Обеспечение радиационной безопасности персонала предприятий ядерного топливно-энергетического комплекса в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей и воздуха производственных помещений

Размещено на http://www.allbest.ru

На правах рукописи

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСОНАЛА ПРЕДПРИЯТИЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА В УСЛОВИЯХ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОВЕРХНОСТЕЙ И ВОЗДУХА ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ ПОМЕЩЕНИЙ

05.26.02 - Безопасность в чрезвычайных ситуациях

(Ядерный топливно-энергетический комплекс)

Клочков Владимир Николаевич

Москва 2009 г.

Работа выполнена в Федеральном государственном учреждении «Федеральный медицинский биофизический центр имени А.И. Бурназяна» Федерального медико-биологического агентства.

Научный консультант:

Лауреат Государственной премии СССР, академик РАМН, доктор медицинских наук, профессор Л.А. Булдаков.

Официальные оппоненты:

1. Доктор технических наук, старший научный сотрудник Степанов Юрий Сергеевич.

2. Доктор технических наук, старший научный сотрудник Линге Игорь Иннокентьевич.

3. Доктор технических наук, старший научный сотрудник Горбунов Сергей Валентинович.

Ведущая организация:

Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций (ВНИИАЭС)

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России по адресу: 123182, Москва, ул. Живописная, д. 46.

Ученый секретарь диссертационного совета

доктор технических наук, профессор Галушкин Б.А.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы. Основными факторами вредного воздействия на персонал объектов атомной промышленности и энергетики являются загрязнение поверхностей оборудования, помещений и воздуха радиоактивными веществами и внешнее облучение человека от источников ионизирующего излучения. Сопутствующими факторами могут быть химическая токсичность перерабатываемых веществ, загрязнение ими воздуха и поверхностей помещений, измененный микроклимат, шум, вибрация, неионизирующие излучения и т.п.

Необходимыми элементами предотвращения или снижения облучения персонала в условиях радиоактивного загрязнения являются нормативное ограничение уровней загрязнения поверхностей и воздуха, осуществление мероприятий по локализации загрязнений и предотвращению их разноса, применение для изготовления средств индивидуальной защиты (СИЗ) и защитных покрытий поверхностей помещений материалов, малосорбирующих радиоактивные загрязнения, дезактивация загрязненных поверхностей различными методами - физико-химическими, механическими и т.п.

С начала 1950-х годов вопросам нормативного ограничения уровня радиоактивного загрязнения поверхностей, а также локализации возникающих загрязнений и дезактивации поверхностей помещений, наружных поверхностей оборудования, спецодежды и других СИЗ уделялось большое внимание. Были разработаны методы дезактивации, основанные на применении различных химических реагентов в сочетании с физическими воздействиями на загрязненные поверхности (ультразвуковая дезактивация поверхностей, гидромониторы, пароэжекционные распылители, установки электрохимической дезактивации и др.).

Однако дезактивационные работы являются трудоемкими и дорогостоящими, при их проведении образуется большой объем радиоактивных отходов, утилизация, переработка и хранение которых также являются радиационно опасными операциями. Персонал, осуществляющий дезактивационные работы, относится к категории наиболее облучаемых лиц.

Особенно сложные проблемы обеспечения радиационной безопасности персонала возникают при выполнении аварийно-спасательных и ремонтно-восстановительных работ в очаге радиационной аварии. Анализ имеющегося опыта ликвидации последствий различных радиационных аварий показывает, что наиболее сложные проблемы появились при выполнении работ в зоне Чернобыльской АЭС. Так, например, возникли большие трудности при проведении работ по дезактивации поверхностей. Образовавшееся в результате выброса из разрушенного реактора радиоактивное загрязнение поверхностей было обусловлено высокопрокаленными окислами различных химических элементов, которые чрезвычайно трудно растворялись в дезактивирующих средах и плохо удалялись при применении существующих методов дезактивации. Потребовались установление временных допустимых уровней радиоактивного загрязнения поверхностей, зонирование территории и зданий ЧАЭС, организация и усиление санитарно-пропускного режима, использование различных СИЗ (в том числе одноразовых), применение методов химической чистки для их дезактивации и т.п.

В настоящее время на предприятиях ядерного топливно-энергетического комплекса, несмотря на последовательное улучшение радиационной обстановки, имеются помещения и производственные участки, в которых имеет место радиоактивное загрязнение поверхностей и воздуха. Прежде всего это обусловлено ремонтными работами на вскрытом технологическом оборудовании, радиационными инцидентами и аварийными ситуациями, возрастающим объемом работ по утилизации радиоактивных отходов и реабилитации загрязненных территорий, например на объектах ПО «Маяк», ФГУП «СевРАО», ФГУП «ДальРАО» и др.

Проведенный анализ показал, что решить существующие проблемы только совершенствованием технологии дезактивации невозможно. Необходимо разработать комплексный подход, связывающий воедино целый ряд направлений: радиоактивный загрязнение воздух

- нормативное ограничение загрязнения поверхностей радионуклидами;

- совершенствование методов локализации загрязнений;

- внедрение технических и организационных мероприятий для предотвращения разноса радиоактивных загрязнений;

- разработка и внедрение усовершенствованных методов оценки дезактивируемости полимерных материалов и методов оценки дезактивирующей способности различных реагентов, учитывающих современные международные требования;

- обоснованный выбор и оптимизация режимов эксплуатации СИЗ (включая способы переработки пришедших в негодность СИЗ, являющихся радиоактивными отходами);

- оптимизация технологии дезактивационных работ с применением современного оборудования и дезактивирующих препаратов;

- развитие малоотходных методов дезактивации поверхностей;

- применение в обоснованных случаев средств коллективной и индивидуальной защиты от внешнего бета- и мягкого фотонного излучения, испускаемого загрязненными поверхностями производственных помещений.

Оптимальное решения этой комплексной проблемы должно привести к минимизации доз облучения персонала.

Цель исследований. На основе обобщения результатов теоретических и экспериментальных исследований обеспечить комплексное решение проблемы радиационной безопасности персонала предприятий ядерного топливно-энергетического комплекса, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей и воздуха производственных помещений.

Для ее достижения решались следующие задачи:

1. Проанализировать накопленный опыт нормативного ограничения уровней загрязнения поверхностей.

2. Изучить взаимосвязь радиоактивного загрязнения поверхностей и воздуха и основные закономерности перехода радиоактивных веществ с поверхности в воздух.

3. Изучить закономерности контактного переноса радиоактивных веществ с загрязненных участков поверхности на чистые.

4. Создать новые и усовершенствовать существующие методики лабораторных исследований с учетом основных критериев оценки:

- дезактивируемости материалов и эффективности методов дезактивации;

- локализирующей способности полимерных защитных покрытий;

- защитной эффективности СИЗ по отношению к внешнему бета- и мягкому (с энергией не более 100 кэВ) фотонному излучениям.

5. На основании выполненных исследований разработать предложения по совершенствованию и оптимизации системы локализации радиоактивных загрязнений, предотвращению их разноса, а также дезактивации СИЗ и поверхностей производственных помещений с учетом современных требований и возможностей отечественной производственной базы.

6. Для повышения готовности радиационных объектов к ликвидации последствий возможных радиационных аварий на основе обобщения и анализа опыта ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС, а также других радиационных аварий разработать предложения по улучшению обеспечения радиационной безопасности персонала, локализации радиоактивных загрязнения и дезактивации СИЗ и загрязненных поверхностей при ликвидации последствий радиационных аварий.

Научная новизна исследования. В результате выполнения данной диссертационной работы впервые обоснован комплексный подход к решению проблемы обеспечения радиационной безопасности персонала предприятий ядерного топливно-энергетического комплекса, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения, включающий:

- нормативное ограничение уровней радиоактивного загрязнения поверхностей с учетом вероятности радиационного воздействия на персонал;

- локализацию радиоактивного загрязнения поверхностей, применение комплекса мер по предотвращению разноса радиоактивных веществ с загрязненных участков поверхности на чистые, а также по предотвращению перехода радионуклидов с поверхностей в воздух рабочей зоны;

- обоснованное применение эффективных методов дезактивации поверхностей и минимизацию образования радиоактивных отходов;

- оптимизацию применения средств индивидуальной защиты (СИЗ) персонала от внешнего облучения и поступления радиоактивных веществ в организм.

На основании результатов экспериментальных исследований обосновано математическое описание процессов и получены количественные характеристики процессов перехода радиоактивных веществ с поверхностей в воздух и процессов контактного переноса радиоактивных веществ с загрязненных участков поверхности на чистые.

Разработаны новые методические подходы к оценке дезактивируемости материалов и эффективности дезактивирующих растворов и препаратов; изучению локализирующей способности полимерных защитных покрытий; определению защитной эффективности СИЗ по отношению к внешнему бета- и низкоэнергетическому фотонному излучениям.

На основе анализа результатов собственных экспериментальных исследований разработаны критерии оценки дезактивируемости материалов и СИЗ и дезактивирующей способности растворов и рецептур.

На базе анализа имеющегося опыта проведения крупномасштабных аварийных работ в условиях радиоактивного загрязнения, обобщения результатов экспериментальных лабораторных исследований и модельных математических расчетов разработан комплекс мероприятий по повышению готовности радиационных объектов к ликвидации последствий возможных аварийных ситуаций в части мероприятий по локализации загрязнений и дезактивации загрязненных СИЗ и поверхностей.

Приоритетность новых решений, сформулированных в диссертации, подтверждена свидетельствами на изобретение и патентами:

1. Способ определения распределения альфа-радиоактивного вещества по глубине самопоглощающего источника. Авт. Клочков В.Н. А.С. № 837211 с приоритетом от 21.03.1980. МКИ G01T 1/167.

2. Способ определения изолирующих свойств полимерных пленочных материалов. Авт.: Родионов Ю.А., Клочков В.Н., Осминин В.С. А.С. № 1322784 с приоритетом от 25.12.1984. МКИ G01N 13/00.

3. Способ очистки воздушной среды от радиоактивных или токсичных загрязнений. Авт.: Клочков В.Н., Родионов Ю.А., Чибаков И.О. А.С. № 268215 с приоритетом от 23.03.1987.

4. Моющее средство для снятия загрязнений радиоактивными и токсичными металлами. Авт.: Рудомино М.В., Крутикова Н.И., Клочков В.Н. и др. Патент № 2110859 с приоритетом от 24.09.1996. МКИ G21 F 9/28.

5. Защитный комплекс Авт.: Рубцов В.И., Клочков В.Н., Тюнеева Л.И., Полежаев К.Г., Нудельман М.И., Ахмедова Л.Б. Патент на полезную модель № 43771 по заявке № 2004130718 с приоритетом от 27.10.2004.

Теоретическая значимость работы. Математическое описание процессов распространения радиоактивных веществ в воздушной среде и при многократных соприкосновениях поверхностей в совокупности с результатами экспериментального определения значений физических параметров позволяет решить задачу оптимизации радиационной защиты персонала, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей и воздуха производственных помещений.

Практическая значимость работы. Внедрение комплекса регламентирующих, нормативных, методических и справочных документов и материалов (ГОСТ, ГОСТ Р, СанПиН, Рекомендации) отраслевого, федерального и межгосударственного уровней позволило создать современную практически функционирующую систему обеспечения радиационной безопасности персонала, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей и воздуха производственных помещений.

Внедрение результатов исследований в практику. Результаты выполненных исследований реализованы в нормативно-методических документах межгосударственного, федерального и отраслевого уровней, регламентирующих вопросы обеспечения радиационной безопасности персонала предприятий ядерного топливно-энергетического комплекса (более 30 документов), из которых наиболее значимыми являются следующие:

1. СанПиН 2.2.8.46-03. Санитарно-эпидемиологические правила и нормы. Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты. Утверждены и введены в действие Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко (Постановление № 157 от 28.10.2003). Зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации, регистрационный № 5298 от 05.12.2003

2. СанПиН 2.2.8.49-03. Санитарно-эпидемиологические правила и нормы. Средства индивидуальной защиты кожных покровов персонала радиационно опасных производств. Утверждены и введены в действие Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко (Постановление № 155 от 28.10.2003). Зарегистрированы в Министерстве юстиции Российской Федерации, регистрационный № 5282 от 26.11.2003

3. Санитарные правила для промышленных и городских спецпрачечных по дезактивации спецодежды и других средств индивидуальной защиты № 5163-89. Утверждены и введены в действие Главным Государственным санитарным врачом СССР А.И. Кондрусевым 29.12.1989

4. Руководство Р 2.2.8.58-04. Санитарно-эпидемиологический надзор за выбором и эксплуатацией средств индивидуальной защиты. Утверждено и введено в действие Главным Государственным санитарным врачом по объектам и территориям, обслуживаемым Федеральным управлением «Медбиоэкстрем» В.В. Романовым 08.10.2004, согласовано Начальником управления ядерной и радиационной безопасности Федерального агентства по атомной энергии А.М. Агаповым 13.07.2004.

5. Руководство Р 2.2.8.06-07. Дезактивация спецодежды и других средств индивидуальной защиты персонала предприятий корпорации «ТВЭЛ». Утверждено и введено в действие Заместителем руководителя Федерального медико-биологического агентства, Главным государственным санитарным врачом по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям В.В. Романовым 07.03.2007.

6. Рекомендации 2.2.8.07-07. Утилизация пришедших в негодность средств индивидуальной защиты, использовавшихся при работе с ураном и его соединениями. Утверждены и введены в действие Заместителем руководителя Федерального медико-биологического агентства, Главным государственным санитарным врачом по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям В.В. Романовым 07.03.2007.

7. ГОСТ 27708-88. Материалы и покрытия полимерные защитные дезактивируемые. Метод определения дезактивируемости.

8. ГОСТ Р 12.4.196-99. ССБТ. Костюмы изолирующие. Общие технические требования и методы испытаний

9. ГОСТ Р 12.4.203-99. ССБТ. Средства индивидуальной защиты рук. Перчатки для защиты от ионизирующего излучения и радиоактивных веществ. Общие технические требования и методы испытаний.

10. ГОСТ Р 12.4.204-99. ССБТ. Средства индивидуальной защиты рук. Перчатки камерные. Общие технические требования.

11. ГОСТ 12.4.217-2001. ССБТ. Средства индивидуальной защиты от радиоактивных веществ и ионизирующих излучений. Требования и методы испытаний

12. ГОСТ Р 12.4.243-2007. Система стандартов безопасности труда. Средства индивидуальной защиты, предназначенные для работ с радиоактивными веществами, и материалы для их изготовления. Методы испытания и оценка коэффициента дезактивации

13. ГОСТ Р 12.4.244-2007. Система стандартов безопасности труда. Средства индивидуальной защиты, предназначенные для работ с радиоактивными веществами, и материалы для их изготовления. Методы определения дезактивирующей способности растворов.

14. СТО 1.1.1.03.004.0794-2009. Дезактивация средств индивидуальной защиты персонала атомных станций. Критерии качества и средства проведения дезактивации.

15. Номенклатура аварийных комплектов медикаментов, средств индивидуальной защиты, приборов, средств дезактивации и средств связи для персонала ЦМСЧ (МСЧ), Центров профессиональной патологии и ЦГСЭН Федерального управления «Медбиоэкстрем» на случай радиационной аварии. Утверждена Руководителем Федерального управления медико-биологических и экстремальных проблем при Минздраве России В.Д. Ревой 05.06.2000. Рег. № 017-00.

16. Технологический регламент дезактивации спецодежды и других средств индивидуальной защиты в спецпрачечных АЭС с применением препарата МДС КП (МАКСИДЕЗ). Утвержден Главным инженером Технологического филиала Концерна «Росэнергоатом» Е.А. Андреевым 20.12.2002

17. Типовой табель оснащения средствами индивидуальной защиты аварийно-спасательных формирований Госкорпорации «Росатом» Утвержден заместителем генерального директора по ядерной и радиационной безопасности Государственной корпорации по ядерной энергии «Росатом» Е.В. Евстратовым 02.06.2008.

18. Временные уровни допустимого радиоактивного загрязнения кожных покровов белья, одежды, обуви, транспортных средств, механизмов и средств индивидуальной защиты (мР/ч) на период ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Утверждены Главным Государственным санитарным врачом СССР П.Н. Бургасовым 02.06.1986 № 129-254ДСП.

19. Инструкция по дезактивации спецодежды, обмундирования и обуви в спецпрачечной Чернобыльской АЭС. Утверждена Первым заместителем министра здравоохранения СССР Е.И. Воробьевым 05.07.1986.

20. Временные уровни допустимого радиоактивного загрязнения кожных покровов, белья, одежды, обуви, транспортных средств, механизмов и средств индивидуальной защиты (мР/ч) на период ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС № 129-ДСП/167-9. Утверждены 14.10.1986 г.

21. Временные уровни допустимого радиоактивного загрязнения кожных покровов, нательного белья, обуви, спецодежды и дополнительных средств индивидуальной защиты персонала 1-го и 2-го энергоблоков и других объектов Чернобыльской АЭС № 129-ДСП/22-9. Утверждены 06.02.1987, введены на 1987 г. в дополнение к № 129-ДСП/167-9.

22. Временные допустимые уровни радиоактивного загрязнения различных объектов в зоне Чернобыльской АЭС. Утверждены Первым заместителем Министра здравоохранения СССР, Главным Государственным санитарным врачом СССР Г.В. Сергеевым 09.07.1987.

Результаты исследований используются:

- в практической работе цехов дезактивации, служб охраны труда и радиационной безопасности предприятий Госкорпорации «Росатом», ОАО «Концерн «Энергоатом», ОАО «ТВЭЛ»;

- в работе испытательных центров (лабораторий) при оценке пригодности различных материалов для изготовления защитных покрытий и средств индивидуальной защиты;

- в практической деятельности Региональных управлений и Центров гигиены и эпидемиологии Федерального медико-биологического агентства, осуществляющих надзор за состоянием радиационной безопасности персонала предприятий ядерного топливно-энергетического комплекса;

- в преподавательской практике Кафедры радиационной медицины, гигиены и безопасности Института повышения квалификации ФМБА России;

Достоверность и обоснованность научных положений, выводов и рекомендаций, сформулированных в диссертации обеспечена широким применением стандартных метрологически аттестованных методик выполнения измерений и поверенных приборов, тщательным планированием экспериментальных исследований, всесторонним статистическим анализом полученных результатов, сопоставлением их с имеющимися литературными данными, проведением специальных контрольных экспериментов.

Личный вклад соискателя заключается в постановке проблемы обеспечения радиационной безопасности персонала, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей и воздуха производственных помещений, в выборе основных направлений экспериментальных исследований. Автором разработаны программы исследований и методики экспериментальных исследований в лабораторных и производственных условиях.

Экспериментальный материал получен лично автором в качестве научного руководителя и ответственного исполнителя тем НИР при участии сотрудников руководимой им группы, лаборатории, а также сотрудников других подразделений Института биофизики (в настоящее время ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России) и смежных организаций, в том числе основных предприятий ядерного топливно-энергетического комплекса, на которых проводились научные исследования и испытания новых подходов к организации эксплуатации и дезактивации СИЗ (Волгодонская, Белоярская, Ленинградская, Курская, Кольская, Нововоронежская АЭС, ПО «Маяк», Сибирский химический комбинат, Горно-химический комбинат, Ангарский электролизный химический комбинат, комбинат «Электрохимприбор», «Приборостроительный завод» и др.).

Разработка математических моделей, обработка результатов экспериментальных исследований и анализ полученных результатов выполнены автором с использованием современных компьютерных технологий.

На основании результатов выполненных исследований автором подготовлены нормативно-методические документы, осуществляется авторский надзор и сопровождение их внедрения в практику.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Для обеспечения радиационной безопасности персонала предприятий ядерного топливно-энергетического комплекса, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей и воздуха производственных помещений необходим комплексный подход, включающий:

- нормативное ограничение уровней радиоактивного загрязнения поверхностей с учетом вероятности радиационного воздействия на персонал;

- локализацию радиоактивного загрязнения поверхностей, применение комплекса мер по предотвращению разноса радиоактивных веществ с загрязненных участков поверхности на чистые, а также по предотвращению перехода радионуклидов с поверхностей в воздух рабочей зоны;

- обоснованное применение эффективных методов дезактивации поверхностей и минимизацию образования радиоактивных отходов;

- оптимизацию применения средств индивидуальной защиты (СИЗ) персонала от внешнего облучения и поступления радиоактивных веществ в организм.

2. Радиоактивное загрязнение поверхностей помещений и средств индивидуальной защиты приводит к внешнему и внутреннему облучению персонала за счет следующих факторов радиационного воздействия:

- внешнее гамма-облучение всего тела за счет гамма-излучения радионуклидов, находящихся на поверхностях помещений и внешних поверхностях оборудования.

- внешнее бета-облучение кожных покровов и хрусталика глаза за счет бета-излучения радионуклидов, находящихся на поверхностях помещений и внешних поверхностях оборудования.

- загрязнение спецодежды и спецобуви радиоактивными веществами и облучение тела счет гамма-излучения радионуклидов, находящихся на спецодежде.

- загрязнение спецодежды радиоактивными веществами и облучение кожных покровов за счет бета-излучения радионуклидов, находящихся на спецодежде.

- загрязнение кожных покровов и формирование дозы внутреннего облучения за счет процесса всасывания радионуклидов через кожу и инкорпорации во внутренних органах.

- переход радиоактивных веществ с поверхности пола в воздух и поступление их в органы дыхания.

- переход радиоактивных веществ с поверхности спецодежды в воздух и поступление их в органы дыхания.

- попадание радиоактивных веществ внутрь организма по цепочке: загрязненная поверхность - руки - желудочно-кишечный тракт.

Выполненные оценки значимости каждого фактора радиационного воздействия показали необходимость осуществления мер по снижению перехода радиоактивных веществ с поверхностей в воздух и контактного переноса радиоактивных веществ с загрязненных участков поверхности на чистые. Обоснована необходимость защиты глаз и кожных покровов персонала от внешнего бета-излучения при аварии на действующем ядерном реакторе.

3. Разработанные методики и критерии оценки локализирующей способности полимерных покрытий, дезактивируемости материалов и эффективности методов дезактивации позволяют осуществить практические мероприятия для уменьшения дозы внешнего и внутреннего облучения персонала, обусловленного воздействием радиоактивного загрязнения поверхностей и воздуха.

4. Разработанные методы расчета и результаты их практической реализации, позволяющие оптимизировать параметры СИЗ от внешнего бета- и мягкого фотонного излучений.

5. Разработанные на основе научного анализа и обобщения результатов работ по ликвидации последствий радиационных аварий практические рекомендации по повышению готовности радиационных объектов к ликвидации последствий потенциальных радиационных аварий.

Апробация результатов диссертации. Основные результаты работы докладывались и обсуждались на Международных, Всесоюзных, Всероссийских и отраслевых конференциях и совещаниях, заседаниях Ученого совета ГНЦ - Институт биофизики, научных семинарах и совещаниях в Федеральном медико-биологическом агентстве, Федеральном агентстве по атомной энергии, ОАО «Концерн «Росэнергоатом», корпорации «ТВЭЛ» и др. Основными из них являются следующие:

Четвертая Всесоюзная конференция по дезактивации, Москва, 1982 г.

Всесоюзная конференция «Актуальные вопросы радиационной гигиены», Обнинск, 1983 г.

Всесоюзный симпозиум «Ближайшие и отдаленные последствия радиационной аварии на Чернобыльской АЭС», Москва, 1987 г.

Третья Всесоюзная конференция «Экстремальная физиология, гигиена и средства индивидуальной защиты человека», Москва, 1990 г.

Первая Всесоюзная конференция ядерного общества СССР «Ядерная энергия в СССР: проблемы и перспективы», Москва, 1990 г.

Всесоюзная конференция «Концепция создания экологически чистых регионов», Волгоград, 1991 г.

Всесоюзная конференция «Радиационные поражения и перспективы развития средств индивидуальной защиты от ионизирующих излучений», Москва, 1991 г.

3-я научно-техническая конференция по основным результатам ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС (итоги 6-летней работы) НПО «Припять», пос. Зеленый мыс, 1992 г.

Научно-практическая конференция «Безопасность больших городов», Москва, 1997 г.

Всесоюзная конференция «Радиационные поражения, перспективы развития организации индивидуальной защиты от ионизирующих излучений», Москва, 2000 г.

Заседание координационного научно-технического совета по проблемам обращения с РАО на АЭС, Концерн «Росэнергатом», МосНПО «Радон», Сергиев-Посад, 2003 г.

Совещание по проблеме защиты персонала при выполнении радиационно опасных работ, г. Курчатов Курской обл., Курская АЭС, 2003 г.

Четвертая Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики», Москва, 2004 г.

Международное совещание о сотрудничестве между Федеральным управлением «Медбиоэкстрем» (MBE) и Норвежским агентством по радиационной защите (NRPA) по разработке нормативных документов для обеспечения радиационной безопасности персонала предприятия «СевРАО». Норвегия, г. Драммен, 2004.

Совещание «Проблемы аттестации рабочих мест по условиям труда, сертификации работ по охране труда, применения СИЗ и другие актуальные вопросы охраны труда». Обнинск, 2004.

Семинар-совещание «Нормативно-методическое и приборное обеспечение радиационной безопасности». Обнинск, 2004.

Совещание по вопросам сотрудничества между Федеральным медико-биологическим агентством и Норвежским агентством по радиационной защите (NRPA) в рамках проекта сотрудничества с ИБФ по вопросам радиологических рисков на объектах «СевРАО». Москва, 2005.

Международный семинар, посвященный продолжению обсуждения проблем развития радиационной защиты на предприятии «СевРАО» в губе Андреева (Мурманская обл.). Швеция, Стокгольм (Грисслехамн), 2005.

Семинар «Совершенствование работ по предупреждению и ликвидации чрезвычайных ситуаций», г. Москва, МИПК «Атомэнерго», 2005 г.

Пятая Международная научно-техническая конференция «Обращение с радиоактивными отходами», г. Москва, ВНИИАЭС, 2005 г.

Семинар для руководителей аварийно-спасательной службы «Организация и проведение работ по предупреждению и ликвидации чрезвычайных ситуаций», г. Москва ФГОУ «МИПК «Атомэнерго», 2006 г.

Семинар «Актуальные вопросы стандартизации, сертификации, испытаний и использования современных СИЗ органов дыхания, СИЗ зрения, СИЗ слуха, СИЗ головы». Ассоциация разработчиков, производителей и поставщиков средств индивидуальной защиты, г. Кимры, 2008 г.

Отраслевой научно-практический семинар «Методическое и приборное обеспечение радиационной безопасности. Оценка радиационного риска на основе дозовой матрицы». Обнинск, НОУ ЦИПК, 2008.

Результаты работы в течение 1999-2009 гг. регулярно докладывались на Отраслевых совещаниях по охране и радиационно безопасности, проводимых Росатомом.

Диссертант, являясь более 20 лет доцентом кафедры «Радиационной медицины, гигиены и безопасности» Института повышения квалификации Федерального медико-биологического агентства, постоянно использует в учебном процессе материалы, включенные в диссертационную работу, при проведении занятий со слушателями.

Опыт и результаты собственных научных исследований диссертант использовал при выполнении обязанностей ученого секретаря Методического совета по радиационной безопасности при Управлении ядерной и радиационной безопасности Федерального агентства по атомной энергии.

Публикации. Материалы диссертационной работы опубликованы в 82 научных работах, из них 16 работ - в изданиях, рекомендованных ВАК России, получены 3 авторских свидетельства и 2 патента, опубликовано и внедрено в практику более 30 нормативно-методических документов федерального и отраслевого уровней.

Объем и структура диссертации. Диссертация изложена на 324 страницах печатного текста и состоит из введения, обзора и анализа литературных данных (глава 1), пяти глав, посвященных результатам собственных исследований, выводов и списка литературы, содержащего 260 источников (224 отечественных и 36 иностранных). Работа иллюстрирована 30 рисунками и 64 таблицами.

Краткое содержание работы

Во введении обоснована актуальность темы работы, научного направления, сформулирована цель и задачи исследований, научная новизна и практическая значимость проведенных исследований.

Глава 1. Проблема радиоактивного загрязнения поверхностей как источника внешнего и внутреннего облучения персонала

В настоящее время уровни загрязнения поверхностей помещений на предприятиях ядерного топливно-энергетического комплекса невелики и в большинстве случаев существенно ниже установленных допустимых значений. Постоянно работают в условиях загрязнения поверхностей свыше допустимых уровней примерно 3 % от числа работников, состоящих на дозиметрическом контроле, однако значительное количество персонала работает в таких условиях периодически при проведении работ по ремонту, реконструкции и выводу из эксплуатации оборудования. Особенно сложные проблемы обеспечения радиационной безопасности персонала характерны для аварийно-спасательных и аварийно-восстановительных работ в очаге радиационной аварии (например при аварии на ЧАЭС в 1986-87 гг.).

Главным источником радиоактивного загрязнения воздуха и поверхностей помещений является проведение ремонтных и демонтажных работ со вскрытием технологических коммуникаций. В связи с этим на предприятиях атомной промышленности и энергетики постоянно проводятся большие объемы работ по дезактивации поверхностей помещений, наружных поверхностей оборудования, спецодежды, спецобуви и других средств индивидуальной защиты. При этом образуются большие объемы жидких и твердых радиоактивных отходов. В частности, на АЭС более четверти жидких отходов низкой активности образуется при дезактивации спецодежды и других СИЗ в спецпрачечной.

Нормативное ограничение уровней радиоактивного загрязнения поверхностей позволяет принять своевременное решение о проведении дезактивации, выборе технических, гигиенических и организационных мероприятий по предотвращению распространения радиоактивных веществ за пределы производственной зоны, а также определить меры защиты, которые должны быть приняты, чтобы обеспечить безопасные условия труда.

Нормативное ограничение данного радиационного фактора базируется на двух основных принципах:

1. Оценка степени опасности, которую он может представить для человека, находящегося в производственной зоне.

2. Исключение распространения радиоактивного загрязнения (обнаруживаемого существующими методами контроля) поверхностей, оборудования, спецодежды персонала на помещения, где не ведутся работы с радиоактивными веществами, а также на объекты внешней среды, за счет контактного и ветрового переноса радиоактивных веществ с загрязненных поверхностей помещений и оборудования и со спецодежды.

Анализ нормативных документов, действовавших в СССР (в России) с 1950-х годов до настоящего времени свидетельствует о тенденции ужесточения требований по ограничению внешнего облучения и некотором снижению требований по ограничению внутреннего облучения персонала.

Анализ практики ограничения загрязненности поверхностей показывает, что полностью себя оправдал опыт применения дифференцированного подхода к нормативному ограничению уровней загрязнения поверхностей для различного типа помещений. С одной стороны, менее жесткая регламентация уровня загрязнения поверхностей помещений и оборудования в зоне периодического пребывания персонала расширила возможность проведения ремонтных работ. С другой стороны, существующие технические, санитарно-гигиенические и организационные средства и методы локализации радиоактивных загрязнений (саншлюзы, дополнительные СИЗ, «режим ног» и т.д.) и наличие строгого радиационного контроля гарантировано обеспечивает выполнение второго принципа нормирования загрязнения поверхностей - исключение распространения контактным и воздушным путем радиоактивных веществ за пределы рабочей зоны.

Расчетными методами определена значимость основных факторов, определяющих радиационную опасность радиоактивного загрязнения поверхностей:

A. Внешнее гамма-облучение всего тела за счет гамма-излучения радионуклидов, находящихся на поверхностях помещений и внешних поверхностях оборудования.

B. Внешнее бета-облучение кожных покровов и хрусталика глаза за счет бета-излучения радионуклидов, находящихся на поверхностях помещений и внешних поверхностях оборудования.

C. Загрязнение спецодежды и спецобуви радиоактивными веществами и облучение тела за счет гамма-излучения радионуклидов, находящихся на спецодежде.

D. Загрязнение спецодежды радиоактивными веществами и облучение кожных покровов за счет бета-излучения радионуклидов, находящихся на спецодежде.

E. Загрязнение кожных покровов и формирование дозы внутреннего облучения за счет процесса проникновения радионуклидов через кожу и инкорпорации во внутренних органах.

F. Переход радиоактивных веществ с поверхности пола в воздух и поступление их в органы дыхания.

G. Переход радиоактивных веществ с поверхности спецодежды в воздух и поступление их в органы дыхания.

H. Пероральное поступление радиоактивных веществ внутрь организма по цепочке: загрязненная поверхность - руки - желудочно-кишечный тракт.

На рисунке 1 результаты расчета значимости каждого фактора, определяющего дозы облучения персонала, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей, представлены в виде доли от установленных НРБ-99 (табл. 3.1) пределов доз. Выполненные расчеты показали, что действующие допустимые уровни радиоактивного загрязнения различных поверхностей обеспечивают непревышение основных дозовых пределов, установленных НРБ-99, однако коэффициент запаса невелик и при проведении работ, сопровождающихся интенсивным образованием радиоактивных аэрозолей и контактным загрязнением кожных покровов, спецодежды и спецобуви, возможно поступление радиоактивных веществ в организм свыше установленных допустимых значений.

Результаты выполненного анализа показывают, что для снижения облучения персонала от воздействия загрязненных поверхностей необходимо реализовать комплекс организационных и технических мероприятий, влючающий:

а) для защиты от внешнего и внутреннего облучения:

- установление контрольных уровней радиоактивного загрязнения поверхностей ниже действующих допустимых уровней;

- осуществление комплекса мер по предотвращению разноса радиоактивных загрязнений с грязных поверхностей на чистые;

- совершенствование методов дезактивации загрязненных поверхностей;

- установление адекватных требований по дезактивируемости СИЗ;

- выбор оптимальных методов дезактивации, исключение избыточных мер по дезактивации;

- установление дозового критерия проведения работ по дезактивации поверхностей помещений.



Рисунок 1 - Результаты расчета значимости факторов, определяющих дозы облучения персонала, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей для усредненного состава радиоактивного загрязнения поверхностей на российских АЭС. Годовая доза облучения персонала за счет каждого фактора представлена в виде доли от установленного в табл. 3.1 НРБ-99 годового дозового предела. Уровень радиоактивного загрязнения поверхности принят равным допустимому по НРБ-99

б) для предотвращения разноса радиоактивных веществ и снижения внутреннего облучения:

- применение методов локализации загрязнений и изоляции чистых поверхностей;

- применение средств индивидуальной защиты;

в) для снижения внешнего облучения:

- применение защитных экранов, гибких матов;

- применение СИЗ в тех случаях, когда это возможно по техническим параметрам.

Для снижения доз внешнего и внутреннего облучения персонала в случае аварийных ситуаций необходимо осуществление комплекса мер с учетом особенностей аварийных работ и специфического состава радиоактивного загрязнения поверхностей.

На основании результатов анализа проблемы сформулирована конкретная программа исследований, результаты выполнения которой изложены в последующих главах диссертации.

Глава 2. Процессы перехода радиоактивных веществ с загрязненной поверхности в воздух

Глава 2 посвящена рассмотрению вопросов теоретического и экспериментального изучения процессов перехода радиоактивных веществ с загрязненной поверхности в воздух. В связи с этим рассмотрены следующие задачи:

- математическое описание соотношения между уровнем загрязнения поверхности и концентрацией радиоактивных веществ в воздухе (раздел 2.1);

- разработка и обоснование методики экспериментального изучения перехода радиоактивных веществ с поверхности материалов в воздух помещений (раздел 2.2.);

- экспериментальное исследование процесса перехода радиоактивных веществ с загрязненной поверхности в воздух при различных видах механических воздействий на загрязненную поверхность (раздел 2.3).

Наиболее удобными для практики параметром математического описания процессов массообмена радионуклидами между поверхностью и воздушной средой являются коэффициент ресуспензии r (м^-1), равный отношению равновесной концентрации радионуклидов в воздухе к плотности поверхностного загрязнения, и коэффициент диспергирования К (с^-1), характеризующий скорость перехода радионуклидов с поверхности в воздух. Значения коэффициентов ресуспензии и диспергирования очень сильно зависят от вида воздействия на загрязненную поверхность. Величины К и r связаны между собой сложными соотношениями, зависящими от высоты и объема помещения, дисперсности, скорости диффузии, седиментации и коагуляции аэрозольных частиц, скорости воздушных потоков, кратности вентиляции и других параметров.

В результате выполненных исследований разработана и обоснована методика экспериментального изучения перехода радиоактивных веществ с поверхности материалов в воздух помещений. Разработано математическое описание процесса перехода радиоактивных веществ с загрязненного образца в объем камеры и их удаления из воздуха за счет работы вентиляции и гравитационного оседания аэрозолей. Представлен математический аппарат, позволяющий выполнить анализ экспериментальных результатов.

С использованием разработанных методических приемов проведены экспериментальные исследования при различных видах воздействия на загрязненную поверхность (отсутствие механических воздействий, воздействие воздушных потоков, ударные воздействия на поверхность образца, истирание поверхностного слоя загрязненного образца).

Определены значения коэффициентов диспергирования при различных видах механического воздействия на поверхность полимерного материала, имеющего фиксированное загрязнение:

- при отсутствии механических воздействий на поверхность образца 10^-12-10^-14 с^-1;

- при сдувке загрязнения воздушным потоком 10^-11-10^-14 с^-1;

- при ударных воздействиях на поверхность образцов 10^-7-10^-9 с^-1;

- при истирании поверхности образцов волосяной щеткой 10^-6-10^-8 с^-1.

Определены значения коэффициентов ресуспензии для типичных производственных условий в случае фиксированного загрязнения поверхностей

- при отсутствии механических воздействий на поверхность образца 10^-10-10^-12 м^-1;

- при сдувке загрязнения воздушным потоком 10^-9-10^-12 м^-1;

- при ударных воздействиях на поверхность образцов 10^-5-10^-7 м^-1;

- при истирании поверхности образцов волосяной щеткой 10^-4-10^-6 м^-1.

Результаты экспериментальных исследований позволяют оценить различие в скорости перехода в воздух фиксированного и нефиксированного радиоактивного загрязнения поверхностей:

- при сдувке загрязнения воздушным потоком и при ударных воздействиях на поверхность образцов скорость перехода в воздух фиксированного загрязнения примерно на порядок ниже таковой для нефиксированного загрязнения;

- при истирании поверхности образцов скорости перехода в воздух фиксированного и нефиксированного загрязнения отличаются примерно в 3 раза.

Глава 3. Процессы распространения радиоактивных загрязнений с грязных участков поверхности на чистые

Целью главы 3 является установление основных закономерностей процесса переноса радионуклидов с загрязненных участков поверхности на чистые и анализ способов локализации радиоактивных веществ на загрязненных поверхностях. Задачами главы 3 являются:

- разработка методики и проведение исследования процесса переноса радиоактивных веществ с загрязненной поверхности на чистую при их при контактном соприкосновении (раздел 3.1);

- анализ экспериментальных данных с помощью различных математических моделей (раздел 3.2);

- экспериментальное и математическое моделирование процесса контактного распространения радиоактивных веществ (раздел 3.3);

- анализ перспективных видов снимаемых полимерных покрытий для локализации радиоактивных загрязнения; изложение результатов разработки методов лабораторных исследований и критериев оценки локализирующей способности снимаемых полимерных покрытий (раздел 3.4).

Основным процессом, при котором происходит разнос радиоактивных загрязнений, является последовательное соприкосновение грязных и чистых поверхностей. Этот процесс реализуется при ходьбе персонала и движении транспорта. Разработана и реализована в лабораторных условиях методика изучения основных закономерностей этого процесса, позволяющая регистрировать результаты с учетом степени фиксации загрязнения. Методика определения степени фиксации радиоактивного загрязнения снимаемых полимерных покрытий основана на использовании метода сухого мазка, но она существенно усовершенствована с применением разработанных автором методов измерения распределения альфа-активных веществ по глубине материала. С применением данной методики экспериментально в лабораторных условиях определены параметры процесса переноса радиоактивных веществ с загрязненных поверхностей на чистые.

Установлено, что экспериментальные результаты удовлетворительно согласуются с расчетными при использовании математических моделей, предусматривающих наличие двух и более компонент загрязнения, отличающихся степенью фиксации на поверхности и скоростью перехода с грязной поверхности на чистую (см. рис. 2). В среднем, фиксированное загрязнение снимается с поверхности покрытий в 7 ± 2 раза меньше, чем нефиксированное. Экспериментально в лабораторных условиях исследованы параметры контактного переноса радиоактивного загрязнения. В этих экспериментах моделировался процесс прохождения персонала через загрязненный участок и далее на чистый участок поверхности. В каждом цикле осуществлялся контактный перенос с загрязненного образца нержавеющей стали (пол) на образец резины (подошва обуви) и затем с резины на другой образец нержавеющей стали. Много кратное повторение указанных циклов при значительном количестве образцов нержавеющей стали и пола (более 200) позволило смоделировать процесс контактного разноса загрязнения при ходьбе персонала и определить параметры протекающих процессов.

Результаты экспериментов, моделирующих разнос радиоактивных загрязнений при ходьбе персонала, представлены в виде изолиний (% от исходного) уровней загрязнения образцов поверхности и подошвы (см. рис. 3). Обобщение результатов экспериментов показало, что скорость распространения загрязнения довольна высока: в результате 30-40 проходов персонала в спецобуви с резиновой подошвой через загрязненный участок большая часть загрязнения уносится на подошвах. Таким образом, предотвращение разноса радиоактивных загрязнений при ходьбе персонала и движении транспорта является первостепенной задачей при организации работ в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей помещений.

Рисунок 2 - Сопоставление расчетных и экспериментальных зависимостей загрязненности подложки, Бк (по оси абсцисс) от номера цикла снятия мазка (по оси ординат).

1 - расчетная зависимость с двумя типами загрязнения

2 - расчетная зависимость с одним типом загрязнения

¦ - результаты эксперимента



а б

Рисунок 3 - Изолинии (% от исходного) уровней загрязнения образцов поверхности (а) и подошвы (б) рутением-106 в системе нержавеющая сталь - резина

Значимость процессов распространения радиоактивных загрязнений контактным путем при ходьбе персонала и движении транспорта и воздушным путем вследствие перехода радионуклидов в воздух ставит вопрос о применении простых и эффективных способов локализации загрязнений.

Для нормализации радиационной обстановки при проведении работ с радиоактивными веществами широко применяются локализирующие, изолирующие и дезактивирующие снимаемые полимерные покрытия. Локализирующие покрытия предназначены для локализации радиоактивных веществ на загрязненных поверхностях, в результате чего предотвращается разнос загрязнений и поступление радиоактивных веществ в воздушную среду. Временем защитного действия таких покрытий является период, в течение которого радиоактивные вещества диффундируют сквозь покрытие и выходят на его наружную сторону.

Общепринятый метод испытаний локализирующих свойств снимаемых полимерных покрытий заключается в определении времени, через которое наблюдается выход радиоактивного вещества сквозь покрытие, нанесенное на загрязненную подложку. Такие испытания требуют много времени (десятки или сотни суток) и не отличаются большой точностью. Гораздо быстрее и точнее время защитного действия полимерных покрытий можно определить с помощью модифицированного альфа-спектрометрического метода измерения распределения альфа-активного вещества по глубине источника.

Суть разработанного нами метода испытаний покрытий, признанного изобретением, состоит в следующем. На металлические рамки наклеивают подложки с поверхностной плотностью 0,5-1 мг/см². Непосредственно после нанесения жидкой композиции производят измерения энергетических спектров альфа-частиц (см. рис. 4) и, рассчитывая перераспределение альфа-активного вещества в жидкой фазе во времени, наблюдают кинетику формирования его начального распределения в покрытии. Такие измерения проводят до момента времени, когда вследствие потерь растворителя заметно уменьшается толщина покрытия, что наблюдается по возрастанию концентрации радиоактивного вещества в материале покрытия и уменьшению расчетных значений коэффициентов диффузии. После окончательного формирования покрытия производят измерение распределения альфа-активного вещества по глубине покрытия. Затем образец с подложкой помещают в термостат и выдерживают при постоянной температуре и влажности воздуха, периодически производя измерения энергетических спектров альфа-частиц, по которым определяют перераспределение радионуклида в сформированном покрытии и рассчитывают коэффициент диффузии. Для достижения необходимой точности определения коэффициента диффузии необходимо провести не менее 10-13 измерений.

На основании измеренных энергетических спектров рассчитывают распределения радиоактивного вещества по глубине материала для каждого измерения. Затем, используя полученные калибровочные зависимости, рассчитывают коэффициенты диффузии и получают искомые времена защитного действия.

Рисунок 4 - Схема альфа-спектрометрической установки, применяемой для испытания снимаемых покрытий

1- Альфа-спектрометрический датчик

2- Полимерная подложки с поверхностной плотностью 0,5-1 мг/см²

3- Радиоактивное вещество

4- Испытываемое полимерное покрытие (в начальный момент - жидкая композиция)

Глава 4. Дезактивация поверхностей, загрязненных радиоактивными веществами

Глава 4 посвящена разработке методик исследований процесса дезактивации поверхностей, загрязненных радиоактивными веществами, и совершенствованию системы дезактивации СИЗ в спецпрачечных предприятий атомной промышленности и энергетики.

Задачами главы являются:

- анализ литературных данных по методам исследования процесса дезактивации поверхностей, загрязненных радиоактивными веществами (раздел 4.1);

...