CC BY
17
считать, что лимитирующим показателем вредности является санитарно-токсикологический, а предельно допустимая концентрация может быть рекомендована на уровне 5 мг/л.
ЛИТЕРАТУРА
Блинов И. Ф. Хлоратные и перхлоратные взрывчатые вещества. М., 1941.— Б р е с л а в с к и й А. С., Симон И. Б. Пробл. эндокринол., 1955, № 3, стр. 25. — Г о л д о б и н а Т. В. Экспериментальные исследования по физиологии, биохимии и фармакологии Пермь, 1959, стр. 79. — Родня некий Б. Б., Малинская А. Н. Ро пни к П. Н. В кн.: Зобная болезнь. Киев, 1959, сгр.. 143. — Черки некий С. Н. Санитарная охрана водоемов от загрязнения промышленными сточными водами. М., 1949, в. I.—О н ж е. Гигиенические вопросы водоснабжения сельских населенных мест. М., 1958, стр. 87.—Kirk R. Е., Othmer D. F., Encyclopedia of Chemical Technology. New York, 1949, v. 3.—U 11 m a n n F., Encyclopädie der technischen Chemie. München, 1954, B. 5, S. 544.
Поступила 18/1V 1963 г.
DATA FOR SUBSTANTIATING MAXIMUM PERMISSIBLE CONCENTRATION
OF AMMONIUM PERCHLORATE IN WATER BASINS
5. A. Shigan
The article contains experimental data relative to the effect of ammonium Perchlorate on the organoleptic properties of water, sanitary regime of water basin and on the warm-blooded animals. The threshold value of the investigated substance, affecting the taste of water amounts to 45 mg/1. The sanitary regime of water basin is affected by ammonium Perchlorate due to an increase of the nitrate proportion therein at the ex-tense of the ammonium group contained in NH4CIO4.
DL50 for various kinds of animals was from 1900 mg/kg to 4200 mg/kg in the peroral intake of ammonium Perchlorate in an aqueous solution.
The maximum permissible concentration of the substance is determined by its sanitary toxicologic property, i. e. the antithyroid action, its exercises end should be set at 5 mg/1.
# it -йг
ОТВЕДЕНИЕ СТОЧНЫХ ВОД, ЗАГРЯЗНЕННЫХ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ
Инженер А. Т. Авдонин (Москва)
Широкое применение радиоактивных изотопов в исследовательских, лечебных и производственных целях неизбежно связано с образованием значительных объемов сточных вод с активностью порядка МО-6—МО-8 кюри!л. «Санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений» № 333-60 запрещается сброс таких стоков в системы хозяйственно-фекальной канализации или в водоем, так как это может привести к значительному накоплению радиоактивных веществ в сооружениях канализации и водоеме и создать большую опасность для обслуживающего персонала сооружений канализации и населения, пользующегося водоемом. Исходя из этого, возникает необходимость в локализации стоков или в предварительной дезактивации их.
Прямое захоронение низкоактивных сточных вод в хранилищах типа резервуара стоит в зависимости от местных условий от 60 до 120 рублей за 1 м3 отходов, что делает такой способ отведения стоков весьма неэкономичным. Так, при работе небольшой изотопной лаборатории в сутки получается около 2 ж3 низкоактивных сточных вод. Стоимость прямого захоронения этих стоков составила бы в год 36 000— 72 000 рублей.
Очевидно, что решение этой задачи требует локализации радиоактивных веществ с целью уменьшения объема загрязненных сточных вод и разработки надежных и экономичных методов их дезактивации, позволяющих сконцентрировать содержащиеся в сточных водах радиоактивные элементы в минимальном объеме, удобном для последующего захоронения в емкостях.
В настоящей статье в краткой форме рассматриваются вопросы, связанные с отведением низкоактивных сточных вод, образующихся при работе пунктов захоронения радиоактивных отходов прачечных, предназначенных для дезактивации спецодежды, и радиохимических лабораторий.
Количество сточных вод, образующихся в процессе дезактивации, зависит главным образом от объема работ, производимых с радиоактивными веществами, и соблюдения правил работы с ними. В табл. 1 приведены по материалам типовых проектов данные о количестве и степени активности сточных вод некоторых учреждений.
Таблица 1
Количество и степень активности сточных вод некоторых учреждений
Учреждение Категория Объем сточных вод (в м3 в смену) Количество изотопов, удаляемых в канализацию (в к юр в смену) Удельная активность сточных вод по 3—, (в кюри/л)
Базовая лаборатория совнархоза ....... III 1,88 0,45-10~6 2,4. Ю"10
Малогабаритная лаборатория ......... II 2,56 2,5-10~5 ью-8
Спецпрачечная производительностью 375 кг в смену.......•.......... 11,5 , 4-10~8
Пункт захоронения радиоактивных отходов — 0,3 610~4 • 2-Ю-6
Примечание. Приведенные данные являются расчетными и подлежат уточнению при привязке типового проекта к конкретным условиям.
При определении количества активных сточных вод следует учитывать, что часть сточных вод загрязняется радиоактивными изотопами в незначительной степени. Это относится к сточным водам санпропускников, лабораторных химических столов, последним операциям дезактивации спецодежды (3, 4, 5 полосканий, отжим) и т. п. Как показала практика, активность этих сточных вод близка к предельно допустимой, и поэтому они могут быть отведены непосредственно в канализацию.
Присутствие в сточных водах моющих средств и органических загрязнений и примесей значительно затрудняет их дезактивацию.
Необходимость и степень дезактивации сточных вод определяется в каждом конкретном случае в зависимости от местных условий. При решении этого вопроса следует учитывать количество радиоактивных сточных вод, состав радиоизотопов, создаваемую ими активность в сточных водах и количество обычных сточных вод, отводимых из данного учреждения.
Если условно обозначить требуемую степень дезактивации Cg, то она может быть определена по следующей формуле:
ПДК
где К — концентрация одного или смеси радиоактивных изотопов (в кюри!л); ПДК — предельно допустимая концентрация данного изотопа или смеси радиоактивных изотопов (в кюри/л), приведенная
в табл. 5 и 6 приложения 2 упомянутых выше санитарных правил. Согласно4 этим правилам, условие сброса радиоактивных сточных вод в канализацию или водоем определяется величиной предельно допустимой концентрации состава радиоактивных изотопов и возможностью разбавления радиоактивных сточных вод обычными стоками. Возможные условия отведения сточных вод приведены в табл. 2.
Таблица 2
Возможные условия отведения сточных вод
Состав сточных вод
Значение Се
Условия отведения стоков в канализацию за пределы
учреждения
Радиоактивность стоков обусловлена коротко-живущими изотопами То же
Радиоактивность стоков обусловлена долго-живущими изотопами или смесью долго и коротко-живущих изотопов То же
<10
>10 но <100
>100 <10
>10
Непосредственный сброс в канализацию
1. Сброс в канализацию, если будет обеспечено 10-кратное разбавление стоков обычными стоками данного учреждения. 2. Сброс в канализацию только после предварительной дезактивации
Сброс в канализацию только после предварительной дезактивации
1. Сброс в канализацию, если будет обеспечено 10 кратное разбавление стоков обычными сточными водами данного учреждения. 2. Сброс в канализацию только после предварительной дезактивации.
Сброс в канализацию только после предварительной дезактивации
В настоящее время отсутствуют какие-либо нормы или технические условия по дезактивации низкоактивных сточных вод. В работах советских и зарубежных авторов приводятся некоторые рекомендации по дезактивации сточных вод. Наиболее употребительными методами являются: а) выдерживание; б) коагуляция; в) упаривание; г) ионный обмен. При выборе метода дезактивации необходимо учитывать целый ряд факторов, из которых главными являются: а) период полураспада и состав изотопов, содержащихся в сточных водах; б) требуемая степень дезактивации стоков; в) количество сточных вод, подлежащих дезактивации; г) общий солевой состав сточных вод; д) наличие в учреждении дешевого источника тепла.
Таблица 3
Рекомендуемые методы дезактивации сточных вод в зависимости от различных условий
Период полураспада (в днях)
Требуемая степень дезактивации (в С£)
Количество сточных вод (в ж3 в сутки)
Общий солевой состав стоков (в г/л)
Способ дезактивации
<60 >100 Не лимитируется - Выдерживание
>60 >10 но <100 » » Коагуляция -
>60 >100 <3 Не лимитируется Упаривание
>60 >100 Н е лимитируется >1 1
>60 >100 >3 <1 Ионный обмен
>60 >100 >3 <1 Упаривание
>60 >100 Не лимитируется • <0,05 Ионный обмен
л
Примечания. 1. Радиохимический состав: Бг90, Рг144, 2т95, Р33, Се141, ЫЬ97. 2. Упаривание рекомендуется при наличии источника дешевого тепла.
Учитывая приведенные выше требования, мы предлагаем табл. 3, в которой приводятся рекомендации по выбору метода дезактивации в зависимости от различных условий.
Для сточных вод, содержащих короткоживущие радиоактивные изотопы (с периодом полураспада < 60 дней), наиболее целесообразным методом дезактивации является выдерживание стоков в емкостях. Схема установки для дезактивации по этому методу изображена на рис. 1. Время выдерживания стоков определяется в зависимости от начальной концентрации радиоактивных изотопов и периода их полураспада. Изменение активности вещества в зависимости от времени выдерживания определяют по формуле:
-'0,693-*
= Со1--- »
\
где С* — активность вещества по прошествии промежутка времени С0 — начальная активность; Т — период полураспада.
Относительное уменьшение активности со временем определяют по формуле:
С/ — 0,693-г
В табл. 3 «Справочника по радиоактивным излучениям и защите»
Н. Г. Гусева приведены вычисленные значения ~— в зависимости от величины
— 0,6^3* /-!- .
Т
При расчетах значение С* должно соответствовать предельно допустимой концентрации данного вещества.
Требуемую емкость резервуара для выдерживания определяют по формуле:
где № — объем резервуара (в ж3); (3 — количество отводимых стоков (в м3 в сутки); / — время выдерживания в сутках; К— коэффициент, учитывающий условия заполнения и опорожнения резервуара.
Если в стоках присутствует несколько радиоактивных изотопов, то расчет емкости резервуара следует вести на радиоизотоп с наибольшим периодом полураспада, максимальной концентрацией и меньшей предельно допустимой концентрацией. Поскольку обычно эти 3 значения для одного изотопа не совпадают, то расчет ведут для нескольких изотопов, выбирая самый неблагоприятный случай.
Коэффициент К определяют расчетом в каждом конкретном случае. Практически при циклической работе резервуара его значение колеблется в пределах 1,4—1,6.
Способ коагуляции является простейшим методом дезактивации стоков, содержащих долгоживущие изотопы. Однако он не является универсальным, ибо адсорбция радиоактивных коллоидов на хлопьях коагулянта зависит от вида коагулянта, природы радиоактивных элементов и их концентрации. Так, например, при использовании сернокислого алюминия в качестве коагулянта задерживается около 50% стронция-90, рутения-103, 20% цезия-137, 96, 8% Р32 (в виде аниона Р04). При комбинации хлорного железа и извести в качестве коагулянтов могут быть удалены цезий-141, празеодим-144, цирконий-95 и ниобий-97 на 98% каждый, а стронций-90 — на 97%. Схема установки для коагуляции стоков изображена на рис. 2.
Доза коагулянта обычно колеблется в пределах 50—100 мг/л и должна назначаться по результатам пробных коагуляций; рН стоков для лучшего процесса коагуляции должна быть в пределах 8,0—9,0, поэтому стоки с меньшей рН должны подщелачиваться.
Осадок, получающийся в процессе коагуляции, имеет влажность 97—98% и активность примерно в 50—100 раз выше активности исходных стоков. Количество получаемого осадка в зависимости от его влажности, вида и дозы применяемого коагулянта колеблется от 1 до 3%. Осадок должен отправляться на захоронение. Метод коагуляции, кроме того, обычно применяют при дезактивации стоков методом упаривания и ионного обмена. В этом случае он служит подготовительной операцией, позволяющей освободиться от значительного количества органических примесей, взвешенных веществ и коллоидов, так как эти примеси неблагоприятно'влияют на процессы упаривания и ионного обмена.
Упаривание является наиболее распространенным способом дезактивации. Оно основано на удалении радиоактивных изотопов вместе
О
Цз системы
спецканали зации
у
I §1!
15
Выпуск
О
из системы,
спецканализации
\ Выпуск г
\ ил на заха-
к^онение
сг
Рис. 1. Принципиальная схема установки для дезактивации методом выдерживания.
1 — резервуар № 1; 2 — камера переключения; 3 — резервуар № 2; 4 — песколовка.
Рис. 2. Принципиальная схема установки
для коагуляции радиоактивных стоков.
1 — щелочь; 2 — коагулянт; 3 — отстойник; 4 — иловый колодец; 5 — отстойник; 6 — камера переключения; 7 — песколовка; 8 — усреднитель.
с обычными солями. К недостаткам этого способа следует отнести относительно высокую стоимость и необходимость улавливания аэрозолей, что само по себе является сложным процессом.
При упаривании стоков, содержащих органические вещества,, происходят вспенивание и значительный унос активных аэрозолей, что значительно снижает эффективность дезактивации. Степень упаривания сточных вод зависит от начальной концентрации солей и наличия органических веществ. Практически удается сократить объем стоков упариванием в 15—80 раз. Принципиальная схема установки для упаривания стоков приведена на рис. 3.
В тех случаях, когда в сточных водах содержится значительное количество солей жесткости, целесообразно перед упариванием провести предварительное умягчение стоков. Эту операцию можно совместить с коагуляцией. Предварительное умягчение позволит достичь более высокой степени концентрирования сточных вод и увеличить срок службы выпарного аппарата.
Если нет гарантии, что конденсат сокового пара при упаривании будет содержать радиоактивные вещества в концентрации, меньшей или равной предельно допустимой, то перед спуском конденсата в канализацию или подачей на повторное использование его необходимо пропустить через ионообменный фильтр со смешанной загрузкой из катио-нита и анионита.
Способ дезактивации путем ионного обмена основан на возможности глубокого обессоливания воды, если последовательно пропустить воду через иониты, заряженные Н- и ОН-ионами. Этим методом практически можно дезактивировать стоки предельно допустимой концентрации по любому радиоактивному изотопу. Как показали расчеты, этот
способ экономически целесообразен при дезактивации значительного
количества сточных вод с небольшим содержанием солей (до 1 г/л).
Ионный обмен особенно эффективен для дезактивации загрязненного дистиллята.
Установка для дезактивации стоков методом ионного обмена очень сложна как в аппаратурном оформлении, так и в эксплуатации. Как и при упаривании, стоки перед подачей в ионообменные фильтры должны пройти процесс коагуляции.
Рис. 3. Принципиальная схема установки для упарива-
вания радиоактивных стоков.
1 — сода; 2 — известь; 3 — коагулянт; 4 — отстойник; 5 — механический фильтр; 6 — упаривание; 7 — контрольный резервуар; 8 — буферный фильтр со смешанной загрузкой; 9 — отстойник; 10 — камера переключения; 11 — песколовка; 12 — усреднитель.
Следует особо отметить, что органические вещества, содержащиеся в стоках в больших количествах, неблагоприятно влияют на иониты, необратимо снижая их ионнообменную емкость.
Поступила 23/11 1963 г.
DISPOSAL OF EFFLUENTS CONTAMINATED WITH RADIOACTIVE SUBSTANCES
A. T. Avdonin
The article deals with problems connected with the disposal of effluents from various enterprises dealing with open radioactive substances. Data on the quantity and degree of effluents' contamination and on the method of determing the extent of effluent decontamination reguired before its discharge into the sewarage system or a water basin are presented. The author discusses the choice of effluents decontamination methods
and gives a short description and assessment of various decontamination methods.
* * *
ГИГИЕНИЧЕСКАЯ ОЦЕНКА ОБЕЗВРЕЖИВАНИЯ НЕЧИСТОТ НА БИОЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ СТАНЦИИ (БЭС)
Проф. А. Г. Хмаладзе, кандидат биологических наук С. В. Чилингарова, научные сотрудники М. И. Габелая и Н. В. Канделаки
Из Научно-исследовательского института санитарии и гигиены Министерства здравоохранения Грузинской ССР
Биоэнергетический метод использования органических отходов, несмотря на его новизну, привлекает все больше внимания работников сельского хозяйства и науки как в нашей стране, так и за рубежом, однако санитарная эффективность его еще мало изучена. Опытная биоэнергетическая установка сооружена по проекту доктора технических
