Тритий. Безопасность жизнедеятельности

«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  102 (мкЗв/год)/(Бк/л), а для ОСТ составляет величину от 4,2 до
7,6  102  (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