Ликвидация и утилизация радиоактивных отходов

Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

Радиоактивные отходы подразделяются по удельной активности на 3 категории – низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные (табл. 10.6).

Таблица 10.6

Классификация жидких и твердых радиоактивных отходов

Категория отходов	Удельная активность, кБк/кг
бета-излучающие радионуклиды	альфа-излучающие радионуклиды (исключая трансурановые)	трансурановые радионуклиды
Низкоактивные	менее 10³	менее 10²	менее 10
Среднеактивные	от 10³ до 10⁷	от 10² до 10⁶	от 10 до 10⁵
Высокоактивные	более 10⁷	более 10⁶	более 10⁵

В случае, когда по приведенным характеристикам радионуклидов таблицы 10.6 отходы относятся к разным категориям, для них устанавливается более высокое значение категории отходов.

Система обращения с радиоактивными отходами в местах их образования определяется проектом для каждой организации, планирующей работы с открытыми источниками излучения. Проведение работ с радиоактивными веществами без наличия условий для сбора и временного хранения радиоактивных отходов не допускается.

Газообразные радиоактивные отходы подлежат выдержке и (или) очистке на фильтрах с целью снижения их активности до уровней, регламентируемых допустимым выбросом, после чего могут быть удалены в атмосферу.

Система обращения с жидкими и твердыми радиоактивными отходами включает их сбор, сортировку, упаковку, временное хранение, кондиционирование (концентрирование, отверждение, прессование, сжигание), транспортирование, длительное хранение и (или) захоронение.

Сбор радиоактивных отходов в организациях должен производиться непосредственно в местах их образования отдельно от обычных отходов с учетом:

- категории отходов;

- агрегатного состояния (твердые, жидкие);

- физических и химических характеристик;

- природы (органические и неорганические);

- периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (менее 15 суток, более 15 суток);

- взрыво- и огнеопасности;

- принятых методов переработки отходов.

Для сбора радиоактивных отходов в организации должны быть специальные сборники. Для первичного сбора твердых радиоактивных отходов могут быть использованы пластикатовые или бумажные мешки, которые затем загружаются в сборники-контейнеры. Места расположения сборников при необходимости должны обеспечиваться защитными приспособлениями для снижения излучения за их пределами до допустимого уровня.

Для временного хранения и выдержки сборников с радиоактивными отходами, создающими у поверхности дозу гамма-излучения более 2 мГр/ч, должны быть специальные защитные колодцы или ниши. Извлечение сборников отходов из колодцев и ниш необходимо производить с помощью специальных устройств, исключающих переоблучение обслуживающего персонала.

Жидкие радиоактивные отходы должны собираться в специальные емкости. Их следует, по возможности, концентрировать и отверждать в организации, где они образуются или в специализированной организации по обращению с радиоактивными отходами, после чего направлять на захоронение.

В организациях, где возможно образование значительного количества жидких радиоактивных отходов (более 200 л в день), проектом должна быть предусмотрена система спецканализации. В спецканализацию не должны попадать нерадиоактивные стоки.

Запрещается сброс жидких радиоактивных отходов в хозяйственно-бытовую и ливневую канализацию, водоемы, поглощающие ямы, колодцы, скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения и на поверхность земли.

Временное хранение радиоактивных отходов различных категорий в организации должно осуществляться в отдельном помещении, либо на специально выделенном участке, оборудованном в соответствии с требованиями, предъявляемыми к помещениям для работ II класса. Хранение радиоактивных отходов следует осуществлять в специальных контейнерах.

Радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды с периодом полураспада менее 15 суток, собираются отдельно от других радиоактивных отходов и выдерживаются в местах временного хранения для снижения активности до уровней:

- 100 кБк/кг – для источников бета-излучения;

- 10 кБк/кг – для источников альфа-излучения;

- 1, 0 кБк/кг – для трансурановых радионуклидов.

После такой выдержки твердые отходы удаляются, как обычные промышленные отходы, а жидкие отходы могут использоваться организацией в системе оборотного хозяйственно-технического водоснабжения или сливаться в хозяйственно-бытовую канализацию.

Сроки выдержки радиоактивных отходов с содержанием большого количества органических веществ (трупы экспериментальных животных и т. п.) не должны превышать 5 суток в случае, если не обеспечиваются условия хранения (выдержки) в холодильных установках или соответствующих растворах.

Самовоспламеняющиеся и взрывоопасные радиоактивные отходы должны быть переведены в неопасное состояние до отправки на захоронение, при этом должны быть предусмотрены меры радиационной и пожарной безопасности.

Передача радиоактивных отходов из организации на переработку или захоронение должна производиться в специальных контейнерах и оформляться актом.

Уровни радиоактивного загрязнения на поверхностях упаковки (контейнера) не должны превышать значений, приведенных в табл. 10.7.

Транспортирование радиоактивных отходов должно проводиться в механически прочных герметичных упаковках на специально оборудованных транспортных средствах при наличии санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии условий и способов транспортирования санитарным правилам.

Таблица 10.7

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхности

транспортных средств, част/(см²´ мин)

Объект загрязнения	Вид загрязнения
Снимаемое (нефиксированное)	Неснимаемое (фиксированное)
Альфа-активные радионуклиды	Бета-активные радионуклиды	Альфа-активные радионуклиды	Бета-активные радионуклиды
Наружная поверхность охранной тары контейнера	Не допускается	Не допускается	Не регламентируется
Наружная поверхность вагона-контейнера	Не допускается	Не допускается	Не регламентируется
Внутренняя поверхность охранной тары контейнера	1, 0		Не регламентируется
Наружная поверхность транспортного контейнера	1, 0		Не регламентируется

Переработку радиоактивных отходов, а также их долговременное хранение и захоронение производят специализированные организации по обращению с радиоактивными отходами.

Захоронение высокоактивных, среднеактивных и низкоактивных отходов должно осуществляться раздельно. Выбор мест захоронения радиоактивных отходов должен производиться с учетом гидрогеологических, геоморфологических, тектонических и сейсмических условий. При этом должна быть обеспечена радиационная безопасность населения и окружающей среды в течение всего срока изоляции отходов с учетом долговременного прогноза.

Эффективная доза облучения населения, обусловленная радиоактивными отходами, включая этапы хранения и захоронения, не должна превышать 10 мкЗв/год.

Детальный порядок обращения с радиоактивными отходами на всех этапах регламентируется специальными правилами.

Методы дозиметрического контроля, приборы и средства

Измерения

Производственный контроль при работе с техногенными источниками излучения осуществляется за всеми основными радиационными показателями, определяющими уровни облучения персонала и населения. В соответствии с НРБ-99 в каждой организации система радиационного контроля должна предусматривать конкретный перечень видов контроля, типов радиометрической и дозиметрической аппаратуры, точек измерения и периодичности контроля.

Контроль за радиационной обстановкой в зависимости от характера проводимых работ включает:

- измерение мощности дозы рентгеновского, гамма- и нейтронного излучений, плотности потоков частиц ионизирующего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях, на территории организации, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения;

- измерение уровней загрязнения радиоактивными веществами рабочих поверхностей, оборудования, транспортных средств, средств индивидуальной защиты, кожных покровов и одежды персонала;

- определение объемной активности газов и аэрозолей в воздухе рабочих помещений;

- измерение или оценку активности выбросов и сбросов радиоактивных веществ;

- определение уровней радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения.

Выделяют три основных вида дозиметрического контроля внешнего профессионального облучения:

- текущий контроль;

- оперативный контроль;

- аварийный контроль.

Задача текущего контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующих излучений.

Задача оперативного контроля заключается в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника при выполнении запланированных работ, связанных с возможным повышенным внешним облучением. К ним относятся операции по ремонту и техническому обслуживанию оборудования, когда повышенное облучение не планируется, а также работы в условиях планируемого повышенного облучения, включая работы по ликвидации последствий радиационных аварий.

Задача аварийного контроля заключается в определении больших доз облучения работника в случае выхода источника из-под контроля.

Приборы для дозиметрического контроля как внешнего, так и внутреннего облучения делятся на приборы группового контроля и индивидуального контроля.

Групповой дозиметрический контроль(ГДК) – это контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работников на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания там персонала.

Индивидуальный дозиметрический контроль(ИДК) – это контроль облучения персонала, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника.

Индивидуальная доза облучения должна регистрироваться в журнале с последующим внесением в индивидуальную карточку, а также в машинный носитель для создания базы данных в организациях. Копия индивидуальной карточки работника в случае его перехода в другую организацию, где проводится работа с источниками излучения, должна передаваться на новое место работы; оригинал должен храниться на прежнем месте работы. Результаты индивидуального контроля доз облучения персонала должны храниться в течение 50 лет. При проведении индивидуального контроля необходимо вести учет годовых эффективной и эквивалентных доз, эффективной дозы за 5 последовательных лет, а также суммарной накопленной дозы за весь период профессиональной работы.

Для ГДК используются стационарные и переносные, так называемые инспекционные, дозиметрические приборы. Для ИДК применяются индивидуальные дозиметры.

По виду и назначению дозиметры могут быть условно разделены на следующие группы:

1) дозиметры – приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу ионизирующих излучений;

2) радиометры – приборы, измеряющие плотность потоков ионизирующих излучений (интенсивность внешних потоков бета-частиц, нейтронов и др.);

3) спектрометры – приборы, измеряющие энергию частиц ионизирующих излучений.

В комбинированных приборах могут объединяться функции указанных средств измерений.

Для обнаружения изменения радиационной обстановки по параметрам активности радона и торона и дочерних продуктов их распада применяют радиометры РРА-01М-01, РРА-01М-03, РРА-10, ПОУ-4; по рентгеновскому излучению, гамма-излучению и бета-излучению и измерению эквивалентной дозы применяют дозиметры-радиометры ДРГ-01 «ЭКО» МКГ-01 (подробные сведения приведены в приложении 1).

Поверхностную загрязненность можно установить путем измерения активности мазков, снимаемых с контролируемых поверхностей, или непосредственным измерением с помощью радиометров для определения удельной поверхности активности.

Чаще всего для этой цели используют переносные приборы для контроля поверхностей пола, стен и оборудования, а также устанавливаемые у выходов из помещений стационарные приборы для контроля загрязненности кожных покровов, обуви и одежды персонала.

Метод индивидуальной дозиметрии выбирают в зависимости от вида ионизирующего излучения, особенностей приборов, нужных диапазонов измерений, точности показаний, объема работ.

Дозиметры размещают на участках тела, которые подвергаются наибольшему облучению. Длительность ношения прибора выбирают такой, чтобы показания, по крайней мере, в 2—3 раза превосходили нижний порог показаний прибора (но не больше длительности установленного промежутка регистрации измерений).

Контрольные вопросы к разделу 10:

1. Какие виды ионизирующего излучения существуют, как они характеризуются?

2. Какие излучения обладают наибольшей проникающей способностью?

3. Что является источником ионизирующего излучения?

4. Где и с какой целью применяются ионизирующие излучения?

5. Что такое – активностьрадиоактивного вещества, в каких единицах измеряется?

6. Что такое – активность минимально значимая удельная?

7. Что такое – поглощенная доза, в каких единицах измеряется?

8. Что такое – экспозиционная доза, в каких единицах измеряется?

9. Что такое – эквивалентная доза, в каких единицах измеряется?

10. Что такое – взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения?

11. Что такое – эффективная доза излучения, в каких единицах измеряется?

12. Что такое – предел дозы ионизирующего облучения?

13. Что такое – предел годового поступления ионизирующего облучения?

14. Какие классы работ с источниками ионизирующего излучения существуют и чем они характеризуются?

15. Каковы могут быть последствия при воздействии на человека ионизирующего излучения?

16. Чем оценивается опасность хронического облучения?

17. Какое излучение наиболее опасно при внешнем облучении человека?

18. Какое излучение наиболее опасно при внутреннем облучении человека?

19. Как зависят нормируемые пределы доз (ПД) ионизирующего облучения от категории облучаемых лиц?

20. Для какой категории лиц установлен наиболее высокий предел дозы (ПД) ионизирующего облучения?

21. В чем заключаются дополнительные ограничения для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения?

22. В каких случаях нормы радиационной безопасности допускают облучение персонала выше установленных пределов доз?

23. Какой уровень обучения эффективной дозой в течение года рассматривается для персонала группы А как потенциально опасный?

24. Требуется ли лицензирование деятельности организаций, связанной с использованием источников излучения?

25. В течение какого срока действительно санитарно-эпидемиологическое заключение о соответствии санитарным правилам условий работы с источниками физических факторов воздействия на человека?

26. Кто в организации обеспечивает условия сохранности источников излучения?

27. Какие мероприятия необходимо провести в эксплуатирующей организации к моменту получения источника излучения?

28. С какого возраста допускают людей к работе с источниками излучения в качестве персонала группы А?

29. Какие существуют средства защиты работников от ионизирующего облучения?

30. Какие существуют методы защиты работников от ионизирующего облучения?

31. На какие группы по назначению подразделяются защитные экраны?

32. Какие материалы используют для устройства защитных экранов?

33. Можно ли системы вентиляции для помещений, где ведутся работы с радиоактивными веществами, объединять с системами вентиляции помещений, не связанных с применением этих веществ?

34. Какими санитарно-техническими устройствами должны быть оборудованы помещения, в которых ведутся работы с открытыми источниками излучения?

35. В чем заключаются требования к СИЗ для работ с радиоактивными веществами?

36. Какие условия необходимо выполнять при сборе и временном хранении радиоактивных отходов в организациях?

37. Какие требования к местам захоронения радиоактивных отходов следует выполнять?

38. Что включает в себя контроль за радиационной обстановкой в организации?

39. Какие виды дозиметрического контроля внешнего профессионального облучения существуют?

40. В чем заключается групповой дозиметрический контроль?

41. Какие приборы используют для измерения ионизирующего излучения?

42. Как производят захоронение радиоактивных отходов в зависимости от их активности?

43. Как можно охарактеризовать субъективные ощущения при воздействии на организм в производственных условиях ионизирующего излучения?

⇐ Предыдущая 44 45 46 47 484950 51 52 53 Следующая ⇒