Модель переноса радионуклидов с ядерно-опасных предприятий в окружающую среду.

Баталин Юрий Дмитриевич

ЭКОЛОГИЯ. РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ.

Рассмотрен еще один путь переноса радионуклидов с ядерно-опасных предприятий в окружающую среду. Перенос осуществляется самими работниками этих предприятий. Необоснованное поступление радионуклидов, в большей мере, происходит в организм членов семьи профессионального работника и в меньшей в окружающих его людей. Как частный случай рассмотрен перенос радионуклида водорода-трития.

Облучение населения техногенными источниками ограничивается путём обеспечения [2]:

сохранности источников излучения; контроля технологических процессов; ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду; другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников излучения.

Всякое действующее или прекратившее эксплуатацию ядерно-опасное предприятие представляет потенциальную радиационную опасность, как для населения, так и для окружающей среды. Основными путями поступления радионуклидов с ядерно-опасных предприятий во внешнюю среду, считается:

выбросы в атмосферу; сбросы с водными средами; сбросы и выбросы при захоронении и транспортировки отработанного топлива и отходов; поступление в грунтовые воды из зданий, сооружений, хранилищ.

Во всех этих случаях выход нуклидов за пределы предприятий во внешнюю среду различными путями может, в конечном счёте, привести к облучению населения. Эти пути переноса радионуклидов рассматриваются в [3].

Однако, вопрос заключается в том, что достаточно ли полно обозначены пути перноса радионуклидов во внешнюю среду с ядерно-опасных предприятий? Анализ профессиональной деятельности работников ядерно-опасных предприятий показал, что существует, как миниум, ещё один путь переноса.

Таким путём является перенос радионуклидов с ядерно-опасных предприятий в окружающую среду самим персоналом этих предприятий.

При нахождении профессионального работника в атмосферном воздухе, который содержит радиоактивные продукты, его организм накапливает в себе радионуклиды. Подтверждением этого являются результаты измерения концентраций радионуклидов в организме работников на установках "Системы измерения человека" (СИЧ). Это означает, что какие бы средства защиты органов дыхания рабочий не применял, полностью исключить поступление нуклидов в организм избежать не удается.

Внешнее загрязнение тела работника снимается после прохождения санитарного пропускника, в то время как внутреннее загрязнение удалить не представляется возможным.

Внутреннее облучение у населения можно оценить, если известны концентрации нуклидов в атмосферном воздухе. Фоновое значение концентраций техногенных нуклидов в атмосферном воздухе населенных пунктов, расположенных в районе ядерных предприятий мало чем отличаются от величин глобального загрязнения атмосферы, и находятся в пределах (1 - 5) 10-6 Бк/м3. Измерение таких малых концентраций связано с определенными техническими трудностями.

Какая бы ни была концентрация нуклидов в атмосферном воздухе, поступление их в организм человека и убыль из организма, определяется:

, Бк; (1)

где: Q1 - концентрация нуклида в организме человека через t часов, Бк;

Q0 - средняя концентрация нуклида в атмосферном воздухе за t часов, Бк/м3;

V - объём вдыхаемого воздуха человеком, м3/час;

- коэффициент задержки радионуклида в организме человека после вдоха, отн.ед.;

K - коэффициент, учитывающий поступление нуклида через кожу;

Tэфф - эффективный период полувыведения данного нуклида из организма, час.

,час; (2)

где: T1/2 - период полураспада данного нуклида, час;

Tбио - биологический период полувыведения данного нуклида из организма, час.

Как следует из (2), накопление нуклида в организме существенно зависит от соотношения T1/2 и Tбио.

При Tбио >> T1/2 рассматриваемый нуклид выводиться из организма с периодом равным периоду полураспада.

При Tбио = T1/2 выведение нуклида будет с периодом равным 0,5 Tбио или 0,5 T1/2.

При Tбио << T1/2 выведение нуклида будет равным Tбио.

Другим, немало важным фактором, который необходимо учитывать при расчёте накопления нуклида в организме, является изменение во времени вдыхаемой концентрации нуклида.

Если в течение года значение концентрации нуклида в атмосферном воздухе останется практически неизменным, то насыщение его в организме наступит примерно через 5 - 6 Tэфф.

Другое дело, если ежедневная концентрация изменятся в широких пределах, тогда функция накопления будет иметь более сложный характер, и может быть определена численным интегрированием.

Кроме ингаляционного пути поступления нуклида в организм человека существует ещё пероральный путь - поступление нуклидов с пищей и водой. Тем не менее, результат воздействия излучений нуклида один и тот же - оказывается вредное воздействие на все органы и ткани организма. Только за одни сутки в окружающую среду поступит активность:

, Бк; (3)

где:

Q1 - концентрация нуклида в организме человека через t часов, Бк;

Q2 vвеличина убыли нуклида из организма вне производственного помещения за t2 часов, Бк;

Схема модели переноса радионуклидов за пределы ядерного предприятия профессиональным работником, представлена на Рис1..

Рис.1. Модель переноса радионуклидов в окружающую среду персоналом ядерных предприятий.

Такая модель переноса в равной степени относится как к твердым радионуклидам, так и к газообразным.

Механизм удаления нуклидов из организма имеет достаточно сложный характер, тем не менее, все они попадают в среду обитания профессионального работника.

Выведение нуклидов из организма происходит с выдыхаемым воздухом, фекалиями, через потовые железы, слезы, кровотечения и т.д..

Профессиональный работник большую часть времени находится в жилой квартире и некоторое время - в местах общественного пользования. Поэтому удаляемые нуклиды из его организма будут переходить через атмосферный воздух и водные среды и далее в организм членов его семьи, предметы быта и т.д..

Особое место в модели переноса радионуклидов с ядерных предприятий занимает радионуклид - тритий. Его перенос к человеку, членам семьи профессионального работника, на порядки больше, чем перенос твердых радионуклидов (Cs-137, Co-60 и т.д.). Это объясняется его уникальными физическими свойствами.

Расчеты, проведенные согласно "Модели-" показывают, что при концентрации трития в атмосферном воздухе производственного помещения ядерного предприятия равной 40 Бк/м.куб во всем теле профессионального работника, примерно через 50 дней (при его пятидневной рабочей неделе) установиться равновесная концентрация трития 8000 Бк/на все тело, в атмосферном воздухе его квартиры 2,7 Бк/м.куб, в организме его ребенка 400 Бк/на все тело.

На Рис.2,3 показаны графики накопления трития в организме профессионального работника и его ребенка.

Рис.2. Накопление трития в организме работника с учётом очередного отпуска продолжительностью 40 дней.

Рис.3. Накопление трития в организме ребенка в возрасте 1-2 года.

По данным работы [4] среднее содержание, от глобально рассеянного трития в атмосфере, во взрослом человеке соствавляет 2,8 Бк/на все тело, тогда получается, что в теле профессионального работника ядерного предприятия это значение будет превышено в 3000 раз, а у ребенка (учитывая вес его тела) в 800 раз. Это при условии, что концентрации трития в атмосферном воздухе производственного помещения ядерного предприятия, равна 40 Бк/м.куб .

В связи с рассмотренной "Моделью..." возникает вопрос: "Какова степень риска для человека не связанного с основной деятельностью ядерного производства, а только проживающего вблизи от него?" Однозначно можно ответить, что такой риск существует, степень его больше для членов семьи профессионального работника и меньше для остального населения.

До настоящего времени этот путь переноса не рассматривается ни в одном регламентирующем документе по радиационной защите, тем не менее, он существует и существовал с момента начала ядерных технологий. Специфика измерения трития ограничивает широкомасштабные измерения его концентрации, однако не снимает данный вопрос с повестки дня. Тоже самое можно отнести к таким нуклидам, как С-14, Sr-90.

Как следует из "Модели-" имеет место нарушение принципа глубоко эшелонированной защиты [1], который "реализуется, в первую очередь, путем создания серии барьеров, которым в принципе никогда и ни что не должно угрожать, и которые , в свою очередь, должны быть нарушены, прежде, чем может быть нанесен ущерб человеку и окружающей среде".

Очевидным является и то, что для снижения неконтролируемого до настоящего времени радиационного воздействия на персонал ядерных предприятий и проживающее вблизи их население, необходима серьезная доработка существующих технологий на этих предприятиях с целью создания надежных барьеров безопасности. Кроме того, вполне возможно, что некоторые виды заболеваний человека, не связанного с ядерным производством, вполне могут быть вызваны таким неконтролируемым видом радиационного облучения. Научным комитетом ООН по действию атомной радиации (НКРД) названы 25 частично генетически обусловленных заболеваний (глаукома, астма, диабет, рак и т.д.), которые должны быть включены в оценку генетического риска облучения людей.

К тому же НКРД определяет как экологически и социально опасными для человека такие радионуклиды, как Н-3, С-14, Сl-36, Kr-85, I-129.

Детальное обоснование рассматриваемого пути переноса радионуклидов в окружающую среду представлено в отчете " Модель переноса трития в окружающую среду", в котором приведены расчетные формулы, сделан расчет накопления трития в различных объектах, описана методика измерения и отбора, подтверждена работоспособность "Модели..", рассмотрены пути образования трития на ядерных предприятиях и его переход в атмосферный воздух производственных помещений.

"Модель .." пригодна для определения потенциала ядерно-опасных предприятий.

Литература

Серия изданий по безопасности ¦75-INSAG-3. Основные принципы атомных электростанций. Доклад международной группы по ядерной безопасности. Вена. 1989. Нормы радиационной безопасности (НРБ - 99). СП 2.6.1.758-99. Минздрав России. 1999. Общие положения безопасности АЭС. Методы расчёта распространения радиоактивных веществ с АЭС и облучения окружающего населения. Интератомэнерго. М., Энергоатомиздат. 1984г. А.А.Моисеев, В.И.Иванов. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене, Энергоатомиздат. М. 1990