Оцінка і норми радіаційного впливу на біоту

Размещено на http://www.allbest.ru/

КУРСОВА РОБОТА

з дисципліни "Нормування антропогенного навантаження на природне середовище"

на тему "Оцінка і норми радіаційного впливу на біоту"

2011



1. Встановлення категорії небезпечності підприємств та уточнення розмірів санітарно-захисної зони

1.1 Розрахувати КНП, розміри нормативної та уточненої СЗЗ

Таблиця 1.1 - Вихідні дані для курсової роботи

Назва речовин, які виділяються	ГДКс.д. , мг/м3	Клас небез Печ ності	Викид, т/рік
Нітробензол	0,008	2	4.493
Оксид вуглецю	3,0	4	12.649
Пил	0,15	3	5.947
Свинец	0.0003	1	0.452
Діоксид азоту	0.04	2	10.758
Аміак	0,04	4	5.483

Розраховуємо категорію небезпечності підприємств (КНП):

КНП = ? ( М_і / ГДК _с.д.) ^aі, (1.1)

де Мі - маса викиду і-тої речовини, т/рік;

ГДК_сд - середньодобова гранично допустима концентрація і-тої речовини, мг/м³;

a_i - безрозмірна константа, яка дозволяє порівняти ступінь шкідливості і-тої речовини зі шкідливістю сірчистого газу ( таблиця 1.3).

КНП = (4.493/0.008)^1,3+ (12.849/3)^0,9 + (5.947/0,15)¹ + (0.452/0,0003)^1,7 +

(10.758/0,04)^1,3 + (5.483/0,04)^0,9= 3693.63 + 3.703 + 39.65 + 252713.94 + 154.23+ 83.803 = 25271.94= 2.527 • 10⁴

Отже, дане підприємство відноситься до II класу небезпеки і повинно мати санітарно-захисну зону в розмірі 500 м.

Уточнюємо розміри санітарно-захисної зони з врахуванням рози вітрів (l_СЗЗ) за формулою:



L_{уточнене} = L • Р / Р₀, (1.2)

де Р - повторюваність вітру у конкретному напрямі, %;

Р₀- середня повторюваність вітру при коловій рожі вітрів, 12,5%;

L - нормативна ширина СЗЗ, м.

Уточнені розміри СЗЗ надано в таблиці 1.2.

Таблиця 1.2 - Повторюваність напрямків вітру

Румби	Пн	ПнСх	Сх	ПдСх	Пд	ПдЗ	З	ПнЗ
Р, %	16	14	15	6	10	13	5	5
L уточнене

За отриманих даних видно, що розміри санітарно-захисної зони не витримані в Західному, Південно - Східному і в Північно - Східному напрямках.

1.2 Розрахунок гранично допустимих викидів шкідливих газів в атмосферу від одиночних джерел

Розрахувати ГДВ для пилу нетоксичного, що викидаються заводами з різних виробництв для Черкаської області (, А=180. Дані наведені в таблиці 1.3.

Таблиця 1.3 - Вихідні дані для курсової роботи

Назва шкідливих речовин	Висота джерела викиду Н, м	Діаметр гирла труби, D,м	Швидкість виходу газів,0, м/с	Темпера-тура викиду газів	Темпе-ратура навко-лиш-нього повітря	ГДКмр, мг/м3	Фонова концент- рація, мг/м3
Метанол	60	5.5	7,0	60	25	0.1	0



1.Визначаємо об'єм газоповітряної суміші:

V = ₀ = (3,14 5.5²/4)7 = 166.22 м³/с

2.Визначаємо коефіцієнт m:

f = 10³·₀²·D/ Н²· =1000·7²·5.5/60²·35 = 269500/126000 = 2,14 < 100

m = 1/ (0,67 + 0,1 + 0,34 )

m = 1/ (0,67 + 0,1 + 0,34) = 1/(0,67+0,146+0,44) = 1/1/26 = 0,79

3.Визначаємо коефіцієнт n:

V_м = 0,65 = 0,65 = 2,98 ? 2

Оскільки V_м 2, то n = 1.

4.Безрозмірний коефіцієнт F = 3.

5.Визначаємо ГДВ:

ГДВ = (ГДК - С_ф) ·Н² ·/ А· F· m·n· = 0.1· 60²· / 180· 1 · ·0,79 ·1 ·1= 45.53 г/с.

Висновок: ГДВ для метанолу, що викидаються заводом на виробництві для Черкаської області становить 45.53 г/с.

1.3 Розрахунок оптимальної висоти труби, яка забезпечує дотримання гранично допустимого викиду

Визначити мінімальні висоти труб для викидів забруднюючих речовин, що викидаються заводами з різних виробництв в Черкаської області (, А=180. Дані наведені в таблиці 1.4.

Таблиця 1.4 - Вихідні дані для курсової роботи

Назва шкідливих речовин	ГДВ, г/с	Діаметр гирла труби, D,м	Швидкість виходу газів,0, м/с	Темпера-тура викиду газів	Темпе-ратура навко-лиш-нього повітря	ГДКмр, мг/м3	Фонова концент- рація, мг/м3
Метанол	5.7	5.5	7,0	60	25	0.1	0

Розв'язок.

1.Визначаємо об'єм газоповітряної суміші:

V = ₀ = 3,14 · 5.5² · 7 / 4 = 166.22 м³/с.

2. Визначаємо значення Н за формулою:

Н = [ А·М·F··D / 8V₁· (ГДК - С_ф)]^3/4= (180·5.7·1·1·5.7/8·166.22·0.1)^3/4 =28.95м

3. Визначаємо значення V_м :

V_м= 1,3·₀· D / Н= 1,3·7.0·5.5/ 28.95= 1.73

4.Визначення коефіцієнту n :

n= 0.532·V² - 2.13· V+ 3.13= 0/532·1.73² - 2.13·1.73 + 3.13 =1.04

5.Визначення значення Н_і

Н_і = 28.95· (1.04) ^3/4=1.02 · 28.95= 29.8

6. Знаходим V_м

V_м= 1.3₀· D /Н

V_м=1.3·7·5.5/29.8 = 1.68

7. Визначення коефіцієнту n :

Якщо 0.5? V_м < 2, то n=0.532·(1.68) ² -2.13 ·1.68 + 3.13= 1.5 - 3.58+3.13=28.9

8.Визначаемо Н_і+1 :

Н_і+1= Н_і· (n _і/ n _і-1) ^3/4

Н_і+1=29.8( 1.05/1.04) ^3/4=29.8

9.За умовою

Н < ₀:

₀ = 7· = 7 ·1.5= 8.75

10.Розраховуемо Н, вважаючи викид нагрітий :

Н=

Н= = 570.32

1.4 Розрахунковий метод визначення класу небезпеки промислових відходів

Розрахувати клас небезпеки промислових відходів за даними наведеними в таблиці 1.5.



Таблиця 1.5 - Вихідні дані для курсової роботи

Назва інгредієнта	Хімічна формула	Вміст інгредієнта, %	LD50	Розчинність у воді,/100 г, S	Коефіцієнт леткості, F
Гідроксид стронцію	Sr(OH)2	10	3160	0,81	0
Нікель	Ni	50	780	0	0
Хлорид кадмію	CdCl2	40	67	114,2	0

1. Визначаємо індекси токсичності кожного хімічного інгредієнта:

К₁ = lg(LD₅₀ )/ (S + 0,1F + С_в);

K [CdCl₂] = lg 67 / (1,142+0,4) = 1,2

K[Ni] = lg 780 / 0,5 = 5,8

K[Sr(OH)₂] = lg 3160 / (0,0081+0,1) = 32,4

2. Перевіряємоумову 2K1 >K3

Оскільки умова не виконується, то для розрахунку береться два найменших індекса K для інгрідієнтів CdCl₂ і Ni.

3. Визначаємо сумарний індекс небезпеки:

К_? = ( 1/n²) • ? К_і= (1/2²)• (1,2+5,8) = 0,25•7 = 1,75

Висновок: У цьому разі К_? = 1,75, тому відходи з хімічного підприємства належать до ІІ класу небезпеки (дуже небезпечні). Для зниження небезпечності потрібно проводити заходи, які спрямовані поліпшенню умов на виробництві.

1.5 Загальний принцип встановлення гранично допустимого скиду для водотоків

Розрахувати ГДС (г/с) і допустимі концентрації забруднюючих речовин у стічних водах, які скидаються в бистрінь ріки. Вихідні дані для розрахунків надано в таблиці 1.6.

Таблиця 1.6 - Вихідні дані для розрахунку ГДС

Забруднююча речовина	Витрата річкової води, м3/с	Швид-кість течії, м/с	Глиби-на річки, м	Фонова конце-нтрація, мг/л	Витра-та стічних вод, м3/с	Відстань до створу, км	ГДК мг/л	Коефіці-єнт покрученості річки
Флориди	280	2.6	1.9	270	35.7	1.6	350	1,6

1. Визначаємо коефіцієнт турбулентної дифузії D:

D = V_ср Н_ср / 200 = 1.6 • 2.6/200 = 0.0208

2. Визначаємо коефіцієнт, що враховує гідравлічні умови змішуванняб:

б = ец =



2 Порядок нормування в сфері поводження з джерелами іонізуючого випромінювання

викид труба іонізуючий шкідливий

2.1 Джерела іонізуючого випромінення

Іонізуюче випромінювання -- це будь-яке випромінювання, яке прямо або опосередковано викликає іонізацію навколишнього середовища (утворення позитивно та негативно заряджених іонів).

Іонізуюче випромінювання існує протягом всього періоду існування Землі, воно розповсюджується в космічному просторі.

Природними джерелами іонізуючих випромінювань є космічні промені, а також радіоактивні речовини, які знаходяться в земній корі.

Штучними джерелами іонізуючих випромінювань є ядерні реактори, прискорювачі заряджених частинок, рентгенівські установки, штучні радіоактивні ізотопи, прилади засобів зв'язку високої напруги тощо. Як природні, так і штучні іонізуючі випромінювання можуть бути електромагнітними (фотонними або квантовими) і корпускулярними.

2.1.1 Природні іонізуючі випромінювання

Основну частину опромінення населення земної кулі одержує від природних джерел випромінювань. Більшість з них такі, що уникнути опромінення від них неможливо. Протягом всієї історії існування Землі різні види випромінювання потрапляють на поверхню Землі з Космосу і надходять від радіоактивних речовин, що знаходяться у земній корі.

Радіаційний фон, що утворюється космічними променями, дає менше половини зовнішнього опромінення, яке одержує населення від природних джерел радіації. Космічні промені переважно приходять до нас з глибин Всесвіту, але деяка певна їх частина народжується на Сонці під час сонячних спалахів. Космічні промені можуть досягати поверхні Землі або взаємодіяти з її атмосферою, породжуючи повторне випромінювання і призводячи до утворення різноманітних радіонуклідів. Опромінення від природних джерел радіації зазнають усі жителі Землі, проте одні з них одержують більші дози, інші -- менші. Це залежить, зокрема, від того, де вони живуть. Рівень радіації в деяких місцях залягання радіоактивних порід земної кулі значно вищий від середнього, а в інших місцях -- відповідно нижчий. Доза опромінення залежить також і від способу життя людей.

За підрахунками наукового комітету по дії атомної радіації ООН, середня ефективна еквівалентна доза зовнішнього опромінення, яку людина одержує за рік від земних джерел природної радіації, становить приблизно 350 мкЗв, тобто трохи більше середньої дози опромінення через радіаційний фон, що утворюється космічними променями.

Людина зазнає опромінення двома способами -- зовнішнім та внутрішнім. Якщо радіоактивні речовини знаходяться поза організмом і опромінюють його ззовні, то у цьому випадку, говорять про зовнішнє опромінення. А якщо ж вони знаходяться у повітрі, яким дихає людина, або у їжі чи воді і потрапляють всередину організму через органи дихання та кишково-шлунковий тракт, то таке опромінення називають внутрішнім.

Перед тим як потрапити до організму людини, радіоактивні речовини проходять складний маршрут у навколишньому середовищі, і це необхідно враховувати при оцінці доз опромінення, отриманих від того чи іншого джерела.

Внутрішнє опромінення в середньому становить 2/3 ефективної еквівалентної дози опромінення, яку людина одержує від природних джерел радіації. Воно надходить від радіоактивних речовин, що потрапили в організм з їжею, водою чи повітрям. Невеличка частина цієї дози припадає на радіоактивні ізотопи (типу вуглець-14, тритій), що утворюються під впливом космічної радіації. Все інше надходить від джерел земного походження. В середньому людина одержує близько 180 мкЗв/рік за рахунок калію-40, який засвоюється організмом разом із нерадіоактивним ізотопом калію, що є необхідним для життєдіяльності людини. Проте значно більшу дозу внутрішнього опромінення людина одержує від нуклідів радіоактивного ряду урану-238 і в меншій кількості від радіонуклідів ряду торію-232.

2.1.2 Штучні джерела іонізуючих випромінювань

Штучними джерелами іонізуючих випромінювань є ядерні вибухи, ядерні установки для виробництва енергії, ядерні реактори, прискорювачі заряджених частинок, рентгенівські апарати, прилади апаратури засобів зв'язку високої напруги тощо.

За декілька останніх десятиліть людство створило сотні штучних радіонуклідів і навчилося використовувати енергію атома як у військових цілях -- для виробництва зброї масового ураження, так і в мирних -- для виробництва енергії, у медицині, пошуку корисних копалин, діагностичному устаткуванні й ін. Усе це призводить до збільшення дози опромінення як окремих людей, так і населення Землі загалом. Індивідуальні дози, які одержують різні люди від штучних джерел іонізуючих випромінювань, сильно відрізняються. У більшості випадків ці дози незначні, але іноді опромінення за рахунок техногенних джерел у багато тисяч разів інтенсивніші, ніж за рахунок природних. Проте слід зазначити, що породжені техногенними джерелами випромінювання звичайно легше контролювати, ніж опромінення, пов'язані з радіоактивними опадами від ядерних вибухів і аварій на АЕС, так само як і опромінення, зумовлені космічними і наземними природними джерелами.

Опромінення населення України за останні роки за рахунок штучних джерел радіації, в основному пов'язане з наслідками аварії на Чорнобильській АЕС, а також експлуатацією і «дрібними» аваріями на інших АЕС. Про це достатньо багато і докладно написано в літературі.

Серед техногенних джерел іонізуючого опромінення на сьогодні людина найбільш опромінюється під час медичних процедур і лікування, пов'язаного із застосуванням радіоактивності, джерел радіації.

Радіація використовується в медицині як у діагностичних цілях, так і для лікування. Одним із найпоширеніших медичних приладів є рентгенівський апарат. Також все більше поширюються і нові складні діагностичні методи, що спираються на використання радіоізотопів. Одним із засобів боротьби з раком, як відомо, є променева терапія. В розвинених країнах річна колективна ефективна еквівалентна доза від рентгенівських досліджень становить приблизно 1000 Зв на 1 млн. жителів.

2.2 Дія іонізуючого випромінювання на організм людини

У результаті дії іонізуючого випромінювання на організм людини в тканинах можуть виникати складні фізичні, хімічні та біологічні процеси. При цьому порушується нормальне протікання біохімічних реакцій та обмін речовин в організмі. В залежності від поглинутої дози випромінювання та індивідуальних особливостей організму викликані зміни можуть носити зворотний або незворотний характер. При незначних дозах опромінення уражені тканини відновлюються. Тривалий вплив доз, які перевищують гранично допустимі межі, може викликати незворотні зміни в окремих органах або у всьому організмі й виразитися в хронічній формі променевої хвороби. Віддаленими наслідками променевого ураження можуть бути променеві катаракти, злоякісні пухлини. При вивченні дії на організм людини іонізуючого випромінювання були виявлені такі особливості:

- висока руйнівна ефективність поглинутої енергії іонізуючого випромінювання, навіть дуже мала його кількість може спричинити глибокі біологічні зміни в організмі;

- присутність прихованого періоду негативних змін в організмі, він може бути досить довгим при опроміненнях у малих дозах;

- малі дози можуть підсумовуватися чи накопичуватися;

- випромінювання може впливати не тільки на даний живий організм, а й на його нащадків (генетичний ефект);

- різні органи живого організму мають певну чутливість до опромінення. Найбільш чутливими є: кришталик ока, червоний кістковий мозок, щитовидна залоза, внутрішні (особливо кровотворні) органи, молочні залози, статеві органи; - різні організми мають істотні відмінні особливості реакції на дози опромінення; - ефект опромінення залежить від частоти впливу іонізуючого випромінювання. Одноразове опромінення у великій дозі спричиняє більш важкі наслідки, ніж розподілене у часі. При одноразовому опроміненні всього тіла людини можливі такі біологічні порушення в залежності від сумарної поглинутої дози випромінювання:

- До 0,25 Гр (25 рад) - видимих порушень немає;

- 0,25 ... 0,5 Гр (25 ... 50 рад) - можливі зміни в складі крові;

- 0,5 ... 1,0 Гр (50 ... 100 рад) - зміни в складі крові, нормальний стан працездатності порушується;

- 1,0...2,0 Гр (100...200 рад) - порушується нормальний стан, можлива втрата працездатності;

- 2,0 ... 4,0 Гр (200 ... 400 рад) - втрата працездатності, можливі смертельні наслідки;

- 4,0 ... 5,0 Гр (400 ... 500 рад) - смертельні наслідки складають 50% від загальної кількості потерпілих;

- 6 Гр і більше (понад 600 рад) - смертельні випадки досягають 100% загальної кількості потерпілих;

- 10 ... 50 Гр (1000 ... 5000 рад) - опромінена людина помирає через 1-2 тижні від крововиливу в шлунково-кишковий тракт.

- Доза 60 Гр (6000 рад) призводить до того, що смерть, як правило, настає протягом декількох годин або діб.

- Якщо доза опромінення перевищує 60 Гр, людина може загинути під час опромінення ("смерть під променем").

Репродуктивні органи та очі мають особливо високу чутливість до опромінення. Одноразове опромінення сім'яників при дозі лише 0,1 Гр (10 рад) призводить до тимчасової стерильності чоловіків, доза понад 2 Гр (200 рад) може призвести до сталої стерильності (чи на довгі роки). Яєчники менш чутливі, але дози понад 3 Гр (300 рад) можуть призвести до безпліддя. Для цих органів сумарна доза, отримана за кілька разів, більш небезпечна, ніж одноразова, на відміну від інших органів людини.

Очі людини уражаються при дозах 2...5 Гр (200...500 рад). Встановлено, що професійне опромінення із сумарною дозою 0,5...2 Гр (50...200 рад), отримане протягом 10-20 років, призводить до помутніння кришталика.

Небезпека радіоактивних елементів для людини визначається здатністю організму поглинати та накопичувати ці елементи. Тому при потраплянні радіоактивних речовин усередину організму уражаються ті органи та тканини, у яких відкладаються ті чи інші ізотопи: йод - у щитовидній залозі; стронцій - у кістках; уран і плутоній - у нирках, товстому кишечнику, печінці; цезій - у м'язовій тканині; натрій поширюється по всьому організму.

Ступінь небезпеки залежить від швидкості виведення радіоактивних речовин з організму людини. Більша частина людських органів є мало чутливою до дії радіації. Так, нирки витримують сумарну дозу приблизно 23 Гр (2300 рад), отриману протягом п'яти тижнів, сечовий міхур -55 Гр (5500 рад) за один місяць, печінка - 40 Гр (4000 рад) за місяць.

Ймовірність захворіти на рак знаходиться в прямій залежності від дози опромінення. Перше місце серед онкологічних захворювань займають лейкози. їх дія, що веде до загибелі людей, виявляється приблизно через 10 років після опромінення.

2.3 Одиниці вимірювання радіоактивних випромінювань

Серед різноманітних видів іонізуючих випромінювань, як уже зазначалося вище, надзвичайно важливими при вивченні питання небезпеки для здоров'я і життя людини є випромінювання, що виникають в результаті розпаду ядер радіоактивних елементів, тобто радіоактивне випромінювання.

Щоб уникнути плутанини в термінах, варто пам'ятати, що радіоактивні випромінювання, незважаючи на їхнє величезне значення, є одним з видів іонізуючих випромінювань. Радіонукліди утворюють випромінювання в момент перетворення одних атомних ядер в інші.

Вони характеризуються періодом напіврозпаду (від секунд до млн. років), активністю (числом радіоактивних перетворень за одиницю часу), що характеризує їх іонізуючу спроможність.

Активність у міжнародній системі (СІ) вимірюється в бекерелях (Бк), а позасистемною одиницею є кюрі (Кі). Один Кі = 37 х 10⁹Бк.

Міра дії іонізуючого випромінювання в будь-якому середовищі залежить від енергії випромінювання й оцінюється дозою іонізуючого випромінювання. Останнє визначається для повітря, речовини і біологічної тканини. Відповідно розрізняють и експозиційну, и поглинену та и еквівалентну дози іонізуючого випромінювання

2.3.1 Експозиційна доза

Експозиційна доза характеризує іонізуючу спроможність випромінювання в повітрі, вимірюється в кулонах на І кг (Кл/кг); позасистемна одиниця -- рентген (Р); 1 Кл/кг = 3,88 х 103Р. За експозиційною дозою можна визначити потенційні можливості іонізуючого випромінювання.

2.3.2 Поглинута доза

Поглинута доза характеризує енергію іонізуючого випромінювання, що* поглинається одиницею маси опроміненої речовини. Вона вимірюється в греях Гр (1 Гр=1 Дж/кг). Застосовується і позасистемна одиниця рад (1 рад = 0,01 Гр= 0,01 Дж/кг).

Доза, яку одержує людина, залежить від виду випромінювання, енергії, щільності потоку і тривалості впливу. Проте поглинута доза іонізуючого випромінювання не враховує того, що вплив на біологічний об'єкт однієї і тієї ж дози різних видів випромінювань неоднаковий. Щоб врахувати цей ефект, введено поняття еквівалентної дози.

2.3.3 Еквівалентна доза

Еквівалентна доза є мірою біологічного впливу випромінювання на конкретну людину, тобто індивідуальним критерієм небезпеки, зумовленим іонізуючим випромінюванням. За одиницю вимірювання еквівалентної дози прийнятий зіверт (Зв). Зіверт дорівнює поглинутій дозі в 1 Дж/кг (для рентгенівського та а, в- випромінювань). Позасистемною одиницею служить бер (біологічний еквівалент рада). 1 бер = 0,01 Зв.

2.4 Права громадян та їх об'єднань у сфера використання ядерної енергії та радіаційної безпеки

Громадяни та їх об'єднання мають право на запит та одержання від відповідних підприємств, установ та організацій у межах їх компетенції повної та достовірної інформації щодо безпеки ядерної установки чи об'єкта, призначеного для поводження з радіоактивними відходами, будівництво яких планується або здійснюється, та тих, що експлуатуються або знімаються з експлуатації, за винятком відомостей, що становлять державну таємницю.

Громадяни мають право отримувати інформацію від установ державної системи контролю за радіаційною обстановкою на території України про рівні радіаційного випромінювання на території України, в місцях їх проживання чи роботи. За відмову в наданні такої інформації, умисне перекручення або приховування об'єктивних даних з питань, пов'язаних з безпекою під час використання ядерної енергії, посадові особи підприємств, установ та організацій, об'єднань громадян і засобів масової інформації несуть відповідальність згідно з законодавством.

Громадяни України з пізнавальною метою мають право на відвідування у встановленому порядку ядерних установок, а також об'єктів, призначених для поводження з радіоактивними відходами.

Для реалізації прав громадян органи державної влади, установи державної системи контролю за радіаційною обстановкою, підприємства, установи та організації, діяльність яких пов'язана з використанням ядерної енергії, їх посадові особи зобов'язані:

періодично поширювати через засоби масової інформації офіційні відомості про радіаційну обстановку на території, де знаходяться, експлуатуються підприємства по видобуванню уранової руди, ядерні установки, об'єкти, призначені для поводження з радіоактивними відходами, джерела іонізуючого випромінювання, а також відомості щодо безпеки ядерної установки чи об'єкта, призначеного для поводження з радіоактивними відходами, будівництво яких планується або здійснюється, та тих, що експлуатуються або знімаються з експлуатації, за винятком відомостей, що становлять державну таємницю;

надавати можливість громадянам України на їх вимогу безпосередньо відвідувати з пізнавальною метою у встановленому порядку ядерні установки та об'єкти, призначені для поводження з радіоактивними відходами.

Громадяни та їх об'єднання мають право на участь в обговоренні проектів законодавчих актів і програм у сфері використання ядерної енергії, а також на участь в обговоренні питань, пов'язаних з розміщенням, проектуванням, спорудженням, експлуатацією та зняттям з експлуатації ядерних установок, джерел іонізуючого випромінювання.

З метою залучення громадян та їх об'єднань до участі у розгляді питань, пов'язаних з використанням ядерної енергії, місцеві органи державної влади і самоврядування можуть організовувати громадські слухання з питань захисту проектів, пов'язаних з розміщенням, спорудженням, зняттям з експлуатації ядерних установок та об'єктів, призначених для поводження з радіоактивними відходами.

На громадські слухання виносяться як матеріали, подані заявником, так і результати державних та громадських експертиз.

Порядок проведення громадських слухань встановлюється Кабінетом Міністрів України.

Населення територій, на яких розміщуються підприємства по видобуванню уранових руд, ядерні установки, об'єкти, призначені для поводження з радіоактивними відходами, має право на соціально-економічну компенсацію ризику від їх діяльності, зокрема на:

використання частини коштів, які інвестуються в будівництво установок і об'єктів, для будівництва об'єктів соціального призначення;

встановлення пільгового режиму енергоспоживання в районі розташування атомних електростанцій;

здійснення заходів, передбачених законодавством про охорону навколишнього природного середовища;

використання частини коштів, віднесених на собівартість виробленої на діючих АЕС електроенергії, на соціально-економічний розвиток території.

Види, обсяги, джерела та порядок надання компенсацій, а також визначення територій, на які поширюються заходи соціально-економічної заінтересованості, встановлюються Кабінетом Міністрів України за погодженням з місцевими органами державної влади і самоврядування на підставі науково-економічного обгрунтування.

Громадяни, здоров'ю та майну яких завдано шкоди, зумовленої негативним впливом іонізуючого випромінювання під час використання ядерної енергії, мають право на її відшкодування в повному обсязі відповідно до законодавства.

Персонал ядерних установок, джерел іонізуючого випромінювання, а також державні інспектори з нагляду за ядерною та радіаційною безпекою безпосередньо на ядерних установках мають право на соціально-економічну компенсацію негативного впливу іонізуючого випромінювання на їхнє здоров'я відповідно до законодавства України.

Персонал має право на професійну перепідготовку, підвищення кваліфікації та ліцензування за рахунок ліцензіата.

Персонал ядерних установок, джерел іонізуючого випромінювання, а також державні інспектори з нагляду за ядерною та радіаційною безпекою безпосередньо на ядерних установках підлягають обов'язковому страхуванню від ризику негативного впливу іонізуючого випромінювання на їхнє здоров'я за рахунок коштів ліцензіатів.

Громадянам України, особам без громадянства, а також іноземним громадянам, які проживають на території України, забезпечується право укладання договору добровільного страхування особи та майна від ризику радіаційного впливу.

Виплати по обов'язковому і добровільному страхуванню особи та майна від ризику радіаційного впливу провадяться незалежно від виплат по державному соціальному страхуванню, соціальному забезпеченню та в порядку відшкодування шкоди від радіаційного впливу.

Порядок та умови страхування визначаються законодавством України.

Застосування джерел іонізуючого випромінювання у медичних цілях має бути обгрунтовано користю для пацієнта порівняно із шкодою, якої воно може завдати, а також порівняно з користю та ризиком в разі застосування альтернативних методів діагностики та лікування.

Медичне втручання з використанням іонізуючого випромінювання здійснюється на загальних умовах застосування методів профілактики, діагностики та лікування, встановлених законодавством про охорону здоров'я. Доза опромінення пацієнта має бути настільки низькою, наскільки це можливо для досягнення мети медичного втручання. Регламенти медичних втручань, дозові межі опромінення пацієнтів з урахуванням особливостей конкретних медичних втручань встановлюються Міністерством охорони здоров'я України.

Види медичних втручань із використанням іонізуючого випромінювання та порядок їх застосування під час проведення обов'язкових медичних оглядів встановлюються законодавством.

За бажанням пацієнта йому надається повна інформація про дозу опромінення та про можливу шкоду для здоров'я, яка може бути заподіяна використанням іонізуючого випромінювання під час обстеження чи лікування.

2.5 Норми радіаційної безпеки

Основними документами, якими регламентується радіаційна безпека в Україні, є Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97) та Основні санітарні

правила України (ОСПУ).

У НРБУ-97 виділяють три категорії осіб щодо ризику іонізуючого опромінення:

- категорія А - персонал, який безпосередньо працює з радіоактивними речовинами;

- категорія Б - персонал, що безпосередньо не працює із радіо активними речовинами, але за умови розміщення їх на робочих місцях або місцях проживання може потрапити під дію опромінення;

- категорія В - все населення країни.

Для осіб категорій А і Б НРБУ-97 встановлюють ліміти ефективної й еквівалентної доз за календарний рік. Обмеження опромінення категорії В (населення) здійснюється введенням лімітів річної ефективної та еквівалентної доз для критичних груп осіб категорії Б (таблиця 2.1).

Таблиця 2.1 -Ліміти доз сумарного внутрішнього і зовнішнього опромінення, мЗв/рік

Назва дози опромінення	Позначення ліміту дози	Категорія А	Категорія Б	Категорія В
Ефективна доза	ЛД е	20	2	1
Ефективна доза зовнішнього опромінення : для кришталика ока для шкіри для кісток і стоп		150 500 500	15 50 50	15 50 -



Чисельні значення наведених в таблиці 2.1 основних дозових лімітів НРБУ-97 встановлюють на рівнях, що виключають можливість виникнення детерміністичних ефектів опромінення і одночасно гарантують настільки низьку ймовірність виникнення стохастичних ефектів опромінення, що вона є прийнятною як для окремих осіб, так і для суспільства в цілому.
Крім лімітів ефективної й еквівалентної річних доз, НРБУ-97 встановлюють допустимі рівні надходження радіонуклідів в організм людини за календарний рік, потужності еквівалентної дози, концентрації радіонуклідів у повітрі, питній воді та раціоні, щільності потоку частинок, забруднення шкіри, спецодягу, робочих поверхонь тощо. Значення окремого допустимого рівня розраховується за умови, що створена ним річна доза не повинна перевищувати ліміту відповідної дози. При багатократному радіаційному опроміненні допустимі рівні визначаються за умови, щоб річна сумарна доза від усіх джерел випромінювання не перевищувала відповідного ліміту дози.

За ступенем зниження чутливості до іонізуючого випромінювання встановлено 3 групи критичних органів, опромінення котрих спричиняє найбільший збиток здоров'ю:

І -- все тіло, гонади та червоний кістковий мозок; Н -- щитовидна залоза, м'язи, жирова тканина, печінка, нирки, селезінка, шлунково-кишковий тракт, легені, кришталик очей; III -- шкіра, кістки, передпліччя, литки, стопи.

Дози опромінення наведено в таблиці 2.2.

Таблиця 2.2 - Дози зовнішнього та внутрішнього опромінень

Групи критичних органів	Гранично-допустима доза категорії А, Бер/рік	Межа дози для категорії Б, Бер/рік
1 група -все тіло, гонади, червоний кістковий мозок	5	0,5
2 група - мязи, печінка, легені, селезінка, нирки	15	1,5
3 група - шкіра, кістки, гомілки, стопи	30	3



В залежності від групи критичних органів для категорії А встановлена гранично допустима доза (ГДД) за рік, для категорій Б - границя дози (Гд) за рік.

ГДД -- найбільше значення індивідуальної еквівалентної дози за рік, котре при рівномірному впливі протягом 50 років не викликає в стані здоров'я персоналу несприятливих змін, котрі виявляються сучасними методами.

Еквівалентна доза Н (бер), накопичена в критичному органі за час Т (років) з початку професійної роботи, не повинна перевищувати значення, отриманого за формулою:

Н = ГДД x Т                                              (2.1)

В середньому нормальна опроміненість людини від природного радіоактивного фону, що складається з космічного випромінювання; випромінювання природно розподілених радіоактивних речовин на поверхні Землі, в приземній атмосфері, в продуктах харчування, воді тощо, складає протягом року приблизно 0,1 рад.

2.6 Радіаційна безпека поводження з джерелами іонізуючих випромінювань

Захист від іонізуючих випромінювань може здійснюватись шляхом використання наступних принципів:

використання джерел з мінімальним випромінюванням шляхом переходу на менш активні джерела, зменшення кількості ізотопа;

скорочення часу роботи з джерелом іонізуючого випромінювання;

віддалення робочого місця від джерела іонізуючого випромінювання;

екранування джерела іонізуючого випромінюванн.

Екрани можуть бути пересувні або стаціонарні, призначені для поглинання або послаблення іонізуючого випромінювання. Екранами можуть бути стінки контейнерів для перевезення радіоактивних ізотопів, стінки сейфів для їх зберігання

Альфа-частинки екрануються шаром повітря товщиною декілька сантиметрів, шаром скла товщиною декілька міліметрів. Однак, працюючи з альфа-активними ізотопами, необхідно також захищатись і від бета- або гамма-випромінювання.

З метою захисту від бета-випромінювання використовуються матеріали з малою атомною масою. Для цього використовують комбіновані екрани, у котрих з боку джерела розташовується матеріал з малою атомною масою товщиною, що дорівнює довжині пробігу бета-частинок, а за ним -- з великою масою.

З метою захисту від рентгенівського та гамма-випромінювання застосовуються матеріали з великою атомною масою та з високою щільністю (свинець, вольфрам).

Для захисту від нейтронного випромінювання використовують матеріали, котрі містять водень (вода, парафін), а також бор, берилій, кадмій, графіт. Враховуючи те, що нейтронні потоки супроводжуються гамма-випромінюванням, слід використовувати комбінований захист у вигляді шаруватих екранів з важких та легких матеріалів (свинець-поліетилен).

Дієвим захисним засобом є використання дистанційного керування, маніпуляторів, роботизованих комплексів.

В залежності від характеру виконуваних робіт вибирають засоби індивідуального захисту: халати та шапочки з бавовняної тканини захисні фартухи, гумові рукавиці, щитки, засоби захисту органів дихання (респіратор „Лепесток"), комбінезони, пневмокостюми, гумові чоботи.

Дієвим чинником забезпечення радіаційної безпеки є дозиметричний контроль за рівнями опромінення персоналу та за рівнем радіації в навколишньому середовищі.

Оцінка радіаційного стану здійснюється за допомогою приладів, принцип дії котрих базується на наступних методах:

іонізаційний (вимірювання ступеня іонізації середовища);

сцинтиляційний (вимірювання інтенсивності світлових спалахів, котрі виникають в речовинах, що люмінесціюють при проходженні через них іонізуючих випромінювань);

фотографічний (вимірювання оптичної щільності почорніння фотопластинки під дією випромінювання);

калориметричні методи (вимірювання кількості тепла, що виділяється в поглинальній речовині).

2.7 Підходи до вирішення проблеми в Україні

В Україні щорічно фіксуються випадки (від одного до декількох десятків) аварійних ситуацій, інцидентів з радіонуклідними джерел іонізуючого випромінювання [7]. Це випадки втрат, розкрадань, незаконного володіння та розповсюдження радіоактивних матеріалів, виявлення "нічийних" ДІВ, контроль над якими був втрачений, а також аварії при використанні ДІВ.

На колишньому заводі "Електрон" у м. Жовті Води (сучасна назва - ВАТ "Електрон-Газ") у виробничій діяльності широко використовувались ДІВ різного радіонуклідного складу та активності [9]. На початку 90-х років минулого століття в наслідок конверсії завод припинив виробничу діяльність. Декілька тисяч ДІВ сумарною активністю понад 5.5Ч10¹⁴ Бк, що на той час були накопичені на ВАТ "Електрон-Газ", не були передані на подальше зберігання до спеціалізованого підприємства, а продовжували зберігатися на ВАТ "Електрон-Газ" без забезпечення при цьому належного рівня їх фізичного захисту.

Безпосередні роботи з вилучення ДІВ середньої та високої активності, які зберігаються на ВАТ "Електрон-Газ" та їх передачі на тимчасове зберігання спеціалізованому підприємству ДК УкрДО "Радон", були розпочаті в червні 2010 року. Роботи здійснювались за фінансової підтримки США в рамках міжнародної програми "Зниження радіологічної загрози". Виконання повного комплексу робіт з підготовки, вилучення відпрацьованих ДІВ, обстеження їх фізичного стану, ідентифікації,, паспортизації, контейнеризації та транспортування їх на Дніпропетровський державний міжрегіональний спеціалізований комбінат (ДМСК) державної корпорації “УкрДО“Радон” було завершено в листопаді 2010 року.

В результаті проведених робіт з ВАТ "Електрон-Газ" було вилучено та передано на Дніпропетровський ДМСК 3973 джерела іонізуючого випромінювання.

В Україні не існує технології та обладнання для захоронення ДІВ великої потужності, кількість яких, за попередніми даними, перевищує 1000 одиниць. За часів СРСР такі джерела іонізуючого випромінювання після закінчення строку експлуатації поверталися на підприємства - виробники, розташовані в Росії.

Тому на початку 2000-х було прийнято рішення про будівництво сховища відпрацьованих ДІВ. Зовсім нещодавно 5 жовтня у Чорнобильській зоні відчуження на майданчику комплексу «Вектор» відбулася церемонія відкриття початку будівництва Централізованого сховища відпрацьованих джерел іонізуючого випромінювання [10].

Враховуючи масштаби використання джерел іонізуючого випромінювання в Україні (станом на кінець 90-х років у відкритому вигляді в Україні використовувалися радіоактивні речовини загальною активністю 320 тис. Кі, а в закритому вигляді - ДІВ з сумарним керма-еквівалентом 450 Гр*м²/с), з метою забезпечення загальнодержавного обліку та оперативного контролю за станом та місцезнаходженням ДІВ, в 1997 році Урядом було прийнято рішення про створення Державного регістру джерел іонізуючого випромінювання [1]. На фінансування створення Регістру передбачалося у 1997 - 1998 роках виділити з держбюджету 760 тис. гривень, але через повну відсутність фінансування заплановані роботи не були виконані. На базі Українського державного виробничого підприємства «Ізотоп» (УДВП «Ізотоп») в 1998 році створено окремий підрозділ - Державний регістр джерел іонізуючого випромінювання, який виконуватиме функції головного реєстрового центру Регістру і здійснюватиме зв'язок з мережею обласних реєстрових центрів.

Размещено на Allbest.ru

...