90Sr -3,7 106 Бк/кг (1*10-4 Ки/кг);
137Cs - 3,7 106 Бк/кг (1*10-4 Ки/кг);
a - випромінювачі на прикладі 239Pu - 2,2 104 Бк/кг
(6 10-7 Ки/кг).
Співвідношення між вмістом 137Cs та 90Sr в грунтах змінюється -залежно від віддаленності від джерела аварії. Чим більший вміст 90Sr в радіонуклідних відходах, рухомого (що важко піддається процесу сорбування) радіонукліда, тим більш жорсткі мають бути вимоги по забезпеченню безпеки захоронення, що враховується під час вибору радіонуклідного складу відходів. Вміст 239Pu, як довгоіснуючого a-випромінювача, також прийнято в розрахунках по максимуму (0,6% від активності 137Cs).
4. ОБГРУНТУВАННЯ НЕОБХІДНОГО ТЕРМІНУ ФУНКЦІОНУВАННЯ СХОВИЩ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ КОМПЛЕКСУ “ВЕКТОР”
Тривалість необхідного часу функціонування споруд комплексу “Вектор” розраховувалась за терміном потенційної небезпеки відходів (Tпн – час потенційної небезпеки), що визначає необхідний час їх ізоляції.
Термін потенційної небезпеки окремих радіонуклідів у відходах оцінювався за формулами, отриманими в процесі логарифмування відомих рівнянь радіоактивного розпаду, виходячи з вимагаючих регламентації значень питомої активності радіонуклідів, починаючи з яких відходи вже не вимагають захоронення як радіоактивні матеріали. В зв’язку з відсутністю у вітчизняній нормативній документації вказаних нормативних значень питомої активності відходів, розрахунок проводиться через знову введений критерій - граничну питому активність (ГПА), при якій безпосередній без обмежувальних заходів контакт відходів з навколишнім середовищем не призведе до дози опромінення населення, яка перевищуватиме заздалегідь встановлений рівень. В якості цього рівня може бути прийнята дозова межа або квота (частина) цієї межі.
Вибір для розрахунків значень вказаного рівня здійснюється на основі аналізу реальної радіаційної обстановки, сформованої в районі будівництва комплексу “Вектор”, враховуючи рекомендації міднародних організацій (МКРЗ, МАГАТЕ) та вітчизняної нормативної документації.
Комплекс “Вектор” розміщений в радіоактивно забрудненій зоні, на території якої діє прийнятий в травні 1991р Закон СРСР “Про соціальний захист громадян, що постраждали внаслідок Чорнобильської катастрофи”. Згідно з цим законом основною концепцією для прийняття рішень по захисту населення та відшкодування шкоди є річна ефективна еквівалентна доза Не, 36 бер, обумовлена аварійним викидом на ЧАЕС для забруднених районів СНГ. Допустимою та не вимагаючою втручання в 1991 р та наступні роки прийнята річна індивідуальна ефективна еквівалентна доза в 1 м 36 (0,1 бер). Зазначене значення дорівнює середньому природному фону опромінення.
В діапазоні 1-5 мЗв (0,1-0,5 бер) можуть вживатися заходи по зменшенню доз до 1 мЗв, в основному шляхом обмеження використання забруднених продуктів та інших захисних заходів.
За щільністю забруднення груну радіонуклідами (AS, Ки/км2) забруднена територія поділяється на 4 зони:
1.Зона відчуження - територія, на якій у відповідності з раніше встановленими тимчасовими допустимими рівнями (ТДР) евакуйовано населення (це в основному 30-км зона) Тут заборонено постійне проживання населення, обмежена господарська діяльність та природокористування;
2.Зона відселення, в якій AS вище: для 137Cs - 15, 90Sr - 3, 239,240Pu - 0,1 Ки/км2. Цей критерій прийнятий ще на першій стадії, в травні 1986р. В новому законі прийнято: якщо AS по 137Cs досягне або більше 40Ки/км2, а очікувна Не може перевищити 5 мЗв (0,5 бер), - населення має бути евакуйоване;
3.Зона проживання з правом на відселення, в якій AS по 137Cs дорівнює від 5 до 15 Ки/км2 та очікувана Не перевищує 1 мЗв (0,1 бер).
4.Зона проживання з пільговим соціально-економічним статусом, в якому AS по 137Cs дорівнює від 1 до 5 Ки/км2 та Не менше 1 мЗв (0,1 бер).
На території будівництва комплексу “Вектор” поверхневе забруднення складає від 4 до 40 Ки/км2. Якщо виходити з припущення, що вимоги безпеки стосовно заново створеної споруди не повинні бути більш жорсткі, ніж може бути зебезпечене навколишнім середовищем, то в розрахунках можна орієнтуватися на значення межі ефективної еквівалентної дози 5 мЗв, прийнявши його за шуканий рівень Нз.
З іншого боку за межу індивідуальної ефективної еквівалентної дози МКРЗ рекомендує під час тривалого опромінення (що має місце під час захоронення) приймати значення 1 мЗв/рік (0,1 бер/рік), при цьому річний ризик складає 10-5. МКРЗ розглядаються також умови, при яких джерело опромінення може бути зняте з контролю: очікувана колективна доза має бути не більше 1 люд.Зв, а її річні складові індивідуальні ефективні еквівалентні дози нижче 0,1 мЗв, що відповідає квоті межі дози - 10%. Звідси витікає, що з радіоактивними відходами з загальною та питомою активністю нижче рівня, розрахованого виходячи з вказаного значення дози - 0,1 мЗв/рік при квоті 10%, можна поводитись так само, як і з нерадіоактивними відходами. Практично це означає, що відносно таких відходів під час поводження з ними не обов’язкові спеціальний дозвіл, реєстрація або інші заходи обліку.
В зв'язку з вищевикладеним, розрахунок необхідного терміну функціонування довгочасних сховищ комплекса “Вектор” виконаний виходячи з двух значень межі ефективної еквівалентної дози (при квоті - 100%): Не = 1 мЗв/рік; Не= 5 мЗв/рік, оскільки більш жорстке значення Нз не виправдано установленою радіаційною обстановкою.
Під час розрахунку враховувались всі шляхи опромінення: прямі, до яких відноситься зовнішнє опромінення від фотонів та S± - частинок радіонуклідів, які містяться у відходах, та непрямі шляхи впливу, до яких відносяться внутрішнє опромінення від радіонуклідів, які потрапили в організм в результаті їх міграції по харчовим та біологічним ланцюгам, а також за рахунок споживання води, забрудненої в результаті міграції радіонуклідів.
Розрахунок ПГА проводився за формулою:
, де
Нз - рівень індивідуальної ефективної еквіваленної дози, яку отримують під час захоронення радіоактивних відходів Нз= Не*К (де K - квота на захоронення);
n - шляхи впливу випромінювання;
wj - зважений фактор;
Вijn - дозовий коефіцієнт, характеризуючий індивідуальну еквівалентну дозу опромінення, одержану по n-му шляху впливу від одиничної питомої активності i-го радіонукліда у відходах.
Для розглянутої групи радіонуклідів лімітуючим являється зовнішнє опромінення, під час розрахунку дозового коефіцієнта від зовнішнього опромінення прийнято, що джерело опромінення - безкінечний плоский. Розрахунок дози приведений для висоти a=1м., що відповідає відстані від джерела до гонад дорослої людини. Поглинання та багаторазове розсіювання в цьому шарі повітря не враховувалось, так як прийнято, що ці два механізма взаємодії приблизно взаємно компенсують один одного.
Для даної категорії відходів та їх форм, шляхом, що визначає дозу внутрішнього опромінення є харчовий шлях, інгаляцією (за рахунок пилення відходів під час руйнування сховища) можна знехтувати. Індивідуальні дози по харчовому шляху поступання радіонуклідів розраховані у додатку, що споживаються тільки місцеві продукти харчування.
Завантажити реферат