«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» (НИЯУ МИФИ) Реферат по курсу «Безопасность жизнедеятельности» на тему: «Радиационная безопасность при использовании трития в хозяйственной деятельности человека» Выполнил студент группы: Принял: Кафедра радиационной физики и безопасности атомных технологий (1) / Институт ядерной физики и технологий Дата защиты: Результат защиты: Москва 2024 СОДЕРЖАНИЕ Введение…………………………………………………………………………...3 Основная часть………………………………..………………………………..….6 Расчет максимальной эффективной дозы от ингаляции трития.…….…6 Расчёт эффективной дозы, при пероральном поступлении воды........…6 Поступление радионуклида в воздушную среду……………..………….7 Поступление радионуклида в водную среду……………..………………7 Заключение…………………………………………………………………...……8 2 ВВЕДЕНИЕ Использование трития для исследований в области фундаментальной и прикладной науки имеет огромное значение. В ряде главных направлений: исследование экзотических ядер с нейтронным гало, исследование ядерных реакций синтеза, катализированных мюоном, изучение процессов термоядерного синтеза в устройствах магнитного и инерционного удержания и т. д. Однако широкое применение трития в фундаментальных и прикладных исследованиях сдерживается тем, что он является радиоактивным изотопом водорода (ИВ) и при обращении с ним требуется соблюдение норм радиационной безопасности. [1] Тритий (Т) существует на земле в составе тритиевой воды (НТО, Т2О), в виде газа (Т2), а также в составе любых органических и неорганических соединений (содержащих водород), в том числе в составе соединений, образующих биологические ткани, где он замещает атомы обычного водорода. Различают тритий естественного и искусственного происхождения. Естественный тритий образуется в верхних слоях атмосферы в реакциях на ядрах азота и кислорода [14N (n,T) 12 C, 16 O (n,T) 14 N] и содержится в атмосферном воздухе в количестве 1 атом трития на 1014 атомов протия, а в воде – один атом трития на 1018 атомов водорода, т.е. его активность составляет 8,65·10-2 Бк/л. Общий запас естественного трития на земном шаре по разным оценкам составляет (1 - 2,5) 1018 Бк и давно находится в равновесном состоянии. Основной источник искусственного трития на Земле – испытания термоядерного оружия. В 70-х годах из-за ядерных испытаний активность искусственного трития во много раз превышала активность. Так как тритий легко окисляется, то на Земле он находится в основном в водоемах в виде воды, где его объемная активность была (10 - 200) Бк/л. После прекращения ядерных испытаний содержание трития в воде водоемов стало уменьшаться, и в настоящее время объемная активность глобального, т.е. связанного с 3 ядерными испытаниями, трития в пресноводных водоемах, по-видимому, составляет (5 - 175) Бк/л, а в реках заметно меньше.[2] Годовой выброс трития в атмосферу АЭС с ВВЭР по данным радиационно-технического обследования составляет 6,4— 8,4 ТБк/год. Население в зоне наблюдения АЭС с ВВЭР потребляет значительное количество привозной продукции, поэтому равенство удельной активности трития в воде тканей человека и атмосферной влаге не достигается. Учитывая это, годовая доза от выброса трития АЭС с ВВЭР для критической группы населения находится в диапазоне 0,015—0,09 мкЗв, что значительно ниже минимально значимой дозы.[3] В организм человека тритий поступает преимущественно в форме тритиевой воды (НТО) путем ингаляции, с пищей и жидкостями, а также через кожу, после чего всасывается в кровь полностью в пределах до десятков минут. После попадания в кровь НТО разносится кровеносной системой во все органы и ткани тела, мгновенно проникает через стенки сосудов во внеклеточную жидкость и из нее в клетки тканей и таким образом равномерно растворяется в воде тела за несколько часов. Небольшая часть трития (0,5 – 4%) очень быстро обменивается с водородом органических молекул, связанным в группах OH, NH и SH в тканях организма. Другая небольшая часть трития (от менее 1% до 3% в организме человека) постепенно преобразуется в органически связанный тритий (ОСТ) в результате биохимических процессов, т.е. включается в устойчивые CH связи в органических молекулах. НТО выводится из организма человека по экспоненциальному закону с мочой, потом, паром в выдыхаемом воздухе и др. Биологический период удержания НТО варьируется от 4 до 18 суток, изменяясь с потреблением воды, температурным режимом и возрастом. В ряде исследований показано существование второго экспоненциального компонента динамики выведения трития с мочой человека с периодом 23–226 суток, предположительно 4 связанного с формированием ОСТ из НТО и последующей деградацией ОСТ.[4] По данным, опубликованным в докладе Генеральной Ассамблеи ООН 2016 года, посвященного биологическим эффектам трития значение коэффициента относительной биологической эффективности (ОБЭ) для трития и его соединений, составляет от 1 до 3,5. При этом дозовый коэффициент для НТО при хроническом поступлении равен 1,8 102 (мкЗв/год)/(Бк/л), а для ОСТ составляет величину от 4,2 до 7,6 102 (мкЗв/год)/(Бк/л) в зависимости от типа органического соединения. Эти данные свидетельствуют об отсутствии до настоящего времени устоявшегося мнения о величине дозового коэффициента для ОСТ и НТО.[5] 5 ОСНОВНАЯ ЧАСТЬ Расчет максимальной суммарной эффективной дозы для критической группы населения при ингаляции и пероральном поступлении воды. Расчет максимальной эффективной дозы от ингаляции трития Приведён расчёт суммарной эффективной дозы при ингаляционном поступлении трития для критической группы населения Расчет осуществляется по формуле: 𝐸инг = 𝑒возд ∗ ДОА ∗ 𝑉 (3) где 𝐸инг - эффективная доза эффективная доза при ингаляционном поступлении трития Допустимая средняя годовая объемная активность ДОА: 1,9 10 3 Бк/м3 Дозовый коэффициент при ингаляции e: 2,7 10 -10 Зв/Бк V - интенсивность дыхания представителей 2-й группы населения, 1,9 м3/год 𝐸инг = 2,7 ∗ 10−10 ∗ 1,9 ∗ 103 ∗ 1,9 = 0,97 мкЗв (4) Расчёт эффективной дозы, обусловленной пероральным поступлением воды Расчет осуществляется по формуле: 𝐸пер = 𝑒вод ∗ УВ ∗ 𝑚 (5) где уровни вмешательства УВ: 7600 Бк/кг Дозовый коэффициент радионуклида в воде 𝑒вод : 1,8 · 10-8 Зв/Бк (из приложения 2а НРБ-99/2009 [6]); Среднее годовое потребление воды: 720 кг 𝐸пер = 1,8 ∗ 10−8 ∗ 7600 ∗ 720 = 98,5 мЗв (6) Расчет максимальной суммарной эффективной дозы: 𝐸сум = 𝐸пер + 𝐸инг ≈ 100 мЗв (7) Источниками ионизирующего излучения считается те, которые при любых условиях обращения с ними создают индивидуальную годовую эффективную дозу более 10 мкЗв (п. 1.4 НРБ-99/2009[6]) 6 Поступление радионуклида в воздушную среду Расчёт дозы при поступлении трития в воздух осуществлялся по формуле: 𝐴возд ∗ 𝑒возд ≥ 𝐸𝑀𝐴𝑋 => 𝐴возд ≥ 𝐸𝑀𝐴𝑋 𝑒возд (8) 𝐴возд - активность нуклида (Бк), 𝐸𝑀𝐴𝑋 - максимальная эффективная доза: 10-6 Зв, 𝑒возд - дозовый коэффициент радионуклида в воздухе: 2,7 · 10-10 Зв/Бк для неорганических соединений трития (из приложения 2 НРБ-99/2009[6]); Активность радионуклида в воздухе вычисляется по формуле (8): 𝐴возд ≥ 10−6 2,7 10−10 = 3,7 кБк (9) Таким образом, при поступлении в воздух 3,7 кБк трития с объекта ядерной отрасли не будет считаться ИИИ. Поступление радионуклида в водную среду Используя формулу (8) и данные о значении дозового коэффициента при поступлении радионуклидов в организм людей с водой 𝑒вод - дозовый коэффициент радионуклида в воде: 1,8 · 10-8 Зв/Бк (из приложения 2а НРБ-99/2009[6]) Найдем активность радионуклида в воде: 𝐴вод ≥ 10−6 1,8 10−8 = 55,5 Бк (10) Таким образом, при поступлении с водой 55,5 Бк трития с объекта ядерной отрасли не будет считаться ИИИ. 7 ЗАКЛЮЧЕНИЕ Было проведено исследование свойств радионуклида водорода - трития. Занимая ключевую роль в широком спектре фундаментальных исследований, тритий обладает рядом характеристик, требующим соблюдения комплекса мер и мероприятий, для обеспечения безопасности деятельности человека, что способствует дальнейшему его изучению. Приведён расчёт максимальной суммарной эффективной дозы для 2-й критической группы населения при ингаляции, пероральном поступлении воды, а также поступлении с объекта ядерной отрасли. 8 СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ 1. Статья «Экспериментальные комплексы для безопасного обращения с тритием и его соединениями в интересах фундаментальных и прикладных исследований», А. А. Юхимчук. Режим доступа: URL: http://book.sarov.ru/wpcontent/uploads/2020/11/IHISM-11-2012-3.pdf, - свободный (дата обращения 25.01.2024) 2. Статья «О радиационной опасности трития, нарабатываемого на АЭС», Ю.А. Егоров. Режим доступа: URL: https://cyberleninka.ru/article/n/o- radiatsionnoy-opasnosti-tritiya-narabatyvaemogo-na-aes, - свободный (дата обращения 25.01.2024) 3. Статья «Поступление трития в атмосферу с выбросами АЭС с ВВЭР и оценка дозы облучения населения», А.И. Крышев. Режим доступа: URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/download/3194/4167, - свободный (дата обращения 25.01.2024) 4. Статья «Оценка дозы от поступления окиси трития в организм человека: роль включения трития в органическое вещество тканей», М.И. Балонов. Режим доступа: URL: https://core.ac.uk/download/pdf/236291732.pdf/, - свободный (дата обращения 25.01.2024) 5. Статья «Дифференцированный подход к оценке поступления трития и его соединений в организм человека», В. Г. Барчуков. Режим доступа: URL: http://book.sarov.ru/wp-content/uploads/2020/09/IHISM-19_2020-21.pdf, свободный (дата обращения 25.01.2024) 6. "НРБ-99/2009. СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности. Санитарные правила и нормативы". 9