Повна версія

Головна arrow Екологія arrow ЕКОЛОГІЧНИЙ МОНІТОРИНГ

  • Увеличить шрифт
  • Уменьшить шрифт


<<   ЗМІСТ   >>

РАДІАЦІЙНИЙ ЕКОЛОГІЧНИЙ МОНІТОРИНГ

Радіаційна безпека - складова частина загальної техніки безпеки, що забезпечує безпечні умови праці персоналу та населення при використанні різних джерел іонізуючих випромінювань.

Радіоактивні елементи поширені в природі в незначних кількостях. Майже всі природні радіоактивні елементи є ізотопами важких елементів з атомним номером більше 81. Вони містяться в твердих породах земної кори, в воді, повітрі, а також в рослинних і тваринних організмах, в які вони потрапляють з ОС (табл. 10.6).

Таблиця 10.6

Природні радіонукліди земної кори

елемент

ізотопний склад

калій

33 До 93,31%

«До 0,01%

торій

232 Th 100%

уран

2: M U 0,0055%

233 U 0,71%

239 U 99,28%

В даний час відомі три природно-радіоактивних сімейства: урану - радію 2 || U - Ra, торію 2 ;] ц Th і актинія 2 i] ij Ас.

У земній атмосфері під дією космічних променів утворюються природні космогенні радіонукліди 3 Н, 7 Ве, 14 С і 22 Na, які є джерелами внутрішнього і зовнішнього опромінення населення.

Природні радіонукліди надають наступну дію на організм людини (табл. 10.7).

Таблиця 10.7

Середні дози опромінення дорослого населення Землі від різних природних джерел

джерело

Річна ефективна доза, мЗв

Середня

типовий діапазон

космічне випромінювання

0,39

0,3-1,0

терригенного випромінювання

0,48

0,3-0,6

інгаляція

1,26

0,2-10

Надходження з їжею

0,29

0,2-0,8

Сумарна доза

2,4

1-10

Радіоактивність - мимовільне перетворення нестійких атомних ядер в ядра інших елементів, що супроводжується випусканням ядерних випромінювань. Відомі чотири типи радіоактивності: альфа-розпад, бета-розпад, спонтанний поділ атомних ядер, протонна радіоактивність (передбачені, але ще не спостерігалися двупротонной і двунейтронная радіоактивності).

Радіонуклід - атоми, що відрізняються складом ядра (або з різним

числом нуклонів, або при однаковому числі нуклонів з різним співвідношенням між числом протонів і нейтронів), що володіють радіоактивністю.

Іонізуюче випромінювання - потоки частинок і квантів електромагнітного випромінювання, проходження яких через речовину призводить до іонізації і збудження атомів або молекул середовища.

Активність джерела А - це число розпадів dN радіоактивних ядер в одиницю часу dt , тобто

Одиниці активності - бекерель (А. Беккерель, A. Becquerel - французький фізик, 1852-1908) (1 розпад в секунду) і кюрі (П. Кюрі, Р. Curie - французький фізик, 1859-1906 і М. Складовської-Кюрі, М. Skladowska-Curie - фізик і хімік, 1867-1934), 1 Бк = 2,703-КН 1 Кі.

Фундаментальною величиною в дозиметрії є поглинена доза D - відношення середньої енергії de іонізуючого випромінювання, поглиненої в елементарному обсязі, до маси dm речовини в цьому обсязі, тобто

Поглинена доза є характеристикою опромінення в даній точці речовини. Її вимірюють в греях (Л. Грей, L. Gray - англійський учений, 1905-1965), 1 Гр = 1 Дж / кг.

Різні види радіації по-різному взаємодіють з речовиною в залежності від типу частинок, що випускаються, їх заряду, маси, енергії.

В органах і тканинах біологічних об'єктів, як і в будь-якому середовищі, при опроміненні в результаті поглинання енергії йдуть процеси іонізації і збудження атомів. В реакції організму на опромінення можна виділити чотири фази. Тривалість перших трьох швидких фаз не перевищує одиниць мікросекунд, протягом яких відбуваються різні молекулярні зміни. У четвертій повільній фазі ці зміни переходять в функціональні і структурні порушення в клітинах, органах і в організмі в цілому.

Опромінення людини характеризується наступними величинами.

Доза в органі чи тканині D T - поглинена доза в певному органі чи тканині людського тіла:

де т Т - маса органу або тканини; D - поглинена доза в елементі маси dm.

Еквівалентна доза Н Т - доза в органі чи тканині, помножена на відповідний ваговий коефіцієнт для даного виду випромінювання W:

Її вимірюють в зіверт (Г. Зиверт, GR Siewert - шведський вчений, 1896-1966), 1 Зв = 1 Дж / кг.

Еквівалентна доза є мірою впливу випромінювання па живий об'єкт і на його частину, безпосередньо експоновані випромінюванням. Коефіцієнт W характеризує чутливість організму до різних видів випромінювання. Коефіцієнти W для різних видів випромінювань наведені в табл. 10.8.

Ефективна доза Е - величина, яка використовується як міра ризику виникнення віддалених стохастичних наслідків опромінення людини і окремих його органів з урахуванням їх радіочутливості:

Рівень опромінення характеризується сумарною ефективною дозою, створюваної за рахунок внутрішнього та зовнішнього опромінення (табл. 10.9).

Значення коефіцієнта W

вид випромінювання

коефіцієнт W

Фотони будь-яких енергій

1

Електрони і мюони будь-яких енергій

1

Нейтрони з енергією: менше 10 кеВ

5

10-100 кеВ

10

100 кеВ - 2 МеВ

20

2-20 МеВ

10

більше 20 МеВ

5

Протони з енергією більше 2 МеВ

5

Альфа-частинки, осколки поділу, важкі ядра

20

Таблиця 10.9

Основні дозові межі по нормам радіаційної безпеки

НРБ-99

нормовані вели-

чини

Дозові межі для людини, мЗв / рік

персонал

населення

ефективна доза

20 в середньому за будь-які

1 в середньому за будь-які

послідовні 5 років,

послідовні 5 років,

але не більше 50

але не більше 5

Еквівалентна доза:

в кришталику

150

15

шкірі

500

50

кистях і стопах

500

50

Природні радіонукліди постійно присутні в грунті і по харчових ланцюжках надходять в організм людини з продуктами харчування і водою. Інгаляційне надходження в органи дихання людини радону і торону ( 220 Rn) є основним в природному опроміненні населення. Характер внутрішнього опромінення людини робить його в багато разів небезпечнішим, ніж зовнішнє, так як практично вся енергія опромінення поглинається органами і тканинами людини, причому відстань від місця розпаду до опромінюється органу мінімальне, а тілесний кут дорівнює 4п.

За нормами радіаційної безпеки НРБ-99 і іншим НД також встановлені допустимі рівні монофакгорного впливу (для окремого конкретного радіонукліда, шляхи його надходження в організм, виду випромінювання), які є похідними від зазначених дозових меж.

Для обмеження опромінення населення окремими джерелами випромінювання на них встановлені квоти межі річної дози. Наприклад, обмеження на вміст природних радіонуклідів у питній воді встановлено таким чином, щоб ефективна доза за рахунок них не перевищувала 0,1 мЗв / рік. Нижче наведені допустимі рівні середньорічних значень питомої активності радіонуклідів (ДУА).

Радіонуклід 2; i «U 22 » U 226 Ra 228 Ra 210pb 210p () 222 Pn

Дуа, мЗв / рік 3,1 2,9 0,5 0,2 0,2 0,12 60.

СанПіН 2.1.4.10749-01 для питної води встановив контрольні рівні сумарної альфа- і бігу-активності (Бк / л):

Загальна альфа-активність 0,1;

Загальна бета-активність 1,0.

Там же встановлено ГДК на стронцій St 2+ , рівний 7,0 мг / л.

Радіаційні вимірювання (ГОСТ 8.594-2002) - вимірювання величин і параметрів, що характеризують джерела і поля іонізуючих випромінювань, а також радіаційне опромінення об'єктів.

Радіаційний контроль - радіаційні вимірювання, що виконуються для контрольованого об'єкта (ОС, сировину, матеріали, вироби, продукти, відходи виробництва, процеси, умови проживання і виробничої діяльності та ін.) З метою визначення ступеня дотримання вимог встановлених норм (включаючи неперевищення встановлених рівнів) або для спостереження за станом об'єкта.

Виділяють три основних види радіаційного контролю: поточний, оперативний і аварійний.

Для моніторингу застосовують спеціальні величини, наприклад, сумарну активність радіонуклідів.

Для методичного забезпечення радіаційного контролю необхідна наявність:

  • • методики радіаційного контролю (МРК);
  • • МВВ радіаційних параметрів певними методами і СІ.

Методика радіаційного контролю повинна регламентувати для конкретного об'єкта (виду) радіаційного контролю:

  • • номенклатуру контрольованих радіаційних параметрів;
  • • застосовуються при радіаційному контролі контрольні рівні або діапазони вимірювань;
  • • алгоритм (схему) проведення радіаційного контролю, включаючи вибір точок контролю та обсяги контролю в них, а також процедуру відбору проб;
  • • загальні вимоги до методів і СІ контрольованих параметрів;
  • • правила обробки результатів вимірювань для сукупності точок контролю і їх інтерпретації стосовно до об'єкта радіаційного контролю в цілому з зазначенням основних джерел невизначеності (похибки) контролю;
  • • критерії відповідності об'єкта нормативним вимогам, зазначеним в НТД;
  • • єдину форму представлення результатів радіаційного контролю.

Методика виконання вимірювань повинна регламентувати:

  • • метод і СІ конкретної величини (контрольованого параметра);
  • • підготовчі процедури, включаючи підготовку СІ і проб;
  • • процедуру виконання вимірювань;
  • • обробку результатів, включаючи необхідні довідкові дані;
  • • форму представлення результатів вимірювань.

Об'єктами радіаційного контролю є підприємства і установи, в результаті діяльності яких можливо радіоактивне забруднення ОС і концентрування радіонуклідів у продукції та відходах, об'єкти ОС і середовище проживання людини.

На території житлових і промислових зон здійснюють контроль радіоактивного забруднення техногенними джерелами.

Радіаційний контроль за об'єктами ОС (грунту, атмосферного повітря та поверхневих вод) ведуть шляхом вимірювання потужності дози гамма-випромінювання, відбору проб і вимірювання сумарної бета-активності атмосферних випадінь і води в водоймах, вимірювання концентрації радіоактивних аерозолів в приземному шарі атмосфери. Такий контроль носить регулярний характер і дозволяє вирішувати завдання раннього попередження в разі ядерних аварій. Вимірювання, проведені при даному твані контролю, відносять до моніторинговим типам вимірювань і проводять на постійних постах і метеостанціях. Здійснюють також радіаційний контроль грунтів сільськогосподарських угідь, продукції рослинництва, кормів і добрив. Вміст радіонуклідів в будівельних матеріалах контролюють лабораторіями радіаційного контролю при сертифікаційних випробуваннях на відповідність допустимим рівням.

Міграція радіонуклідів з грунту на радіаційно-забруднених територіях призводить до підвищення вмісту радіонуклідів в деревині. Вміст радіонуклідів в деревині контролюється на корені, і при перевищенні встановлених нормативів вивезення деревини з лісосіки нс допускається. Радіаційний контроль виробів з деревини проводять відповідно до СП 2.6.1.759-99.

Мета радіаційного контролю полягає в достовірному дозиметричному контролі опромінення персоналу та населення, контролі радіаційної обстановки і визначення:

  • • стану радіаційної обстановки в приміщеннях підприємства, на робочих місцях і в ОС;
  • • індивідуальних ефективних доз зовнішнього і внутрішнього опромінення персоналу;
  • • індивідуальних еквівалентних доз опромінення окремих органів і тканин для оцінки достатності заходів по контролю джерел іонізуючого випромінювання;
  • • поглинених доз в разі виникнення радіаційної аварії.

При контролі радіаційної обстановки необхідно визначати:

  • • потужність дози в робочих приміщеннях і ОС;
  • • об'ємну активність радіоактивних аерозолів і парів в повітрі;
  • • об'ємну активність радіоактивних газів;
  • • радіоактивне забруднення поверхонь в робочих приміщеннях (щільність потоку іонізуючих частинок);
  • • радіоактивне забруднення вод (об'ємну активність радіонуклідів);
  • • радіоактивне забруднення ґрунту (питому активність радіонуклідів);
  • • радіоактивне забруднення в пробах ОС (об'ємну активність радіонуклідів в пробі);
  • • радіоактивне забруднення поверхонь об'єктів ОС (щільність потоку іонізуючих частинок і поверхневу активність радіонуклідів);
  • • склад та вміст радіонуклідів у пробах об'єктів ОС (енергетичний розподіл випромінювання, питому поверхневу активність радіонуклідів).

Вимірювання радіаційного контролю знаходяться в сфері поширення державного контролю і нагляду. Тому все СІ, що застосовуються в радіаційному контролі, проходять випробування з метою затвердження типу СІ і вносяться до Держреєстру.

Всі основні завдання радіаційного контролю вирішують за допомогою вимірювань двох типів:

  • 1) моніторинг, Г.Є. регулярні, постійні спостереження радіаційної обстановки з метою визначення (контролю) динаміки її зміни, виявлення аномалій для оперативного втручання і оцінки стану радіаційної безпеки територій та населення;
  • 2) вимірювання з метою контролю неперевищення нормативів (контрольних рівнів).

У свою чергу, в моніторингу можна виділити два типи вимірювань.

Вимірювання першого типу досить прості, з малою випадкової похибкою інтегральних радіаційних параметрів - моніторних величин М, пов'язаних з контрольованими характеристиками До об'єкта певною функцією

Організація такого моніторингу об'єкта передбачає:

  • • дослідження об'єкта радіаційного контролю і фіксування значень контрольованих характеристик для даного об'єкта;
  • • вибір моніторних величин виходячи з принципу зручності масових вимірювань з мінімальною випадкової похибкою і призначення коефіцієнтів (функцій) /;
  • • регулярні вимірювання контрольованих величин, періодичні дослідження об'єкта радіаційного контролю для коригування /;
  • • при відхиленні величин М від встановлених меж проводять дослідження для з'ясування причин таких змін.

Принципово важливими вимогами, що пред'являються до таких вимірів, є уніфікація СІ і МВВ вимірюваних величин і забезпечення малої випадкової похибки вимірювань.

Вимірювання другого типу при моніторингу припускають визначення значень контрольованих величин. В цьому випадку регламентують необхідну чутливість (нижня межа вимірів) СІ і допустиму сумарну похибку вимірювань. Для контролю неперевищення нормативів використовують параметр відповідності В і похибка його визначення Д В. В разі одного параметра для радіаційного контролю об'єкта

де R mM - виміряне значення параметра R; А - абсолютна похибка визначення величини R mM ; N - нормативне значення (контрольний рівень) параметра R.

При наявності декількох параметрів для радіаційного контролю об'єкта рішення про відповідність об'єкта контролю нормативним вимогам приймають за сукупністю результатів вимірювань всіх нормованих параметрів. В цьому випадку

де i - індекс для позначення відповідного параметра.

Об'єкт визнають безумовно відповідним нормативним параметрам, якщо

Об'єкт не можна визнати відповідним нормативним вимогам, якщо

У світовій і вітчизняній практиці дозиметрії для визначення ступеня опромінення персоналу і населення використовують близько 20 різних методів і відповідних їм детекторів і СІ.

Для реєстрації іонізуючого випромінювання (фотонного, альфа-, бета- і нейтронного) застосовують досить велике число детекторів, робота яких заснована на використанні різних фізичних методів.

Детектор іонізуючого випромінювання (ГОСТ 14105-76) - чутливий елемент СІ, призначений для перетворення енергії іонізуючого випромінювання в інший вид енергії, придатний для реєстрації або подальшого перетворення і вимірювання однієї або декількох величин, що характеризують впливає на детектор випромінювання. Детектори можуть працювати в аналоговому і імпульсному (рахунковому, дискретно) режимах.

Детектори, в яких сигнал залежить від енергії частинок або фотонів, називають пропорційними або спектрометричними, а детектори, в яких сигнал не залежить від енергії реєстрованого випромінювання, - непропорційними. Детектори іонізуючого випромінювання ділять на газонаповнені (газові), твердотільні і рідинні. За методами реєстрації розрізняють хімічні, емісійні, газорозрядні, трекові, сцинтиляційні, фотопленочние, емульсійні, термолюмінесцентні детектори та ін. За методами вимірювань детектори бувають: основний, охоронний (захисний), з контрольним джерелом, погружной, з колодязем, з охоронним кільцем, мозаїчний , коаксіальний, повітряний, тканееквівалентного, активаційний та ін.

Іонізаційні детектори складають найбільш велику груп} 'електронних детекторів. Їх принцип дії заснований на використанні електричного розряду в газі під дією іонізуючого випромінювання. Якщо частка не має електричного заряду (нейтрони, у-кванти), то іонізацію можуть викликати вторинні заряджені частинки (протони віддачі, електрони і позитрони).

Детектори частинок - прилади та пристрої для реєстрації елементарних частинок (прогонів, нейтронів, електронів і т.д.), атомних ядер (дейтронів, а-частинок і ін.), А також рентгенівських променів і у-квантів.

Прилад для вимірювання іонізуючих випромінювань призначений для отримання вимірювальної інформації про фізичних величинах, що характеризують іонізуючі випромінювання, їх поля, джерела і результати взаємодії іонізуючих випромінювань з речовиною.

Для вимірювання радіоактивності використовують такі СІ (ГОСТ 19189-73).

Дозиметр - прилад, призначений для отримання вимірювальної інформації про експозиційної дози і потужності експозиційної дози фотонного випромінювання і енергії, яку переносять іонізуючим випромінюванням або переданої об'єкту, що знаходиться в полі дії випромінювання.

Індивідуальний дозиметр - дозиметр, габаритні розміри і маса якого дозволяють, не ускладнюючи виконання виробничих операцій, застосовувати його для носіння людиною з метою визначення експозиційної, поглинутої або еквівалентної доз, отриманих за час перебування його в полях іонізуючого випромінювання.

Радіометр - прилад, призначений для отримання вимірювальної інформації про активність радіонукліда в джерелі або зразку, похідних від неї величин, про щільність потоку і (або) потоці і флюенсу (перенесення) іонізуючих частинок.

Радіометр забрудненої поверхні призначений для отримання вимірювальної інформації про потік іонізуючих частинок, що випускаються з поверхні, забрудненої радіоактивними речовинами, і про поверхневої активності радіонукліда.

Дозиметри (надалі будуть розглядатися тільки дозиметри гамма-випромінювання, оскільки дозиметри інших видів випромінювання є вузькоспеціальними приладами, використовуваними у виробничих умовах) ділять на три групи:

  • • переносні (або носяться) для інспекційного контролю;
  • • індивідуальні;
  • • стаціонарні охоронні дозиметричні системи.

Переносні дозиметри призначені для вимірювання поглинутої

і еквівалентної доз або їх потужності. Вони мають енергетичний діапазон 50 кеВ - 3 МеВ, а робочий діапазон потужностей доз від 0,1-3-10 6 мкЗв / год; працюють, як правило, при температурах від -20 до 50 ° С.

Дозиметри використовують для вирішення наступних завдань:

  • • вимірювання потужності дози в будь-якій точці на робочому місці, в житло, иа місцевості з метою визначення, чи не перевищує виміряне значення ПДУ;
  • • вимір потужності поблизу якого-небудь об'єкта для визначення, чи не є він джерелом гамма-випромінювання;
  • • побудова карти або схеми полів випромінювання (потужностей доз) в приміщенні або на місцевості;
  • • проведення робіт з пошуку локальних джерел гамма-випромінювання;
  • • постійне вимірювання потужності дози в конкретній точці для отримання даних про її динаміці.

Індивідуальні дозиметри призначені для вимірювання еквівалентної дози, одержуваної людиною при проведенні робіт, пов'язаних з ризиком підвищеного опромінення. За принципом зчитування інформації їх ділять на прямопоказуючим і вимагають обробки. Прямопокази- вающие дозиметри мають енергетичний діапазон 30 кеВ - 1,5 МеВ, а робочий діапазон потужностей доз - 0,001-30 мкЗв / год. Вони працюють, як правило, при температурах від -20 до 35 ° С.

Дозиметри, що вимагають спеціальної обробки вимірювальної інформації, представлені термо- і радіофотолюмінесцентнимі дозиметрами.

Дозиметри (рис. 10.6) служать для вимірювання потужності та дози гамма-опромінення. Вони мають такі діапазони вимірювань: потужності дози - 0,1 -1,0 мкЗв / год, дози - 1,0 мкЗв - 0,2 Зв, енергій гамма-випромінювання - 0,05-3,0 МеВ, межа допустимої основної відносної похибка ( 2 , 5 ^ 1

ності вимірювання - ± 1 15 + -j ^ - 1%, де Я - виміряне значення, мкЗв / год (мкЗв), чутливість 20 000 імп / год.

дозиметр

Мал. 10.6. дозиметр

Стаціонарні дозиметричні системи ділять на монітори (автономні установки безперервної дії для отримання і фіксування радіаційної обстановки, відображення і передачі цих даних по лініях зв'язку) і охоронні системи, призначені для запобігання несанкціонованого переміщення джерел іонізуючого випромінювання. Типова автономна система радіаційного моніторингу має такі характеристики: діапазон енергій гамма-випромінювання - 0,05-3 МеВ, діапазон вимірювань потужності дози - 0,1 -3-10 6 мкЗв / год, діапазон робочих температур від -40 до 50 ° С.

Діагностика радіоактивного забруднення атмосфери. Радіоактивне забруднення атмосфери відбувається після тієї чи іншої події, пов'язаного з виходом штучних радіонуклідів в ОС. Уловлювання специфічних радіоактивних продуктів в пробах атмосферного повітря дозволяє на ранніх стадіях зафіксувати і ідентифікувати подію. Радіоактивний пил проникає в органи дихання людини, забруднює ґрунт, водойми і рослинність, в тому числі сільськогосподарські культури, в результаті чого радіонукліди можуть потрапити в організм людини.

Вторинне радіоактивне забруднення атмосфери пов'язано з осіла на підстилаючої поверхню радіоактивним пилом і знову піднятої вітром у повітря, в даний час присутня повсюдно.

Радіоактивне забруднення атмосфери досліджують двома основними способами:

  • • відбір і аналіз проб випадінь з атмосфери на марлеві планшети;
  • • аналіз фільтрів, що встановлюються в воздухофильтра пристроях.

В системі вітчизняної гідрометеорологічної служби організовано постійно діючий радіаційний моніторинг на планшетній мережі на території всієї країни. Марлеві планшети для контролю радіоактивних випадінь з атмосфери встановлено на метеостанціях, де їх відбір проводять щодня в 7 год 30 хв за місцевим часом.

Діагностика радіоактивного забруднення води. Забруднення об'єктів гідросфери відбувається шляхом зливу радіоактивних відходів у водойму, забруднення поверхні водойми випаданнями радіоактивності із забрудненої атмосфери, змиву грунтових частинок із забрудненої місцевості.

Методи відбору та концентрування проб однакові як для прісних, так і морських вод. Воду з поверхні водойми відбирають з глибин до 300 м за допомогою установки, що складається з насоса, що фільтрує установки, абсорбера і витратоміра. З глибин понад 300 м проби води відбирають батометрами.

Фільтрувальна установка призначена для відділення зваженого речовини з проб великого обсягу із середньою швидкістю 500 л / год. Абсорбер дозволяє отримувати розчиненої частини радіоактивної домішки на волокнистих сорбентах. Після закінчення прокачування необхідного обсягу води фільтри і сорбент витягають, підсушують на повітрі і упаковують в поліетиленові пакети, забезпечуючи паспортом. Потім проба надходить в лабораторію на радіонуклідної аналіз.

Діагностика радіоактивного забруднення території. Формування поля радіоактивного забруднення є процесом багатофакторним: його структура залежить, з одного боку, від характеру випадінь і властивостей випадають частинок, а з іншого - від характеру підстильної поверхні в місці випадання. Розрізняють паливні частинки, які зберегли структуру ядерного палива:

  • • конденсаційні частки, що пройшли випаровування і конденсацію;
  • • частки конструкції ядерного заряду або реактора;
  • • атмосферні аерозолі з сорбованих радіонуклідами;
  • • розчини з'єднань радіонуклідів в дощовій воді.

Радіоактивні випадання умовно поділяють на такі:

  • • ближні або локальні (кілометри або кілька десятків кілометрів від джерела), розмір часток - більше 50 мкм;
  • • далекі (кілька сотень кілометрів від джерела), розмір часток - 10-50 мкм;
  • • полуглобальние, тропосферні, випадання можуть тривати один-два тижні і більше, слід може простежуватися на кілька тисяч кілометрів, розмір часток - одиниці мікрон;
  • • глобальні, стратосферні, що тривають багато тижнів, місяці і навіть роки, розподіляються але всієї поверхні Земної кулі, розмір часток оцінюється частками мікрон.

При вивченні радіонуклідного забруднення неминуче стикаються з усіма чотирма типами випадінь і в багатьох випадках - з їх суперпозицією.

За результатами попереднього аналізу топографічних карт досліджуваного регіону, після дозиметричних вимірювань, візуальних ландшафтних спостережень вибирають представницькі для даної місцевості ділянки для відбору проб.

Для отримання репрезентативних результатів, що характеризують досить великі території, місця нробоотбора розташовують на задернована ділянці межиріччя, де процеси змиву та ерозії не виявляються, не ближче 20 м від доріг, великих дерев, будівель і інших перешкод. При відборі проб в населених пунктах вибирають ділянки, в яких відсутній вплив зливів з дахів, з каналізації, без порушень грунтового покриву при земляних роботах і будівництві.

Кожну пробу (інтегральну або пошарове) складають з п'яти окремих проб, розташованих «конвертом» зі стороною 20 м.

Система радіаційного контролю. Основними завданнями системи радіаційного контролю є вимірювання:

  • • потужності дози гамма-випромінювання;
  • • щільності потоку альфа-, бета- і нейтронного випромінювання;
  • • об'ємної активності радіоактивних аерозолів альфа- і бета-активних довгоживучих нуклідів в робочих приміщеннях і викидах;
  • • об'ємної активності радіоактивних газів і парів в робочих приміщеннях і викидах;
  • • об'ємної активності радіонуклідів в рідині;
  • • потужності дози гамма-випромінювання, об'ємної і питомої активності проб і об'єктів ОС.

На основі локальних об'єктових автоматизованих систем контролю радіаційної обстановки створено кілька територіальних підсистем Єдиної державної автоматизованої системи моніторингу радіаційної обстановки (ЕГАСМРО, постанова Уряду РФ від 10 липня 2014 р № 639) в суб'єктах РФ. Конкретні цілі та завдання територіальних підсистем ЕГАСМРО залежать від обстановки, що склалася в зоні здійснення контролю.

В умовах, коли параметри радіаційної обстановки слабо змінюються в нормативних межах, контроль проводиться:

  • • з метою нагляду за дотриманням норм, правил і квот при здійсненні діяльності з використанням джерел іонізуючого випромінювання;
  • • якомога більше раннього виявлення ознак аварійної ситуації на потенційно радіаційно-небезпечних об'єктах для зміни режиму функціонування ЕГАСМРО в цілому або її підсистем;
  • • оцінки негативних медико-демографічних наслідків радіаційного впливу для конкретного контингенту населення;
  • • визначення вихідної радіаційної обстановки в умовах її можливого погіршення.

При відносно швидкій зміні радіаційної обстановки контроль проводять для того, щоб:

  • • якомога раніше виявити причину змін, що відбуваються і ступінь їх небезпеки;
  • • прогнозувати подальші зміни і можливі наслідки для окремих осіб і населення;
  • • визначити необхідні заходи щодо забезпечення радіаційної безпеки;
  • • обґрунтувати заходи з надання медичної та соціальної допомоги.

Після проведення заходів щодо поліпшення радіаційної обстановки контроль проводять:

  • • з метою визначення ефективності реабілітаційних заходів;
  • • прогнозу негативних медико-демографічних наслідків та обґрунтування реабілітаційних заходів;
  • • виявлення залежності медико-демографічних наслідків від радіаційного впливу.

Відповідно до цілей контролю радіаційної обстановки, перерахованих вище, передбачені три режими функціонування ЕГАСМРО:

  • • повсякденній діяльності - при нормальній радіаційну обстановку;
  • • підвищеної готовності - при погіршенні радіаційної обстановки і отриманні прогнозу про можливе виникнення радіаційної аварії;
  • • аварійний режим - при виникненні радіаційних аварій на контрольованих об'єктах і під час ліквідації наслідків НС.

Існує три різновиди контролю радіаційної обстановки, які розрізняються об'єктами контролю та його завданнями:

  • 1) контроль джерел радіоактивного забруднення, тобто підприємств, включаючи контроль скидів і викидів радіоактивності в ОС, контроль рівнів забруднення і опромінення в зонах їх впливу;
  • 2) моніторинг радіоактивного забруднення ОС;
  • 3) радіаційний контроль людини, середовища її проживання і предметів споживання, контроль рівнів і доз опромінення.

Територіальна підсистема ЕГАСМРО для кожного суб'єкта РФ має свої особливості, що залежать від характеристик розташованих на його території джерел радіаційної небезпеки і розміщення цих джерел щодо населених пунктів.

Територіальна підсистема ЕГАСМРО повинна виконувати наступні функції:

  • • вимір складу і рівнів іонізуючого випромінювання природних джерел на підприємствах з техногенними джерелами випромінювань, а також в їх санітарно-захисній зоні та зоні спостереження як фону, на якому виявляються зміни радіаційної обстановки в зв'язку з діяльністю радіаційно-небезпечного об'єкта;
  • • вимір складу і рівнів іонізуючого випромінювання природних джерел в природному середовищу як фону, на якому виявляються зміни радіаційної обстановки, обумовлені діяльністю людини;
  • • визначення складу і рівнів іонізуючого випромінювання природних джерел в середовищі проживання людини, продуктах харчування та предметах споживання, сільськогосподарському і природній сировині;
  • • визначення параметрів радіаційної обстановки на радіаційно небезпечних об'єктах і зонах можливого їх впливу, що дозволяють судити про наявність нормальної або аварійної радіаційної ситуації на об'єкті;
  • • вимір складу і кількості скидів та викидів радіоактивних речовин, реєстрація кількості та параметрів джерел іонізуючого випромінювання, які ввозяться на радіаційно-небезпечні об'єкти і вивозяться з них;
  • • вимір складу і активності скидів і викидів підприємств, в результаті діяльності яких змінюється природний радіаційний фон;
  • • визначення складу і вимір рівня радіоактивного забруднення ОС, в тому числі в санітарно-захисних зонах і зонах спостереження;
  • • контроль, облік індивідуальних доз населення, включаючи осіб, які працюють з джерелами іонізуючих випромінювань.

У комплексах об'єктових систем контролю радіоактивно і ядерно-небезпечних підприємств в залежності від характеру діяльності і ступеня радіаційної небезпеки використовують такі СІ:

  • • для безперервного контролю - стаціонарні автоматизовані;
  • • для оперативного контролю - носяться, пересувні або рухливі;
  • • для лабораторного аналізу - стаціонарна лабораторна апаратура, засоби відбору та підготовки проб для аналізу.

Крім того, застосовують:

  • • системи моніторингу транспортних засобів, що перевозять ядерні матеріали, радіоактивні речовини і відходи, під час їх пересування по контрольованій території;
  • • автоматичні станції радіоактивного моніторингу на контрольованих територіях, велика частина яких призначена для безперервного контролю гамма-фону, а частина - для комплексного контролю, включаючи контроль атмосфери та ін .;
  • • станції моніторингу, розташовані поблизу радіаційно-небезпечного об'єкта, оснащені вимірювально-інформаційними табло колективного користування;
  • • комплекси систем контролю радіаційної обстановки, розташовані в місцях масового скупчення людей (див. Параграф 11.7);
  • • стаціонарні та пересувні радиохимические лабораторії різних відомств, які здійснюють на території радіаційний контроль (див. Параграф 11.3);
  • • комплекси систем контролю несанкціонованого переміщення і запобігання надходження радіоактивних і речовин, що діляться на контрольовану територію. Їх розміщують на таких об'єктах, як:
  • - пости контролю транспортних засобів на в'їзді на контрольовану територію на автомобільних і залізних дорогах, в річкових і морських портах;
  • - митні склади і термінали;
  • - підприємства з переробки металобрухту, різних відходів;
  • - підприємства будівельної індустрії;
  • - великі підприємства харчової промисловості (м'ясокомбінати, молокозаводи, борошномельні підприємства і т.п.);
  • - великі овочеві і продовольчі бази;
  • - об'єкти водопостачання;
  • - особливо важливі об'єкти органів федеральної і місцевої влади, службові приміщення осіб, які мають державний статус.

У табл. 10.10 наведені допустимі і контрольні рівні газоаерозольних викидів АЕС Росії з енергоблоками на реакторах ВВЕР-1000 в ОС.

Таблиця 10.10

Викиди радіоактивних газів і аерозолів на АЕС Росії з реакторами ВВЕР

рік

Інертні радіоактивні гази

131]

60 З

™ CS

i3? Cs

ТБк (% ДВ)

МБк (% ДВ)

2004

27,4 (0,4)

1512 (8,4)

107,3 (1,5)

7,5 (0,8)

29,2 (1,5)

2005

32,6 (0,5)

525 (2,9)

90,2 (1,2)

8,9 (1,0)

40,4 (2,2)

2006

13,6 (0,2)

593 (3,3)

76,4 (1,0)

8,8 (1,0)

17,2 (0,9)

У табл. 10.11 наведено надходження радіоактивних продуктів з рідкими скидами АЕС в РФ.

Таблиця 10.11

Радіоактивні рідкі скиди АЕС Росії

рік

Обсяг скинутої води, м 3

Надходження радіонуклідів,% ЖС

2004

41 149

4,9

2005

40 923

5,5

2006

23 602

1,5

 
<<   ЗМІСТ   >>