Його виготовляють із щільної бавовняно-паперової або шерстяної тканини. Замість спрощеного капюшона можна застосовувати звичайні хустки, шматки тканин і т. п. Бокові розрізи спортивних і деяких інших видів штанів герметизують вшивними клинами, розташованими під розрізами. Герметичність одягу в місцях з'єднання куртки з штанами, рукавів з рукавицями, нижнього краю штанів з взуттям досягається їх відповідним заправленням.

Правила використання захисного одягу

Людина одягнута в захисний комбінезон або захисний костюм, резинові чоботи, резинові рукавиці і протигаз, повністю ізольована від навколишнього середовища. Внаслідок цього порушується природний теплообмін і при недотриманні правил і термінів перебування в захисній одежі може статись перегрів організму і тепловий удар. Тому для збереження роботоздатності людей захисну одежу необхідно одягати при температурі повітря:

+ 10 оС і вище поверх білизни тіла;

від 0 до + 10 оС на білизну та літний одяг;

від 0 до - 10 оС на білизну і зимній костюм;

нижче - 10 оС на білизну, зимній костюм і ватник.

При роботі в місцевості, яка забруднена радіоактивними речовинами, захисний комбінезон може бути використаний без одягання спеціального захисного одягу.

Встановлені строки перебування в захисному ізолюючому одязі в залежності від температури повітря показані в таблиці 5.3.

Таблиця 5.3 - Допустимі строки безперервної роботи в засобах індивідуального захисту

Температура зовнішнього повітря оС	Без екранізованого комбінезона	З екранізованим комбінезоном
+ 30 і вище	До 20 хв	1,0-1,5 год
+25 +29	До 30 хв	1,5-2 год
+20 +24	До 50 хв	2,0-2,5 год
+15 +19	До 2 год	Понад 3 год
Нижче +15	До 4-5 год	Понад 5 год

Зараження шкіри радіоактивними частинками відбувається за рахунок сил адгезії. Тому дезактивацію шкіри слід проводити за допомогою рідин. В якості дезактивуючих розчинів можна використовувати воду, а також водні розчини миючих засобів. При попаданні радіоактивного пилу в рот, ніс і вуха їх промивають водою або водним розчином марганцівки, при цьому радіоактивні речовини видаляються майже повністю. Якщо радіоактивний пил потрапив на рану, її необхідно декілька разів промити і по можливості викликати кровотечу під струменем води, що буде сприяти найбільш повній дезактивації.

Всмоктування в кров продуктів ядерного поділу залежить від фізико-хімічних властивостей радіоактивного пилу, а останній зумовлений характером ґрунту в районі зриву. При наземному вибуху на силікатних ґрунтах розчинність радіоактивних продуктів в біологічному середовищі складає близько 2%, а при вибухах на карбонатних ґрунтах вона може досягати 80-100%.

Потрапляння в організм певної кількості ядерних поділів за 1 год. після вибуху приблизно в 5 разів менш небезпечно, ніж протягом 1 доби і більше.

Згідно з рекомендаціями Міжнародної комісії з радіаційного захисту в органах дихання затримується 75% із кількості частинок, які знаходяться в повітрі. Із них 62,5% швидко потрапляють в шлунок і тільки 12,5% затримується в легенях. Тому при ядерному вибуху реальна небезпека потрапляння радіоактивних продуктів в органи дихання значно менша ніж небезпека одночасно діючого гамма-випромінювання на забрудненій території.

Вода відкритих водойм забруднюється радіоактивними речовинами. Концентрація радіоактивних продуктів ядерного поділу у воді залежить від розчинності радіоактивних речовин і відношення поверхні водойми до глибини. При вибухах на силікатних ґрунтах розчинність радіоактивних речовин низька, а при вибухах на карбонатних ґрунтах вона може бути майже повною. Якщо вибух стався на силікатних ґрунтах, то вже через кілька годин вода може бути використана для пиття без обмежень. При вибуху на карбонатних ґрунтах необхідно протягом 7-10 діб відмовитись від вживання води з відкритих непроточних водойм. В цьому випадку для пиття можна використовувати ґрунтові води (шахтні або трубчасті криниці, джерела, колонки-копанки на берегах річок і озер).

Основні харчові продукти, які входять в раціон людини за способами забруднення можуть бути умовно розділені на дві категорії:

1) сировина і харчові продукти, виготовлені до ядерного нападу і які зберігаються на складах, в магазинах і особистих запасах населення;

2) місцеві продукти, забруднені випаданням радіоактивних речовин, які треба виготовити або зібрати на території радіоактивного сліду. До них відносяться продукти рослинного (зерно, овочі, фрукти) і тваринного (м'ясо, молоко) походження.

Слід відзначити, що перша категорія може бути джерелом надходження радіоактивних речовин в організм людини, якщо продукти не захищені від радіоактивного пилу. Тому організація захисту запасів продуктами в особливий період є ефективною мірою обмеження або виключення потрапляння продуктів вибуху з їжею.

Для їх захисту необхідно ущільнити віконні і дверні щілини в приміщеннях, які є складами, щільно закрити кришками лари і ящики для зберігання сипких продуктів і завернути в папір власні запаси продуктів.

Найбільш інтенсивно забруднюються продукти, віднесені до другої категорії, оскільки зарання захистити їх від забруднення продуктами вибуху практично неможливо. Неможливо захистити зерно, овочі, фрукти на полях і в садах, а також траву на пасовищах, яка є джерелом потрапляння радіоактивних речовин в організм сільськогосподарських тварин і забруднення отриманої від них продукції (м'ясо, молоко).

Джерелом проникнення радіоактивних речовин в м'ясомолочну продукцію є рослинність пасовищ. На ній осідає радіоактивний пил діаметром менше 50 мкм.

Проведені дослідниками роботи показали, що поглинуті дози в щитовидній залозі дорослої людини, яка вживає свіже молоко, можуть дорівнювати або бути вищими доз зовнішнього гамма-опромінення. Враховуючи, що у дітей вага щитовидної залози приблизно в 10 разів менша ніж у дорослого, а кількість вживаного молока майже таке ж, тканинні дози опромінення цього органа у даної категорії населення можуть сягати порядку кількох тисяч рад. Тому питання про захист людей і особливо дитячого населення від внутрішнього опромінення радіоактивним йодом при вживанні молока набуває важливого значення в системі протирадіаційного захисту. Із всього комплексу заходів протирадіаційного захисту дітей можна рекомендувати:

1. Відмову від вживання свіжого молока протягом принаймні двох найближчих тижнів після ядерного вибуху;

2. Переведення молочно-продуктивного скоту на стійлове утримання з використанням для годівлі тварин сіна і силосу, заготовлених до ядерного удару і захищених від РВ;

3. Заміну свіжого молока концентрованим (згущеним, порошковим) на 2-3 тижні;

4. Прийом таблеток йодистого калію, які забезпечують різке зменшення (в 50-100 разів) надходження радіоактивного йоду в щитовидну залозу і прискорення виведення його з організму. Слід відзначити, профілактика йодом є одним із найбільш ефективних, простих і рентабельних способів захисту організму людини від внутрішнього опромінення радіоактивним йодом.

Характеристика медичних засобів індивідуального захисту

Медичні засоби індивідуального захисту - медичні препарати, матеріальні і спеціальні засоби, які призначені для використання в надзвичайних ситуаціях з метою попередження ураження чи зниження ефекту впливу вражаючих факторів та профілактики ускладнень.

До медичних засобів захисту відносяться: радіозахисні, знеболювальні протибактеріологічні препарати, медичні рецептури. До радіозахисних препаратів відносяться:

радіопротектори;

комплексони;

адаптогени;

адсорбенти;

антигеморагічні засоби і стимулятори кровотворення;

стимулятори центральної нервової системи.

Радіопротектори - профілактичні лікарські засоби, які знижують рівень променевого ураження. Вони можуть представляти собою одну речовину або комбінацію кількох лікарських препаратів. У деяких радіопротекторів ступінь ефективності (фактор зменшення дози) рівний 1,2-2.

Комплексони - препарати, які прискорюють виведення радіоактивних речовин з організму (ЕДТА, гетацин-кальцій, унітіол).

В якості комплексонів застосовують солі органічних кислот (лимонної, молочної, оцетної), а також унітіол, який прискорює виведення з організму радіоактивних ізотопів урану, полонію.

3. Адаптогени - препарати, які підвищують загальний опір організму до різних несприятливих факторів, в тому числі і до радіації. До них відносяться: елеутерокок, женьшень, китайський лимонник, дібазол, ехінацея пурпурна.

4. Адсорбенти - речовини, які здатні захоплювати на свою поверхню радіоактивні та інші шкідливі речовини і разом з ними вони виводяться з організму. В якості адсорбентів можуть використовуватися активоване вугілля, адсорбат, вакоцит та ін.

5. Антигеморагічні засоби і стимулятори кровотворення використовуються тільки при наданні лікарської допомоги і лікуванні в стаціонарах. До антигеморагічних засобів відносяться желатина, серотонін, які використовуються у вигляді розчинів. До стимуляторів кровотворення - лейкоцетин, лейкоген, пентоксил, які виготовляються у вигляді пігулок.

6. Стимулятори центральної нервової системи використовуються для надання лікарської допомоги і лікування уражених. До них відносяться: індопан в пігулках по 0,005 - 0,1 г і бемегрид у вигляді 5% розчину для внутрішнього введення.

7. Антиоксиданти - антиокислювачі, що забезпечують захист організму від вільних радикалів (вітаміни А, С, Е).

Захист від бактеріальних (біологічних) речовин ураження складається з двох напрямів: загальної екстреної (антибіо-тикопрофілактика) і спеціальної екстреної профілактики інфекційних захворювань.

Спеціальна екстрена профілактика передбачає імунізацію населення (проведення щеплень) бактеріальними препаратами (вакцини, анатоксини), використання препаратів, які здійснюють етіотропну дію на збудника певної виявленої інфекції.

Укриття людей у захисних спорудах

Одним із основних засобів захисту населення при НС мирного та воєнного часів є укриття людей у захисних спорудах, розташованих за місцем проживання, роботи та навчання.

Захисні споруди залежно від властивостей розподіляються на:

сховища;

протирадіаційні укриття (ПРУ);

простіші укриття.

Сховищами називають інженерні споруди матричного зразка, які забезпечують надійний захист людей від уражальних факторів ядерного вибуху, отруйних речовин, бактеріальних засобів, а також високих температур і обвалів будівель.

Сховища можуть бути вбудовані під будинками (у підвалах) і побудовані поза ними. Сховище складається з основних та допоміжних приміщень. До основних відносяться приміщення для людей, тамбури, шлюзи. Допоміжними вважаються фільтровентиляційні установки, системи водопостачання, освітлення, опалення, санітарні кімнати. Повітря у сховища постачається за допомогою фільтровентиляційних установок (ФВУ), які працюють у трьох режимах роботах.

Режим чистої вентиляції - зовнішнє повітря очищається від радіоактивного пилу.

Режим фільтровентиляції - окрім радіоактивного пилу, повітря також очищається від ОР та БЗ.

Режим повної ізоляції із регенерацією внутрішнього повітря - очищення повітря від вуглекислого газу та забезпечення його киснем.

Протирадіаційні укриття (ПРУ) - призначені для захисту людей від зовнішнього гамма-випромінювання та безпосереднього попадання радіоактивного пилу в органи дихання людини, на шкіру та одяг, а також від світлового випромінювання ядерного вибуху.

Найпростіші укриття-щілини викопують на глибину до 180-200 см, шириною 100-120 см, по дну-80 см, із входом під кутом 90 градусів до поздовжньої осі. Довжина визначається з розрахунку 0,5 м на одну особу. Щілина може бути відкритою або перекритою.

Перекриті щілини - це вдосконалені щілини, обладнанні перекриттям із дерев'яних колод довжиною 240 см, боки яких обшиваються дошками. На перекриття насипається 50-60см землі.

Захисні властивості місцевості залежать від її рельєфу, форм місцевих предметів та їхнього розташування щодо осередку вибуху. Кращий захист забезпечують вузькі, глибокі яри. Височини із крутими схилами, земляні насипи, котловани, копри є добрим захистом від впливу уражальних факторів ядерного вибуху.

Таблиця 5.4 - Товщина шару половинного ослаблення радіації для різних матеріалів

Матеріал	Щільність, г/см3	Товщина слою, см
		Випромінювання проникаючої радіації	Випромінювання радіоактивного ураження	нейтронів
Вода	1	23	13	2,7
Деревина	0,7	33	18,5	9,7
Грунт	1,6	14,4	8,1	12
Цегла	1,6	14,4	8,1	9,1
Бетон	2,3	10	5,7	12
Глина	2,06	11	6,3	8,3
Вапняк	2,7	8,5	4,8	6,1
Лід	0,9	26	14,5	3
Сталь, залізо	7,8	3	1,7	11,5
Свинець	11,3	2	1,2	12

5.5 Проблема утилізації радіоактивних відходів

Щорічне виробництво продуктів ділення одними тільки атомними електростанціями за рівнем радіоактивності приблизно вдвічі більше сумарної кількості речовин, що діляться у всіх океанах Землі. Якщо всі радіоактивні відходи з атомних електростанцій видаляти розчиненням у воді, то треба було б 7,8Ч1020 л води в рік, щоб розчинити продукти поділу тільки з атомних реакторів [23].

Джерела радіоактивних відходів. З метою правильної обробки радіоактивні відходи звичайно підрозділяються на відходи низького, високого і проміжного рівнів радіоактивності.

Відходи низького рівня радіоактивності. Створюється багато низькорадіоактивних відходів, що підлягають видаленню, на заводах з переробки уранової руди, у дослідницьких лабораторіях, у системах охолодження і промивання атомних реакторів, у лікарнях, відходоспалювальних печах і системах вентиляції будинків. Забруднення цього типу звичайно є легким, однак обсяг забруднених відходів дуже великий.

Відходи високого рівня радіоактивності. Високорадіоактивні відходи являють собою використане («відпрацьоване») паливо з ядерних реакторів, а також агресивні рідини, що залишаються після переробки такого палива з метою витягу плутонію й урану. Обсяг високорадіоактивних відходів відносно малий, але велика їхня частина залишається радіоактивною протягом довгого часу.

Відходи проміжного рівня радіоактивності. До цієї категорії відносяться різноманітні типи відходів, що не попадають у жодну з двох категорій, відзначених вище. Вона включає конструктивні вузли реакторів, матеріали, сильно забруднене устаткування і стоки.

Характеристики радіоактивних відходів. Фізичний стан. Відходи, що викидаються, можуть бути газами чи частинками, зваженими в повітрі у формі аерозолів. Тверді частинки викидаються у вигляді пилу чи диму; рідкі частинки звичайно утворюють туман. Повітряні потоки, що переносять ці аерозолі чи гази, підлягають очищенню перед викидом в атмосферу.

Тверді радіоактивні відходи можуть виникати в результаті видобутку і переробки радіоактивних руд, виробництва ядерних палив, діяльності лабораторій і механічної обробки матеріалів на заводах з виробництва палив. Фізичні і хімічні процеси очищення повітря й обробки рідин дають напіврідкі відходи і концентрати. Радіоактивне забруднення устаткування і робочих тіл відбувається при всіх зазначених типах робіт, і забруднені матеріали повинні бути перероблені чи вилучені.

Радіація і розпад. Радіація, що існує на смітниках радіоактивних відходів, викликається розпадом атомів радіоактивних речовин, що є присутнім у відходах. Зіткнення продукту розпаду з атомом у повітрі, тілі людини чи матеріалі призводить до вибивання електрона, так що утворюється позитивно заряджений атом. Вибитий електрон може приєднатися до іншого атома, зарядивши його негативно. Заряджені в такий спосіб атоми, названі іонами, можуть порушити рівновагу в тканинах тіла і викликати руйнування клітин. Радіоактивні ізотопи деяких елементів мають період піврозпаду, що вимірюється лише секундами, з іншого боку, ізотоп вуглецю-14, широко використовуваний у біологічних дослідженнях, має період напіврозпаду 5568 років.

Безумовно, інженери, що займаються переробкою радіоактивних відходів, повинні забезпечити захист для сотень майбутніх поколінь і скласти докладний опис місць і методів переробки довгоіснуючих відходів.

Продукти поділу реакторних палив. У будь-якому реакторному паливі утворюються сотні продуктів поділу, і їхні періоди напіврозпаду мають значення від секунд до тисяч років. При видаленні таких відходів особливу увагу треба приділяти довгоіснуючим продуктам поділу, зокрема ізотопу стронцію-90 і ізотопу цезію-137, що небезпечні для живих тканин.

Методи видалення і переробки. Газоподібні відходи. Оскільки радіоактивні матеріали в повітрі і газах вкрай небезпечні, для очищення несучого їх повітряного потоку потрібно використовувати високоефективну систему. Граничну обережність варто виявляти при видаленні забрудненого очисника і матеріалів, що добуваються з нього. Гази, які забруднюють атмосферу, можуть являти собою, наприклад, ізотоп аргону-41 у вихідному з атомних реакторів повітряному потоці чи корозійно-активні гази, що містять пари кислот, які утворяться в процесах добування металів, використовуваних у виробництві ядерних палив. Інертні гази, зокрема аргон, звичайно викидаються через димарі великої висоти і розсіюються в атмосфері.

Для обробки розчинних чи хімічно активних газів, що містять радіоактивні елементи чи сполуки, можна застосовувати газоабсорбційні методи, у тому числі насадкові колони, тверді абсорбенти і реакції типу «тверда речовина - газ». Радіоактивні частинки чи аерозолі можна видаляти за допомогою звичайного устаткування для повітря- і газоочищення. Очищений газ може випускатися в атмосферу, однак добуті з нього матеріали стають рідкими чи твердими відходами, що підлягають видаленню іншими методами.

Рідкі відходи Радіоактивні речовини, розчинені в воді чи інших рідинах, можна видалити методами хімічного осадження. Так, радіоактивний стронцій швидко видаляється шляхом додавання нерадіоактивного стронцію як носія або шляхом додавання барію і свинцю. Низькорадіоактивні відходи, що містять колоїдні і зважені частинки твердих матеріалів, можна очистити звичайними методами водоочищення, використовуючи коагулянти, глину і поліелектроліти. Фільтрування потоку рідини підвищує ступінь очищення.

Розчинні радіоактивні відходи можна обробляти іонообмінними смолами, аніонними або катіонними, чи за допомогою повної демінералізації. Необхідне попереднє очищення рідких відходів перед введенням їх у іонообмінювачі з метою видалення всіх частинок, що могли б покрити шар смоли. Можна також використовувати абсорбційні властивості глини для добування радіоактивних катіонів з рідких відходів, що зливаються в ґрунт. Видалення смол, що відпрацювали, і глин - проблема видалення твердих відходів (див. нижче). Звичайно відпрацьовані смоли спалюються для концентрування радіоактивних матеріалів у золі чи ж підлягають похованню. Забруднені глини можна ствердити шляхом випалу.

Випарювання - найбільш ефективний спосіб розподілу радіоактивних відходів на дві фракції:

високорадіоактивну густу масу і незабруднену рідину. З цією метою використовувалися перегінні куби, паровий стиск і випарники вибухового скипання. Повідомлялося про досягнення коефіцієнтів очищення вище 106.

Процеси біохімічної обробки мають обмежене застосування, оскільки більшість радіоактивних матеріалів - неорганічні речовини. Мікроорганізми можуть концентрувати тільки ті радіоактивні речовини, якими вони харчуються. Осідання радіоактивних матеріалів на металевих деталях каналізаційної мережі будинків може становити небезпеку для робочого персоналу лабораторій і лікарень. Для очищення таких мереж, забруднених низькоактивними радіоізотопами, звичайно використовуються кислотні чи лужні розчини.

Скидання низькорадіоактивних рідких відходів у навколишнє середовище ввійшло в практику радіоізотопних лабораторій. Ви-сокорадіоактивні рідкі відходи треба зберігати протягом багатьох літ, а можливо, і століть. Контейнери з відходами зберігаються під землею, щоб запобігти скипанню рідини в результаті виділення тепла при розпаді радіоактивних речовин, що містяться в них. Поховання рідких відходів низького і проміжного рівнів радіоактивності в землю можливе при певних кліматичних і геологічних умовах. Рідкі відходи дотепер зливалися в землю через спеціальні колодязі, канави і земляні відстійники. Багато продуктів ділення адсорбується на ґрунтах. В даний час досліджується можливість поховання високорадіоактивних рідких відходів у природній і штучній підземній порожнечах, у підземних або підводних порожнинах граніту, мерзлій глині чи соляних шахтах і куполах.

Тверді відходи. Такі відходи можуть видалятися шляхом поховання, спалювання чи переплавляння (у випадку металевих відходів). Місця поховання для видалення забруднених твердих відходів і брухту є в різних регіонах США і Росії, а також у Франції, Німеччині, Бельгії, Швеції й інших країнах. Поховання відбувається в котлованах чи порожнечах з покриттям землею або бетоном. На вибір місця поховання впливають рельєф місцевості, геологічна будівля шарів, ґрунтові, гідрологічні і метеорологічні характеристики і можливості доставки.

Лабораторні роботи можуть породити великі кількості забруднених відходів, що спалюються, серед яких фільтрувальний папір, який абсорбує матеріали, одяг, рукавички, ганчірки, дерев'яні предмети. Обсяг таких твердих відходів може бути зменшений шляхом спалювання, причому зола і леткі радіоактивні речовини видаляються окремо. Спалювання горючих відходів буде використовуватися і надалі як важливий метод видалення.

Переробка уранової руди й інші процеси в атомній промисловості ведуть до появи великої кількості забрудненого чавунного і сталевого устаткування. Такі матеріали можуть бути знову використані: при переплавлянні уран виводиться зі шлаком і вже не представляє небезпеки для здоров'я.

Комплексна програма поводження з радіоактивними відходами (РАВ)

Загальну координацію робіт, пов'язаних з виробленням єдиних підходів щодо реалізації державної політики у сфері поводження з РАВ, здійснює Міжвідомча комісія з питань виконання Комплексної програми поводження з радіоактивними відходами відповідно до Закону України „Про поводження з радіоактивними відходами” (255/95 - ВР).

1. Поводження з радіоактивними відходами АЕС.

Система поводження з РАВ АЕС повинна складатися із:

підсистеми попередньої переробки на АЕС;

підсистеми глибокої переробки РАВ на центральному підприємстві переробки РАВ до стану, придатного для довготривалого зберігання та захоронення.

На АЕС доцільно виконувати такі заходи щодо поводження з РАВ:

для рідких відходів - забезпечення збирання і випаровування, виділення та висушування відпрацьованих іонітів, мулів та шламів, контейнерне зберігання;

для твердих відходів - забезпечення збирання, сортування з технологічними та радіаційними ознаками, фрагментування довговимірних РАВ, компактування, контейнерне зберігання.

На центральному підприємстві переробки РАВ доцільно виконувати заходи щодо компактування, спалення, цементування, кондиціонування, тимчасового зберігання, переплавлення радіоактивного металу.

2. Поводження з РАВ, що утворилися в процесі поточної експлуатації об'єкта „Укриття”.

Об'єкт „Укриття” за своїм статусом являє собою зруйнований за проектною аварією четвертий блок Чорнобильської АЕС, на якому виконано першочергові заходи для зменшення наслідків аварії та продовжуються роботи з контролю за станом ядерної та радіаційної безпеки. Об'єкт є тимчасовою системою локалізації ядерного палива та інших радіоактивних матеріалів з невизначеним рівнем ядерної та радіаційної безпеки.

У процесі поточної експлуатації об'єкта „Укриття” утворюються тверді та рідкі РАВ. Тверді РАВ утворюються в результаті дезактивації приміщень, демонтування обладнання і видалення напливів бетону, будівельно-монтажних та дезактиваційних робіт, пов'язаних з підтриманням санітарно-гігієнічного режиму. Загальна схема поводження з твердими РАВ включає в себе збирання, кондиціювання, сортування, тимчасове зберігання в контейнерах-збірниках, транспортування до центрального підприємства переробки РАВ для доведення РАВ до стану, придатного до захоронення. Рідкі РАВ утворюються внаслідок атмосферних опадів, конденсації вологи та технологічних розчинів. Система збирання і вилучення рідких РАВ, що транспортуються до хімічного цеху Чорнобильської АЕС на переробку, не повною мірою укомплектована контрольно-вимірювальними приладами, засобами сигналізації та автоматики.

Перетворення об'єкта „Укриття” в екологічно безпечну систему передбачає:

- здійснення комплексу заходів, спрямованих на зменшення ймовірності реалізації його потенційної небезпеки, з переведенням об'єкта в контрольований стан;

- спорудження нової локалізуючої оболонки, що відповідатиме нормам і правилам безпеки робіт з переробки та видалення з об'єкта паливовмістких мас і радіоактивних матеріалів;

- переробка паливовмістких мас і радіоактивних матеріалів з подальшим видаленням та захороненням у сховищах РАВ.

3. Поводження з РАВ на підприємствах уранодобувної та переробної промисловості:

- мінімізація обсягів РАВ, які складаються на поверхні;

- комплексне використання відходів для внутрішніх потреб;

- обов'язкове очищення рідких РАВ;

- визначення та здійснення заходів щодо гарантованої ізоляції міць захоронення РАВ з обов'язковим довготерміновим моніторингом довкілля;

- реабілітація забруднених територій підприємствами уранодобувної та переробної промисловості;

- реконструкція та рекультивація хвостосховищ РАВ.

- реконструкція хвостосховища „балка Щербаківська”.

4. Поводження з РАВ, що утворюються на промислових підприємствах, наукових і медичних закладах.

Роботи, пов'язані із збиранням, транспортуванням та захороненням низько- і середньоактивних твердих та рідких РАВ і відпрацьованих джерел іонізуючого випромінювання з усіх вітчизняних підприємств, установ та організацій виконуються об'єднанням „Радон”, у складі якого діють шість державних міжобласних спеціалізованих комбінатів: Київський, Харківський, Одеський, Львівський, Дніпропетровський і Донецький, а також державне спеціалізоване підприємство „Техноцентр”.

Основними завданнями поводження з РАВ на державних міжобласних спеціалізованих комбінатах об'єднання „Радон” є:

забезпечення збирання та зберігання РАВ і зведення до мінімуму ймовірності негативного впливу заборонених РАВ та тих, що тимчасово зберігаються, на довкілля;

підвищення ефективності та виробничої діяльності цих комбінатів, включаючи забезпечення радіаційної безпеки під час проведення робіт.

Міжнародне співробітництво

Міжнародне співробітництво у сфері поводження з РАВ, що здійснюються відповідно до норм міжнародного права і на основі взаємодопомоги та широкого обміну досвідом з іншими державами, міжнародними організаціями та науковими установами, які працюють у сфері поводження з РАВ, спрямовуються на забезпечення:

експорту та імпорту технологій у сфері поводження з РАВ;

виконання спільних програм науково-дослідних робіт з підвищення безпеки у процесі поводження з РАВ;

використання міжнародного досвіду для створення ефективної національної системи поводження з РАВ;

оповіщення населення у разі виникнення радіаційної аварії, яка може призвести до транскордонного перенесення РАВ;

надання допомоги при ліквідації наслідків радіаційних аварій.

КОНТРОЛЬНІ ЗАПИТАННЯ ДЛЯ ПЕРЕВІРКИ ЗНАНЬ

Основні завдання і напрямки роботи санітарно-епідеміологічної служби України в галузі радіаційної гігієни.

Назвіть методи зниження радононебезпеки.

Охарактеризуйте заходи щодо зменшення іонізуючого випромінювання природними радіонуклідами.

Дайте характеристику організаційно-технологічним заходам щодо зниження радіаційної небезпеки при розробці проектних рішень.

Проаналізуйте організаційно-технологічні заходи для зменшення радононебезпеки в період проектування та експлуатації будівель.

Наведіть методику оцінки ефективності впровадження організаційно-технологічних протирадіаційних заходів.

Наведіть та охарактеризуйте кібернетичну модель системи організаційно-технологічних та економічних факторів, що впливають на радіаційну якість будівництва.

Дайте означення поняттям „Радіаційна аварія”, „Аварії з викидом радіоактивних речовин”.

Що слід пам'ятати населенню, яке проживає на території радіоактивного забруднення?

Що відноситься до основних положень, які визначають характер захисту від зовнішнього гамма-випромінювання на забрудненій території?

Перші дії в разі ядерного вибуху.

Які основні фактори є важливими при виборі режиму радіаційного захисту?

Правила використання захисного одягу.

Дайте характеристику медичним засобам індивідуального захисту.

Наведіть джерела радіоактивних відходів.

Охарактеризуйте фізичний стан РАВ.

Наведіть основні принципи поводження з радіоактивними відходами АЕС, з РАВ, що утворилися в процесі поточної експлуатації об'єкта „Укриття”, з РАВ, що утворюються на промислових підприємствах, наукових і медичних закладах, з РАВ на підприємствах уранодобувної та переробної промисловості.



Тести

Термін радіоактивність, ким і коли був відкритий:

а) 1896 році Беккерелем;

б) 1898 році Л'ером Кюрі;

в) в ХІХ столітті Марією Кюрі.

3. Склад атома:

а) електрони, протони;

б) ядро, електрони;

в) протони, нейтрони.

Що таке б - випромінювання:

а) випускання ядром двох протонів, двох нейтронів;

б) один нейтрон перетворюється в протон;

в) викид чистої енергії.

Поглинена доза:

а) еквівалентна доза, помножена на коефіцієнт, який враховує різну чутливість різних тканин до опромінення;

б) енергія іонізуючого опромінення, яка поглинена одиницею маси опроміненого тіла;

в) доза, помножена на коефіцієнт, який відображає здатність даного виду випромінювання пошкоджувати тканини організму.

6. Розшифруйте ГЗД:

а) генетично значна еквівалентна доза;

б) генетична забезпечена доза;

в) генетично отримана значна колективна доза.

7. Найбільш небезпечними радіонуклідами від ядерних вибухів є:

а) вуглець-14, радій-226, цирконій-95, цезій-137;

б) цезій-137, вуглець-14, цирконій-95, стронцій-90;

в) вуглець-14, калій-40, стронцій-90, цезій-137.

8. Які типи реакторів є найбільш розповсюдженими в країнах СНГ:

а) водографітові канальні реактори;

б) водо-водяні штучні реактори;

в) водо-водяні реактори з водою під тиском.

9. Протягом року після вибуху на АЕС населення отримує:

а) 30 % всієї дози;

б) 90 % всієї дози;

в) 95 % всієї дози.

10. Скільки є груп критичних органів за їх чутливістю до радіації:

а) три;

б) чотири;

в) п'ять.

11. Який радіонуклід має найдовший період піврозпаду:

а) вуглець-14;

б) цезій-137;

в) стронцій-90.

12.Одиниці вимірювання радону-222:

а) Бк/м3;

б) Бк/кг;

в) Грей.

13. Який найбільш розповсюджений метод вимірювання ЕРОА радону-222:

а) метод трекової дозиметрії;

б) безперервного прокачування повітря;

в) метод пасивної сорбції.

14. Що використовується в якості детектора в трековому радонометрі:

а) нітратоцелюлозна плівка;

б) напівпровідниковий детектор;

в) активоване вугілля.

15. Нормативне значення концентрації радону-222 в повітрі: приміщення:

а) 30 Бк/м3;

б) 50 Бк/м3;

в) 75 Бк/м3.

16. Скільки є класів будівельних матеріалів та сировини за вмістом: природних радіонуклідів:

а) 3;

б) 4;

в) 5.

17. До першого класу відносяться будівельні матеріали та сировина з питомою сумарною активністю природних радіонуклідів:

а) до 470 Бк/м3;

б) до 370 Бк/м3;

в) до 270 Бк/м3.

18. Найбільш розповсюдженим методом вимірювання потужності поглиненої дози гамма-випромінювання є:

а) радіохімічний метод;

б) радіметричний метод;

в) гамма-спектрометричний метод.

19. ППД гамма-випромінювання в приміщеннях, що здаються в експлуатацію, не повинен перевищувати:

а) 30 мкР/год;

б) 50 мкР/год;

в) 40 мкР/год.

20. Система „Систематичного радіаційного обстеження” передбачає:

а) вхідний контроль, контроль в процесі виробництва;

б) вхідний контроль, контроль в процесі виробництва, остаточний контроль;

в) вхідний контроль, контроль в процесі виробництва, остаточний контроль, контроль рівнів.

21. Одиниці вимірювання ефективної еквівалентної дози:

а) Гр.;

б) Зв;

в) люд-Зв.

22. На базі якої дози розраховується еквівалентна доза:

а) на базі поглиненої дози;

б) на базі ефективної еквівалентної дози;

в) на базі колективної ефективної еквівалентної дози.

23. Який вид випромінювання найбільш небезпечний:

а) б -випромінювання;

б) в-випромінювання;

в) г-випромінювання.

24. Що таке в-випромінювання:

а) випускання ядром двох протонів, двох нейтронів;

б) один нейтрон перетворюється в протон;

в) викид чистої енергії.

25. Що таке радон:

а) рідина;

б) газ;

в) тверда гранітна порода.

26. Період розпаду радону:

а) 3, 8 року;

б) 3, 8 доби;

в) 3,8 години.

27. Джерела надходження радону в приміщення:

а) скло;

б) електроенергія;

в) будівельні матеріали.

28. Де ймовірність накопичення радону-222 більша:

а) на першому поверсі;

б) в підвальному приміщенні;

в) на другому поверсі.

29. Продуктом розпаду якого ізотопу є радон:

а) радія-226;

б) калія-40;

в) паладія.

30. Розшифруйте ГЗД:

а) генетично значна еквівалентна доза;

б) генетична забезпечена доза;

в) генетично отримана значна колективна доза.

31. Який фактор більше впливає на підвищену концентрацію радону в приміщенні на території України:

а) особливості поведінки населення;

б) геологічні особливості території;

в) кліматичні аспекти.

32. Як визначається величина ГЗД

а) ймовірність того, що пацієнт в майбутньому буде мати дітей

б) дозою опроміненні всіх органів тіла

в) сумарною дозою опромінення за визначений період

33. На скільки груп поділяються екологічні карти за терміном періодичності:

а) на 3;

б) на 4;

в) на 5.

34. Через який період повинні перевидаватися карти катастрофічних ситуацій:

а) від одного дня до місяця;

б) через 2-5 років;

в) через 5-10 років.

35. Який масштаб мають великомасштабні карти:

а) 1:50000;

б) 1:500000;

в) 1:1000000.

36. Що таке імпактний моніторинг:

а) спостереження на недоторканих ділянках біосфери;

б) спостереження за природними явищами на особливо небезпечних територіях

в) спостереження з літаків.

37. Який масштаб мають детальні екологічні карти:

а) 1:200000;

б) 1:20000;

в) 1:50000.

Як називається захисна споруда, яка викопується на глибину до 180-200 см, по дну - 80 см, із входом під кутом 90 градусів до поздовжньої осі:

а) сховища;

б) протирадіаційні укриття;

в) найпростіші укриття.



Література

1. Авдєєв С.Г., Бабюк Т.І. Лекції з фізики (ядерна фізика і радіаційна екологія). Кура лекцій - Вінниця: ВНТУ, 2004. - 131 с.

2. Бiлявський Г.О., Падун М.М., Фурдуй Р.С. Основи загальної екології: Підручник 2-е вид., зі змiнами.- К.: Либідь, 1995. - 368 с.

3. Бобильова О.О. Підсумки та основні завдання і напрямки роботи санітарно-епідеміологічної служби України в галузі радіаційної гігієни// Сборник “Гигиена населенных мест.- Киев, 2000. - № 36.- С.3 - 8.

4. Бондарчук В.Г. Геологiчна будова Української РСР.- Київ:"Радянська школа", 1963. - 376 с.

5. Виноградов Ю.А. Ионизирующая радиация: обнаружение, контроль, защита. - М.: СОЛОН - Р, 2002. - 224 с.

6. Григорьев Ю.Г. Памятка населению по радиационной безопасности/ Ядерное общество СССР. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 16 с., ил.

7. Гусаров И.И., Панфилов Н.П. Радоновые лаборатории, отделение радонотерапии. Санитарные правила устройства, оборудования и эксплуатации. - М.: МИР, 1988. - 66 с.

8. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере. Справочник. - М.: Энергоатомиздат, 1986. - 224 с.

9. ДБН А.3.1-3-94 Прийняття в експлуатацію закінчених будівництвом об'єктів. Основні положення. - К.: Держкоммiстобудування України, 1994. - 65 с.

10. Державні будівельні норми України. Система норм та правил зниження рівня іонізуючих випромінювань природних радiонуклiдiв в будівництві. ДБН В.1.4-0.01-97, ДБН В.1.4-0.02-97, ДБН В. 1.4-1.01-97, ДБН В.1.4-2.01-97.- Київ: Держкоммістобудування України, 1997 - 100 с.

11. Закон України "Про охорону атмосферного повітря". - К.: 1992.-8 с.

12. Иванов В.И. Курс дозиметрии: Учебник для вузов. - 4-е изд., перераб. и доп. -М.: Энергоатомиздат, 1988. - 400 с.

13. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. - 4-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1991. - 352 с.

14. Константінов М.П. Журбенко О.А. Радіаційна безпека. Навчальний посібник. - Суми: Університетська книга, 2002. - 151 с.

15. Конституція України. - К.: 1996. - 10 с.

16. Коротка медична енциклопедія. В 2- х томах/ Під ред.. академіка РАМН В.І. Покровського. - М.: НВО “Медична енциклопедія”, “Крон- Прес”, 1994. - Т. 1.

17. Крисюк Э.М. Радиационный фон помещений. - М.: Энергоиздат, 1989. - 120 с.

18. Лялюк О.Г. Управління проектами зменшення радононебезпеки в будівництві. Монографія. - Вінниця: УНІВЕРСУМ - Вінниця, 2003.-139 с.

19. Лялюк О.Г., Ратушняк Г.С. Монiторинг атмосферного повітря.: Навчальний посiбник. - Вiнниця: ВДТУ, 1998. - 94 с.

20. Лялюк О.Г., Ратушняк Г.С. Монiторинг довкілля.: Навчальний посiбник. - Вiнниця: ВДТУ, 2004. - 140 с.

21. Маргуліс У.Я. Атомна енергія і радіаційна безпека. - М.: Энергоатомиздат, 1988.

22. Озиранер С.Н. Радиоактивные изотопы и их применение. - М.: Знание, 1974. -62 с.

23. Охрана окружающей среды при обезвреживании радиоактивных отходов/ И.А. Соболев, И.П. Коренков, Л.М. Хомчик, Л.М. Проказова. - М.: Энергоатомиздат, 1991. - 352 с.

24. Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97). Державні гігієнічні нормативи, ДГН 6.6.1.-6.5-001-98. - Київ, 1998. -135 с.

25. Посібник до ДБН В.1.4.-2.01-97 "Система норм та правил зниження рівня іонізуючих випромінювань природних радіонуклідів в будівництві. Радiацiйний контроль будівельних матеріалів та об'єктів будівництва" -Київ: Укрархбудiнформ, 1997. - 101 с.

26. Радиация. Дозы, эффекты, риск. Пер. с англ.-М.: Мир, Р15, 1990. - 79 с.

27. Радиоактивность строительных материалов / А.В. Горицкий, Т. М. Лихтарева, И.П. Лось, В.П. Сабалдырь. - К.: Будівельник, 1990.-40 с.

28. Сердюк В.Р. Радіаційна небезпека для населення. - Вінниця: Континент - ПРИМ, 1997. - 23 с.

29. Сердюк В.Р., Лялюк О.Г. Органiзаційно-технологiчне забезпечення зниження радiацiйної небезпеки в будівництві.: Навчальний посiбник. -Вiнниця: ВДТУ, 1999. - 74 с.

30. Сердюк В.Р., Ратушняк О.Г., Наконечна О.В. Особливостi радiацiйного фактору в процесi будівництва житла в Українi // Вiсник ВПI.-1995.- № 2. - С.17-20 : ил.2.

31. Серкиз Я.И., Пинчук В.Г., Баравой В.А. Радиобиологические аспекты аварии на ЧАЭС (отв.ред. Баравой).- К.: Наукова думка, 1992. -172 с.

32. Універсальний довідник школяра. - Тернопіль: навчальна книга - Богдан, 2003. - 1520 c.

33. Ушацький С.А., Поколенко В.О., Броневицький С.П. Методика комплексної оцінки сумарної дії факторів радіаційного забруднення на об'єктах промислового та цивільного будівництва України - К.: КДТУБА, 1995. - 17 с.

34. Чайка В.Є, Чайка В.В. Екологія. - В.: „Книга-Вега”, 2002. - 408 с.; іл.

35. “Чорнобиль: після аварійна програма будівництва”. Монографія. - К.: “Іван Федотов”, 1998. - 456 с.

36. Холл Э.Дж. Радиация и жизнь: пер.с англ. - М.: Медицина, 1989. - 256 с.

Размещено на Allbest.ru