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

- анализ методических приемов проведения испытаний, выбор наиболее информативных количественных показателей (раздел 4.2);

- разработка требований по дезактивируемости материалов для средств индивидуальной защиты (раздел 4.3);

- совершенствование и оптимизация системы дезактивации СИЗ и поверхностей помещений с учетом современных требований и возможностей отечественной производственной базы (раздел 4.4)

Проанализированы основные подходы к оценке дезактивируемости материалов, реализованные в международных и национальных зарубежных стандартах, выявлены положительные качества и недостатки указанных документов. Имеющийся в нашей стране опыт позволяет разработать более совершенные методики. Показано, что для решения практических задач необходимо создание следующего комплекса методик:

- методика определения дезактивируемости полимерного материала, позволяющая в лабораторных условиях определить объективную характеристику материала - его дезактивируемость;

- методика определения эффективности способа или процесса дезактивации полимерного материала, загрязненного радиоактивным веществом.

Обоснованы основные методические подходы к оценке дезактивируемости полимерных материалов, включающие выбор загрязняющих сред, способа загрязнения образцов, порядок проведения испытаний. Усовершенствована методика статистической обработки экспериментальных данных, в том числе методика проверки соответствия массива экспериментальных данных нормальному или логарифмически-нормальному законам распределения вероятности и методика выявления анормальных результатов измерений.

Результаты выполненных исследований реализованы в двух национальных стандартах: ГОСТ Р 12.4.243-2007. ССБТ. Средства индивидуальной защиты и материалы для их изготовления. Методы испытания и оценка коэффициента дезактивации и ГОСТ Р 12.4.244-2007. ССБТ. Средства индивидуальной защиты и материалы для их изготовления. Метод определения дезактивирующей способности растворов.

Проанализированы особенности проведения исследований по оценке коэффициента дезактивации спецодежды в производственных условиях. Показано, что уровни загрязнения спецодежды персонала, а также значения коэффициентов дезактивации спецодежды подчиняются логарифмически нормальному закону распределения вероятности. Параметр стандартного геометрического отклонения в_g варьирует:

- для начальной загрязненности спецодежды от 1,8 до 3,3

- для остаточной загрязненности спецодежды от 1,5 до 3,8

- для коэффициента дезактивации от 1,2 до 3,8

Путем статистического анализа массива экспериментальных данных, полученных в производственных условиях, определены соотношения между максимальной загрязненностью партии спецодежды, средним арифметическим и средним геометрическим значениями:

- отношение макс./ср.арифм. составляет около 7;

- отношение макс./ср. геом. составляет около 14.

Разработаны и обоснованы требования к значениям коэффициента дезактивации материалов для изготовления средств индивидуальной защиты (см табл. 1). Показано, что нецелесообразно устанавливать требования к коэффициенту дезактивации спецодежды и других СИЗ оперативного персонала выше 10, ремонтного - выше 20. Рекомендовано установить предельный уровень (в 10 раз больше соответствующего допустимого уровня загрязнения СИЗ) радиоактивного загрязнения СИЗ, при превышении которого предметы на дезактивацию в спецпрачечную не направляются (но могут при необходимости дезактивироваться в саншлюзе) и рассматриваются как радиоактивные отходы.

Таблица 1 - Требования к коэффициенту дезактивации

Вид СИЗ и материал для их изготовления	Значение коэффициента дезактивации после четырех циклов загрязнение-дезактивация, более
Материалы наружной оболочки изолирующего костюма: с пластмассовым покрытием и пленочные текстильные с эластомерным покрытием	20
	10
Изолирующие материалы лицевых частей СИЗОД: эластомерные пластмассовые, металлические	10
	20
Материалы спецодежды:
основной для оперативного персонала	10
основной для ремонтного персонала	20
дополнительной из изолирующих материалов, в т.ч. плащей и чехлов на зимнюю спецодежду*)	20
Материалы для СИЗ рук	10
Материалы для спецобуви: основной дополнительной	10
	20
Материалы для СИЗ головы, лица и глаз	10

Обобщены результаты работ по созданию, испытанию в лабораторных и производственных условиях и внедрению в практику новых препаратов для дезактивации СИЗ. Обоснованы технологические режимы их применения, позволяющие обеспечить высокое качество дезактивации СИЗ при одновременном снижении солесодержания образующихся сточных вод.

Результаты совершенствования системы дезактивации СИЗ в спецпрачечных реализованы в документе СанПиН 2.2.8.46-03. Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты.

Испытаны новые препараты, разработаны и внедрены режимы дезактивации поверхностей помещений, позволяющие добиться существенного снижения объема радиоактивных отходов.

В итоге выполненных исследований получены количественные данные, свидетельствующие, что в настоящее время оптимальной является следующая схема эксплуатации СИЗ:

- для оперативного персонала - применение спецодежды и спецобуви, подвергаемых многократной дезактивации (стирки) при загрязнении выше допустимого (контрольного) уровня или по гигиеническим критериям не реже одного раза в 7 дней;

- для оперативного и ремонтного персонала при проведении ремонтных (наладочных) работ в условиях умеренного радиоактивного загрязнения поверхностей - применение дополнительных СИЗ кратковременного использования, утилизируемых методом сжигания;

- для ремонтного персонала при проведении ремонтных работ при высоких уровнях радиоактивного загрязнения поверхностей - применение одноразовых дополнительных СИЗ, утилизируемых методом сжигания.

Обоснована цель процесса снижения уровней радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и СИЗ на предприятиях ядерного топливно-энергетического комплекса - таковым является уровень загрязнения, при котором сточные воды от дезактивации помещений и СИЗ, пришедшие в негодность загрязненные СИЗ и защитные покрытия пола не относятся к категории «радиоактивные отходы» в соответствии с классификацией по ОСПОРБ-99. В этом случае с ними можно обращаться как с ОНАО или с нерадиоактивными отходами. Оценки показали, что для АЭС таким контрольным уровнем загрязнения поверхностей и СИЗ является 30-40 бета-частиц/(см²·мин).

Данная концепция реализована в стандарте ОАО «Концерн «Энергоатом» СТО 1.1.1.03.004.0794-2009, утвержденном в апреле 2009 года.

Глава 5. Разработка и внедрение средств индивидуальной защиты от внешнего бета- и гамма-излучения

Целью главы 5 является анализ возможности снижения доз облучения персонала, обусловленного излучением загрязненных поверхностей, за счет применения средств индивидуальной защиты. Задачами главы 5 являются:

- анализ особенностей применения средств индивидуальной защиты органов дыхания и кожных покровов (раздел 5.1);

- разработка СИЗ от мягкого фотонного излучения (раздел 5.2);

- разработка СИЗ от внешнего бета-излучения (раздел 5.3);

- анализ возможности создания СИЗ от нейтронного излучения (раздел 5.4).

Проанализирована возможность и целесообразность создания СИЗ от внешнего фотонного излучения. Показано, что с учетом предельной массы комплекта СИЗ (25-30 кг), создание СИЗ от внешнего фотонного излучения возможно только для диапазона энергий фотонов не более 100 кэВ. Для указанного диапазона энергий фотонов разработаны методики лабораторных испытаний, выбраны наполнители и проведены экспериментальные исследования.

В первом варианте методики в качестве источника фотонного излучения используется источник ²⁴¹Am из комплекта ОСГИ. Этот источник излучает фотоны в нескольких энергетических диапазонах, самое жесткое излучение имеет энергию около 59 кэВ.

Коэффициент защиты материала, который определяют при данных испытаниях, характеризует защитные свойства материала по отношению ко всему спектру излучения, испускаемого при распаде Am-241.

Во втором варианте методики используется источник Am-241, находящийся в стальном контейнере. В результате поглощения мягкого фотонного излучения в стали, спектр фотонов данного источника имеет только наиболее жесткую линию с энергией 59 кэВ. Коэффициент защиты материала, который определяют при данных испытаниях, характеризует защитные свойства по отношению к наиболее жесткой линии спектра излучения Am-241. Данный вариант методики моделирует реальные условия облучения персонала, когда источники излучения находятся внутри металлического бокса. Фотонное излучение, выходящее за пределы металлического бокса, характеризуется преобладанием в спектре линии 59 кэВ, поэтому испытания СИЗ в производственных условиях в большей степени соответствуют второму варианту методики.

Сопоставление экспериментальных данных, полученных по указанным двум вариантам методики, показывает, что коэффициенты защиты, получаемые по первому варианту в соответствии с ГОСТ 12.4.217-2001, примерно в 3,7-4,0 раза больше коэффициентов защиты, получаемых по второму варианту методики. Указанный факт имеет вполне понятное физическое объяснение - во втором варианте методики определяется коэффициент защиты по отношению к фотонному излучению с энергией 59 кэВ, а в первом варианте методики - по отношению ко всему спектру излучения в диапазоне от 6,0 до 59 кэВ.

На рисунке 5 представлены в логарифмическом масштабе для материала с вольфрамом в качестве наполнителя графики зависимости коэффициента защиты от массовой поверхностной плотности наполнителя как для «жесткого», так и для «мягкого» излучения. На графике приведены экспериментальные точки и аппроксимация с помощью функциональной зависимости.

Из анализа полученных экспериментальных результатов получены следующие эмпирические формулы для коэффициента защиты материала (Км и Кж для «мягкого» и «жесткого» излучения, соответственно) в интервале значений массовой поверхностной плотности вольфрама d = 0,2 ч 1,2 г/см²:

По «жесткому» излучению:

Ln (К_ж ) = 2,89 · d + 0,04; К_ж = 1,04 exp (2,89 · d)

По «мягкому» излучению:

Ln (К_м ) = 3,05 · d + 1,28; К_м = 3,6 exp (3,05 · d)

Рисунок 5.3 - Графики зависимости коэффициента защиты от массовой поверхностной плотности материала (вольфрама) для «жесткого»и «мягкого» излучения

Полученные эмпирические зависимости позволяют существенно упростить процесс разработки новых радиационно защитных СИЗ с заданной защитной эффективностью.

С учетом полученной зависимости были выбраны материалы, обеспечивающие заданный коэффициент защиты, и совместно с привлеченными специализированными организациями разработан, испытан и внедрен комплекс СИЗ от фотонного излучения, испускаемого Am-241 (камерные перчатки, наплечники и фартуки - см. рисунок 6), позволяющий не менее, чем в 4 раза уменьшить мощность дозы облучения персонала.

Перчатки камерные КРЗП	Наплечник радиационно защитный марки РЗКНВ в комплекте с камерной перчаткой	Радиационно защитный фартук
Рисунок 6 - Образцы радиационно защитных СИЗ

Испытания и опытная эксплуатация разработанных радиационно защитных СИЗ проведены на Производственном объединении «Маяк». Были подтверждены хорошие защитные, эргономические и эксплуатационные свойства данных СИЗ. Сопоставление результатов производственных испытаний СИЗ и значений коэффициентов защиты, полученных в лабораторных условиях по «мягкому» и «жесткому» излучениям, показывает, что методика испытаний по «жесткому» излучению лучше коррелирует с условиями реальной эксплуатации радиационно защитных СИЗ.

С учетом результатов выполненных исследований подготовлены нормативные документы, которые утверждены в качестве национальных стандартов: ГОСТ Р 12.4.203-99. ССБТ. Средства индивидуальной защиты рук. Перчатки для защиты от ионизирующего излучения и радиоактивных веществ и ГОСТ 12.4.217-2001. ССБТ. Средства индивидуальной защиты от радиоактивных веществ и ионизирующих излучений. Требования и методы испытаний.

Проведен анализ необходимости применения СИЗ от внешнего бета-излучения. Показано, что применение СИЗ от внешнего бета-излучения целесообразно при проведении работ по ликвидации последствий радиационной аварии с выбросом продуктов деления, а также при проведении ремонтных работ в производстве чистых бета-излучателей, например, стронция-90.

Сформулированы основные принципы создания СИЗ от бета-излучения, разработан математический аппарат и создана компьютерная программа для расчета параметров СИЗ, обеспечивающих заданный коэффициент защиты от бета-излучения протяженного источника. На рисунке 7 в качестве примера приведены графики, позволяющие выбрать оптимальные параметры СИЗ от внешнего бета-излучения радионуклидов, определяющих состав выброса при аварии ядерного реактора. Определены оптимальные параметры защитного материала для СИЗ от бета-излучения: легкий полимерный материал толщиной около 0,4 г/см².

Показано, что создание СИЗ от промежуточных и быстрых нейтронов невозможно, поскольку для уменьшение мощности дозы излучения в e раз необходима толщина защитного материала: 12,6 г/см² воды или 27,8 г/см² углерода или 10,8 г/см² полиэтилена с бором.

Создание СИЗ от тепловых нейтронов возможно, но неактуально ввиду отсутствия рабочих мест, на которых облучение персонала определяют только тепловые нейтроны.

Рисунок 7 - Результаты расчета толщины материала костюма для защиты от бета-излучения радионуклидов, определяющих состав выброса при аварии ядерного реактора

Глава 6. Разработка и обоснование принципов обеспечения радиационной безопасности персонала при ликвидации последствий радиационной аварии

Целью главы 6 является обоснование принципов обеспечения радиационной безопасности персонала при загрязнении поверхностей радиоактивными веществами в результате радиационной аварии. Задачами главы 6 являются:

- анализ основных факторов радиационного воздействия на персонал при радиационной аварии, определение значимости в этой ситуации различных мероприятий по защите персонала (раздел 6.1);

- сопоставление значимости различных факторов радиационного воздействия на персонал при проведении работ в зоне ЧАЭС в 1986 году (раздел 6.2);

- анализ научных подходов к обоснованию временных допустимых уровней загрязнения поверхностей помещений и СИЗ при выполнении работ в зоне радиационной аварии на Чернобыльской АЭС (раздел 6.3);

- обобщение особенностей радиоактивного загрязнения спецодежды персонала, участвовавшего в работах по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС (раздел 6.4);

- анализ опыта организация работ по дезактивации имущества при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС (раздел 6.5);

- анализ особенностей аварий с радионуклидными источниками (раздел 6.6);

- анализ вероятных последствий террористического акта с применением радиоактивных веществ (раздел 6.7);

- обобщение опыта организации индивидуальной защиты персонала во время радиационной аварии и ликвидации ее последствий (раздел 6.8).

Все аварийно-опасные объекты с точки зрения особенностей радиационного воздействия на персонал в случае аварии можно разделить на 6 видов:

I. Действующие ядерные реакторы (АЭС, транспортные энергетические установки, исследовательские реакторы), начальные участки радиохимического производства, хранилище препаратов, содержащих радиоактивный йод.

II. Радиохимическое производство, хранилище радиоактивных отходов, ядерные боеприпасы на основе урана.

III. Производство плутония, радионуклидный источник или другой объект, содержащий изотопы плутония; ядерные боеприпасы на основе плутония.

IV. Производства, использующие уран в любых химических формах, в том числе гексафторид урана и другие фториды.

V. Радионуклидные источники, содержащие бета- и гамма-активные нуклиды.

VI. Рентгеновские установки и ускорители.

Анализ статистики медицинских последствий радиационных аварий показывает, что наиболее тяжелые радиационные поражения при всех радиационных авариях обусловлены внешним бета-, гамма- и нейтронным излучением, но это воздействие охватывает сравнительно небольшой круг людей. Выброс радиоактивных веществ в окружающую среду, если он происходит, является одним из главных и долговременных последствий радиационной аварии. В случае тяжелой аварии этот фактор затрагивает большое количество персонала и населения - в результате чернобыльской аварии радиоактивному загрязнению подверглись обширные территории, на которых проживали миллионы человек. Такие аварии возможны и происходили на радиационно опасных объектах различных видов, однако наиболее информативным и поучительным является опыт работ по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Диссертант, участвовавших в работах на ЧАЭС в 1986-87 гг., проанализировал как результаты собственных исследований, так и публикации и документы по теме диссертации.

Результаты, полученные в данной работе, позволяют оценить возможность минимизации доз облучения персонала при выполнении работ по ликвидации последствий аварии на ядерном реакторе.

Дозы, обусловленные внешним гамма-облучением персонала (факторы A и С), невозможно уменьшить применением средств индивидуальной защиты, поскольку масса таких СИЗ для обеспечения хотя бы двукратной защиты составляет сотни килограммов.

Дозы, обусловленные внешним бета-облучением хрусталика глаза и кожных покровов факторы B и D) , могут быть существенно уменьшены применением защитных костюмов из полимерных материалов массой около 12 кг, что вполне приемлемо по эргономическим соображениям.

Применение эффективных СИЗ кожных покровов и органов дыхания от радиоактивных веществ (в том числе СИЗ, защищающих от газообразных соединений йода) позволяет практически полностью предотвратить поступление радиоактивных веществ через кожные покровы и органы дыхания. Это позволяет почти вдвое уменьшить эффективную дозу облучения персонала.

Обоснованная в данной работе концепция обеспечения радиационной безопасности персонала при ликвидации последствий радиационной аварии включает следующие основные мероприятия:

- каждый работник, который выполняет работы при условии планируемого повышенного облучения, должен быть обеспечен индивидуальными дозиметрами внешнего гамма- и бета-облучения;

- для предотвращения превышения персоналом аварийно-спасательных формирований максимального значения эффективной дозы планируемого повышенного облучения 200 мЗв за счет суммы внешнего и внутреннего облучения целесообразно установить контрольный уровень эффективной дозы внешнего гамма-облучения, равный 100 мЗв;

- персонал должен быть обеспечен эффективными средствами индивидуальной защиты глаз и кожных покровов от внешнего бета-излучения с коэффициентом защиты не менее 10;

- для снижения эффективных доз внутреннего облучения за счет перкутанного и ингаляционного поступления радионуклидов необходимо постоянное применение высокоэффективных СИЗ кожных покровов и органов дыхания от радиоактивных веществ (в том числе СИЗ органов дыхания от радиоактивного йода), а также периодический контроль внутреннего поступления радионуклидов и оценка обусловленных этим эффективных доз облучения.

Важное значение для предотвращения разноса радиоактивного загрязнения поверхностей, образовавшегося в результате радиационной аварии, является зонирование территории и установление дифференцированных по зонам временных допустимых уровней загрязнения различных объектов. Проанализирован опыт установления в зоне ЧАЭС временных допустимых уровней различных объектов. Применительно к СИЗ и кожным покровам этот норматив в течение 1986-1990 гг. пересматривался 6 раз (Контрольные уровни от 23.05.1986 ВДУ № 129-254 от 02.06.1986 ВДУ № 129/167-9 от 14.10.86 ВДУ № 129/22-9 от 06.02.1987 ВДУ №32/1747 от 09.07.1987 ВНРЗ-90 18.10.1990). Допустимые уровни радиоактивного загрязнения различных объектов устанавливались дифференцированно для реально сформировавшихся санитарно-режимных зон, отличающихся плотностью радиоактивного загрязнения местности и характером работ, проводимых в данной зоне.

На рисунке 8 в качестве примера приведены в графическом виде временные допустимые уровни (ВДУ) загрязнения спецодежды, действовавшие в зоне ЧАЭС (в «грязной» зоне) в период с 23.05.1986 до конца 1991 года - т.е. до завершения официального действия документов, утвержденных органами власти СССР. На этом же рисунке приведены отнормированные на 23.05.1986 зависимости от времени удельной бета- и гамма-активности радиоактивных продуктов, выброшенных из аварийного реактора.

Рисунок 8 - Временные допустимые уровни загрязнения спецодежды персонала, действовавшие в зоне ЧАЭС (в «грязной» зоне) в период с 23.05.1986 до конца 1991 года в сопоставлении с удельной бета- и гамма-активностью радиоактивных продуктов, поступивших в окружающую среду в результате аварии

Из рисунка 8 наглядно видно, что в период с апреля до середины октября 1986 г. удельная активность радиоактивных продуктов была очень высокой, что обусловило значительные трудности при выполнении ВДУ, установленных 26.05.1986 и 02.06.1986. К середине октября 1986 г. удельная активность радиоактивного загрязнения поверхностей существенно снизилась, что позволило 14.10.1986 несколько уменьшить значения ВДУ. Однако возможность существенного снижения значений ВДУ появилась только в середине 1987 г. и была обусловлена двумя факторами: снижением удельной активность радионуклидов вследствие их естественного распада и завершением наиболее масштабных дезактивационных работ в зданиях и на территории ЧАЭС. Следует подчеркнуть, что нормативы, представленные на рисунке 6, относятся к «грязной» зоне и регламентировали загрязнение спецодежды персонала при выполнении самых радиационно опасных работ при строительстве объекта «Укрытие» и дезактивации помещений 1-3-го блоков ЧАЭС.

Обобщение опыта ликвидации аварии на ЧАЭС позволило сформулировать следующие основные принципы установления временных допустимых уровней загрязнения различных объектов

- безусловное предотвращение детерминированных эффектов облучения;

- максимальное снижение вероятности стохастических эффектов облучения;

- дифференциация ВДУ для различных санитарно-режимных зон;

- практическая достижимость;

- планомерное ужесточение ВДУ по мере улучшения радиационной обстановки.

Практической основой осуществления нормативного ограничения уровней радиоактивного загрязнения в зоне радиационной аварии является зонирование территории (помещений). Из результатов выполненных исследований вытекает, что оптимальная схема зонирования территории при радиационной аварии выглядит следующим образом.

Зона аварии - зона уровнями радиоактивного загрязнения поверхностей, превышающими допустимые уровни, установленные НРБ-99.

Буферная зона - зона, непосредственно примыкающая к зоне аварии. Основная цель организации буферной зоны - предотвращение выноса из зоны аварии радиоактивного загрязнения. На границе между зоной аварии и буферной зонами размещаются пункты дезактивации автотранспорта и санитарные шлюзы.

Контролируемая зона - зона, примыкающая к буферной зоне. Основная цель организации контролируемой зоны - контроль качества работы санитарного барьера, реализуемого на границах зоны аварии и буферной зоны.

Характер загрязнения спецодежды, загрязненной при выполнении работ в зоне ЧАЭС, и его изменение в результате дезактивации были исследованы с помощью метода контактной авторадиографии (см. рисунок 9). Для этого из спецодежды, поступающей на дезактивацию в спецпрачечную ЧАЭС, были отобраны образцы загрязненных тканей.

а) б)

Рисунок 9 - Авторадиограмма образца из рабочего хлопчатобумажного костюма, загрязненного в зоне ЧАЭС до (а) и после (б) дезактивации по ГОСТ 12.4.078-79. Масштаб 2,5:1.



а) б)

Рисунок 10 - Авторадиограмма образца хлопчатобумажной ткани, загрязненного капельным методом раствором рутения-106 до (а) и после (б) дезактивации по ГОСТ 12.4.078-79. Масштаб 2,5:1.

Результаты исследований показали, что загрязнение спецодежды в зоне ЧАЭС было обусловлено труднорастворимыми частицами облученного уранового топлива. Радионуклидный состав загрязнения мало изменялся в результате дезактивации: уменьшалось лишь общее количество радиоактивных веществ, но вклад каждого радионуклида оставался практически неизменным. В процессе дезактивации частицы облученного уранового топлива удалялись с тканей без растворения в дезактивирующем растворе. Для сравнения на рисунке 10 представлены авторадиограммы образцов ткани, загрязненных радиоактивным раствором в лабораторных условиях капельным методом - в этом случае наблюдается снижение активности ткани по всей площади образца.

Особенности характера радиоактивного загрязнения СИЗ в зоне крупномасштабной радиационной аварии требуют внедрения особых подходов к организации дезактивационных работ, включающих:

- четкую организацию всех этапов работ: сбор и сортировку загрязненных СИЗ, транспортировку и подготовку СИЗ к дезактивации, дезактивацию по наиболее эффективным режимам, контроль чистоты СИЗ после дезактивации;

- применение современного прачечного оборудования, эффективных моющих средств и осуществление тщательной очистки сточных вод от радионуклидов;

- при небольшой радиационной аварии и малом объеме аварийно-восстановительных работ целесообразно применение одноразовых спецодежды и других СИЗ;.

- использование передвижных автономных спецпрачечных;

- обучение работников;

- тесное взаимодействие органов власти, всех служб и подразделений, осуществляющих работы по ликвидации последствий аварии.

Проанализированы особенности аварий с радионуклидными источниками. При такой аварии наибольшую опасность представляет внешнее излучение источника. Поэтому, если источник сохранил герметичность или, по крайней мере, компактное расположение радиоактивного вещества, внешнее излучение может привести к острому радиационному поражению отдельных органов или организма в целом.

Наибольшую опасность представляют радионуклидные источники на основе кобальта-60, стронция-90, рутения-106+родия-106, цезия-137, церия-144+родия-144, прометия-147, иридия-192, таллия-204, калифорния-252.

Разгерметизация источника и распределение радиоактивного вещества по некоторой территории существенно уменьшают вероятность острого поражения людей, но одновременно увеличивают количество людей, которые подвергаются или могут подвергнуться повышенному радиационному воздействию. При этом основную опасность представляет как внешнее облучение людей при пребывании на загрязненной территории, так и поступление радиоактивных аэрозолей в органы дыхания и на кожные покровы.

Анализ и обобщение проблем обеспечения радиационной безопасности персонала и оказания первой помощи пострадавшим при проведении работ по ликвидации последствий радиационных авариях с радионуклидными источниками на Братском заводе древесноволокнистых плит и в деревне Глазынино Одинцовского района Московской области (в этих работах участвовал диссертант) позволили сформулировать практические рекомендации по обеспечению радиационной безопасность при авариях с радионуклидными источниками. Для предотвращения и минимизации последствий аварий с радионуклидными источниками и минимизации их последствий основное значение имеют:

- контроль за использованием радионуклидных источников, надлежащее хранение и своевременное захоронение выведенных из эксплуатации источников;

- быстрое обнаружение факта аварии с радионуклидным источником и скорейшее начало работ по ликвидации последствий аварии;

- выявление всех лиц, пострадавших при аварии и оказание им необходимой медицинской помощи;

- предотвращение разноса радионуклидов с загрязненной территории, локализация загрязнения и эффективная дезактивация загрязненных поверхностей.

Террористический акт с применением радиоактивных веществ по своим последствиям аналогичен радиационной аварии с радионуклидным источником. В целом все мероприятия по ликвидации последствий террористического акта с использованием радиоактивных веществ полностью аналогичны комплексу мероприятий при других видах радиационных аварий.

Серьезное внимание должно быть сосредоточено на обучении персонала спасательных формирований применению подручных средств для защиты кожных покровов и органов дыхания населения от радиоактивных веществ, а также правилам обеспечения безопасности при нахождении в зоне радиоактивного загрязнения.

ВЫВОДЫ

1. Основным итогом выполнения данной диссертационной работы является комплексное решение проблемы обеспечения радиационной безопасности персонала, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения (в том числе при ликвидации последствий радиационной аварии), включающее:

- 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. Проанализирован опыт нормативного ограничения уровней радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и средств индивидуальной защиты. Нормативное ограничение данного радиационного фактора базируется на двух основных принципах:

- оценка степени опасности, которую он может представить для человека, находящегося в производственной зоне.

- исключение распространения радиоактивного загрязнения (обнаруживаемого существующими методами контроля) поверхностей, оборудования, спецодежды персонала в 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.

При постоянном снижении основных дозовых пределов в действующих в России (СССР) нормативных документах произошел постепенный рост допустимых уровней радиоактивного загрязнения поверхностей спецодежды, нательного белья и кожных покровов.

Накопленный огромный опыт нормативного ограничения загрязненности поверхностей в целом себя оправдал и позволяет в рамках устоявшихся принципов осуществить меры по повышению радиационной безопасности персонала, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей.

3. Разработаны методические подходы и проведен анализ значимости основных факторов, определяющих дозы облучения персонала, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей.

Показано, что действующие допустимые уровни радиоактивного загрязнения различных поверхностей в основном обеспечивают непревышение основных дозовых пределов, установленных НРБ-99, однако коэффициент запаса невелик и при проведении работ, сопровождающихся интенсивной генерацией радиоактивных аэрозолей и контактным загрязнением кожных покровов и спецодежды возможно поступление радиоактивных веществ в организм свыше установленных допустимых значений.

4. Обобщены литературные данные по проблеме взаимосвязи радиоактивного загрязнения поверхностей и воздуха, показывающие, что при выполнении персоналом различных технологических операций в зоне дыхания человека могут создаваться концентрации радиоактивных аэрозолей, превышающие установленные допустимые уровни.

Разработана и обоснована методика проведения экспериментальных исследований, проведены экспериментальные исследования, в результате которых определены значения коэффициентов диспергирования при различных видах механического воздействия на поверхность полимерного материала, имеющего фиксированное загрязнение.

Изложен математический аппарат описания процессов массообмена радионуклидами между поверхностью и воздушной средой. Наиболее удобным для практики параметром является коэффициент ресуспензии r (м^-1), равный отношению равновесной концентрации радионуклидов в воздухе к плотности поверхностного загрязнения. В то же время наиболее полно характеризует скорость перехода радионуклидов с поверхности в воздух коэффициент К (с^-1) - коэффициент перехода вещества с загрязненной поверхности в воздух.

5. 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;

По измеренным значениям коэффициента диспергирования 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 10^-4-10^-6 м^-1;

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

- при отсутствии механических воздействий на поверхность образца перехода скорость в воздух фиксированного загрязнения очень мала;

- 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.

Показано, что размер аэрозольных частиц, возникающих при механических воздействиях на поверхность полимерного материала, имеющего фиксированное загрязнение, находится в интервале 3-5 мкм.

6. Изучены основные закономерности распространения радиоактивных загрязнений с грязных участков поверхности на чистые. Установлено, что экспериментальные результаты удовлетворительно согласуются с расчетными только при использовании математических моделей, предусматривающих наличие двух и более компонент загрязнения, отличающихся степенью фиксации на поверхности и скоростью перехода с грязной поверхности на чистую.

В среднем, фиксированное загрязнение снимается с поверхности покрытий в 7 ± 2 раза меньше, чем нефиксированное.

Эксперименты, моделирующие разнос радиоактивных загрязнений при ходьбе персонала показали, что скорость распространения загрязнения высока: в результате 30-40 проходов персонала в спецобуви с резиновой подошвой через загрязненный участок большая часть загрязнения уносится на подошвах.

Результаты исследований показали, что предотвращение разноса радиоактивных загрязнений при ходьбе персонала и движении транспорта является первостепенной задачей при организации работ в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей помещений.

7. На основе анализа международных и национальных стандартов и большого отечественного опыта обоснованы основные методические подходы к оценке дезактивируемости полимерных материалов: выбор загрязняющих сред, способа загрязнения образцов, порядок проведения испытаний. Проанализированы особенности проведения исследований по оценке коэффициента дезактивации спецодежды в условиях действующих спецпрачечных.

Разработаны и обоснованы требования к коэффициенту дезактивации материалов для изготовления средств индивидуальной защиты. Показано, что нецелесообразно устанавливать требования к коэффициенту дезактивации спецодежды и других СИЗ оперативного персонала выше 10, ремонтного - выше 20.

Рекомендовано установление предельного уровня радиоактивного загрязнения СИЗ, при превышении которого предметы на дезактивацию в спецпрачечную не направляются и рассматриваются как радиоактивные отходы: в 10 раз больше соответствующего допустимого уровня загрязнения СИЗ.

8. Выполнен анализ опыта и современных требований к организации дезактивации СИЗ в спецпрачечных. Разработаны и испытаны новые препараты и режимы дезактивации поверхностей помещений, позволяющие добиться существенного снижения объема радиоактивных отходов. Результаты работы по данному направлению реализованы в нормативно-методических документах федерального и отраслевого уровней, регламентирующих деятельность служб дезактивации предприятий ядерного топливно-энергетического комплекса.

9. Изучены пути оптимизация применения средств индивидуальной защиты для обеспечения радиационной безопасности персонала и снижения объема радиоактивных отходов, образующихся при дезактивации и утилизации СИЗ. Показано, что оптимальной является следующая схема эксплуатации СИЗ:

- для оперативного персонала - применение спецодежды и спецобуви, подвергаемых многократной дезактивации (стирки) при загрязнении выше допустимого (контрольного) уровня или по гигиеническим критериям не реже одного раза в 7 дней;

- для оперативного и ремонтного персонала при проведении ремонтных (наладочных) работ в условиях умеренного радиоактивного загрязнения поверхностей - применение дополнительных СИЗ кратковременного использования, утилизируемых методом сжигания;

- для ремонтного персонала при проведении ремонтных работ при высоких уровнях радиоактивного загрязнения поверхностей - применение одноразовых дополнительных СИЗ, утилизируемых методом сжигания.

10. Сформулированы критерии для принятия решения о проведении работ по дезактивации поверхностей помещений с учетом минимизации доз облучения персонала:

в помещениях периодического пребывания персонала:

предремонтная дезактивация поверхностей целесообразна, если дозозатраты персонала служб дезактивации меньше экономии дозозатрат ремонтного персонала.

в помещениях постоянного пребывания персонала: если в результате осуществляемого по графику дозиметрической службой контроля загрязнения поверхностей не выявлено участков с возросшим уровнем загрязнения по сравнению со стационарным значением, целесообразным является проведение дезактивации поверхностей помещений в виде обычной уборки с применением дезактивирующих растворов с уменьшенным содержанием дезактивирующих реагентов.

если при радиометрическом контроле поверхностей обнаружен участок с возросшим уровнем загрязнения по сравнению со стационарным значением, необходимо выявить источник радиоактивного загрязнения поверхности; принять меры к предотвращению повторного загрязнения; провести дезактивацию загрязненных поверхностей или локализацию загрязнений.

11. Разработаны и усовершенствованы методы лабораторных исследований локализирующей способности полимерных снимаемых покрытий, основанные на измерении перераспределения альфа-активных веществ по глубине жидкой композиции и сформировавшегося покрытия альфа-спектрометрическим методом и расчете на основании этих данных коэффициента диффузии радионуклида. В результате экспериментальных исследований показано, что при нанесении жидкой пленкообразующей композиции на загрязненную поверхность начальное проникновение альфа-радиоактивного вещества в жидкую композицию покрытия играет существенную роль, которую при расчете времени защитного действия необходимо учитывать, используя параметр начального распределения. При этом значительно увеличивается точность определения времени защитного действия.

12. Определены пределы возможности создания СИЗ от внешнего фотонного излучения - с учетом ограничения предельной массы комплекта СИЗ (25-30 кг), создание подобных СИЗ возможно только для диапазона энергий фотонов не более 100 кэВ.

Разработаны методики лабораторных испытаний, выбраны наполнители и проведены экспериментальные исследования, позволившие построить номограммы определения массовой поверхностной плотности наполнителя для получения СИЗ с требуемой защитной эффективностью.

С учетом полученных результатов совместно со специализированными организациями разработан, испытан и внедрен комплекс СИЗ от фотонного излучения, испускаемого Am-241 (камерные перчатки, наплечники и фартуки), позволяющий не менее, чем в 4 раза уменьшить мощность дозы облучения персонала.

13. Проведен анализ необходимости применения СИЗ от внешнего бета-излучения. Показано, что применение таких СИЗ целесообразно в довольно ограниченной области, в частности, при проведении работ по ликвидации последствий радиационной аварии с выбросом продуктов деления, а также при проведении ремонтных работ в производстве чистых бета-излучателей, например, строниця-90.

Сформулированы основные принципы создания СИЗ от бета-излучения. Разработан математический аппарат и создана компьютерная программа для расчета параметров СИЗ, обеспечивающих заданный коэффициент защиты от бета-излучения протяженных источников. Определены оптимальные параметры защитного материала для СИЗ от бета-излучения продуктов деления: легкий полимерный материал толщиной около 0,4 г/см².

14. Сформулированы подходы к обеспечению радиационной безопасности персонала, выполняющего работы по ликвидации последствий радиационной аварии на ядерном реакторе:

- каждый работник, который выполняет работы при условии планируемого повышенного облучения, должен быть обеспечен индивидуальными дозиметрами внешнего гамма- и бета-излучения. Для предотвращения превышения предела эффективной дозы 200 мЗв за счет суммы внешнего и внутреннего облучения целесообразно установить контрольный уровень эффективной дозы внешнего гамма-облучения, равный 100 мЗв.

- персонал должен быть обеспечен высокоэффективными средствами индивидуальной защиты глаз и кожных покровов от внешнего бета-излучения с коэффициентом защиты не менее 10.

- для снижения эффективных доз внутреннего облучения за счет перкутанного и ингаляционного поступления радионуклидов необходимо постоянное применение высокоэффективных СИЗ кожных покровов и органов дыхания от радиоактивных веществ (в том числе СИЗ органов дыхания от радиоактивного йода), а также периодический контроль поступления радионуклидов и оценка обусловленных этим эффективных доз облучения.

15. Временные допустимые уровни радиоактивного загрязнения различных объектов в зоне радиационной аварии следует устанавливать, исходя из следующих основных принципов:

- безусловное предотвращение детерминированных эффектов облучения;

- максимальное снижение вероятности стохастических эффектов облучение;

- практическая достижимость.

Временные допустимые уровни радиоактивного загрязнения различных объектов должны ужесточаться по мере улучшения радиационной обстановки в зоне аварии.

Практической основой осуществления нормативного ограничения уровней радиоактивного загрязнения в зоне радиационной аварии является зонирование территории (помещений).

16. Изучены особенности радиоактивного загрязнения СИЗ при ликвидации последствий аварии на ЧАЭС. Установлено, что загрязнение спецодежды обусловлено труднорастворимыми частицами облученного уранового топлива. В процессе дезактивации частицы облученного уранового топлива удалялись с тканей без растворения в дезактивирующем растворе. С учетом опыта организации аварийно-восстановительных работ (на примере ЧАЭС) сформулированы общие подходы к организации работ по дезактивации имущества, загрязненного в условиях радиационной аварии.

17. Показано, что при аварии с радионуклидными источниками наибольшую опасность представляет внешнее излучение источника. Поэтому, если источник сохранил герметичность или, по крайней мере, компактное расположение радиоактивного вещества, внешнее излучение может привести к острому радиационному поражению отдельных органов или организма в целом.

Наибольшую опасность представляют источники на основе кобальта-60, стронция-90, рутения-106+родия-106, цезия-137, церия-144+родия-144, прометия-147, иридия-192, таллия-204, калифорния-252.

Разгерметизация источника и распределение радиоактивного вещества по некоторой поверхности (территории) существенно уменьшают вероятность острого поражения людей, но одновременно увеличивают количество людей, которое подвергается или может подвергнуться повышенному радиационному воздействию. Для предотвращения аварий с радионуклидными источниками и минимизации их последствий основное значение имеют:

- контроль за использованием радионуклидных источников, надлежащее хранение и своевременное захоронение выведенных из эксплуатации источников;

- быстрое обнаружение факта аварии с радионуклидным источником и скорейшее начало работ по ликвидации последствий аварии;

- выявление всех лиц, пострадавших при аварии и оказание им необходимой медицинской помощи;

- предотвращение разноса радионуклидов и дезактивация загрязненных поверхностей.

Вероятный террористический акт с применением радиоактивных веществ по своим последствиям аналогичен радиационной аварии с радионуклидным источником. В целом все мероприятия по ликвидации последствий террористического акта с использованием радиоактивных веществ полностью аналогичны комплексу мероприятий при других видах радиационных аварий.

18. При радиационных авариях необходимо предусмотреть следующие уровни индивидуальной защиты (в зависимости от категории работающих):

- первый (высокий) уровень защиты для аварийно-спасательных формирований при неизвестной или недостаточно известной радиационной обстановке (первая категория работающих- спасатели);

- второй (средний) уровень защиты - для персонала восстановительных формирований (не исключается также и первый уровень защиты) - вторая категория работающих - ликвидаторы;

- третий уровень - легкая защита для медицинских формирований, находящихся в непосредственной близости от очага радиационной аварии (третья категория работающих -содействующие подразделения);

- четвертый уровень - кратковременная защита для персонала или населения, подлежащего немедленной эвакуации из зоны аварии (четвертая категория - эвакуируемые).

СПИСОК ОСНОВНЫХ РАБОТ, ОПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Кононович А.Л., Боголапов Н.В., Клочков В.Н., Константинов И.Е. Метод исследования распределения альфа-активного вещества по глубине источника. "Атомная энергия", т. 33, вып. 5, 1972.

2. Кононович А.Л., Клочков В.Н., Гольдштейн Д.С. Особенности массопереноса азотнокислого плутония в поливинилхлоридном пластикате. "Атомная энергия", т. 35, вып. 2, 1973, с. 117-119.

3. Кононович А.Л., Клочков В.Н. Об ошибках измерения распределения вещества по глубине толстого альфа-источника спектрометрическим методом. "Приборы и техника эксперимента", 1975, вып. 1, с. 37-40.

4. Рубцов В.И., Клочков В.Н., Кононович А.Л., Гольдштейн Д.С. Методика сравнительной оценки и выбора полимерных материалов для защитных покрытий и средств индивидуальной защиты. "Гигиена и санитария", № 3, с. 91-93, 1978.

5. Рубцов В.И., Клочков В.Н., Кононович А.Л. О проникании америция в глубь полимерных материалов, применяемых для изготовления защитных покрытий и средств индивидуальной защиты. "Гигиена и санитария", № 12, с. 71-73, 1980.

6. Гольдштейн Д.С., Клочков В.Н., Рубцов В.И. О пределах возможности создания средств индивидуальной защиты от гамма-излучения продуктов деления. "Гигиена и санитария", № 4, с. 61-62, 1989.

7. Клочков В.Н., Гольдштейн Д.С., Васькин А.Г. и др. Характер радиоактивного загрязнения спецодежды персонала, участвующего в ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. "Атомная энергия", т. 68, вып. 2, с. 105-107, 1990.

8. Клочков В.Н., Гольдштейн Д.С., Васькин А.Г. Проблемы дезактивации спецодежды при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. "Медицина катастроф", 1992, № 2, с. 82-87.

9. Коростин А.С., Клочков В.Н., Яценко В.Н. Организация установления санитарно-пропускного режима и санитарной обработки пораженных при радиационной аварии. "Медицина катастроф", 1995, № 1-2, с. 25-30.

10. Клочков В.Н., Коростин А.С., Рубцов В.И. Организация индивидуальной защиты персонала, спасателей, сотрудников медицинских и других формирований, принимающих участие в ликвидации последствий радиационных аварий. "Медицина катастроф", 1995, № 1-2, с. 36-42.

11. Клочков В.Н., Васькин А.Г., Филатова В.М. Организация работ по предотвращению распространения радиоактивных загрязнений и дезактивации поверхностей помещений и средств индивидуальной защиты в условиях радиационной аварии. "Медицина катастроф", 1995, № 1-2, с. 43-48.

12. Клочков В.Н., Васькин А.Г., Филатова В.М. Основные итоги работы по организации дезактивации имущества при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. "Медицина катастроф", 1996, специальный выпуск, с. 19-27.

13. Аветисов Г.М., Бархударов Р.М., Клочков В.Н. и др. Временные основные и производные дозиметрические нормативы для ликвидаторов последствий аварии на Чернобыльской АЭС и населения, проживающего на территориях, загрязненных радионуклидами. "Медицина катастроф", 1996, специальный выпуск, с. 44-94.

14. Романов В.В., Рубцов В.И., Клочков В.Н., Суровцев Н.А., Тимошенко А.Н. Государственный санитарно-эпидемиологический надзор за средствами индивидуальной защиты органов дыхания на радиационно опасных объектах. «Гигиена и санитария», 2006, № 4, с. 78-81.

15. Романов В.В., Рубцов В.И., Клочков В.Н. и др. Надзор за выбором и эксплуатацией средств индивидуальной защиты кожных покровов на объектах и территориях, обслуживаемых Федеральным медико-биологическим агентством. «Медицина труда и промышленная экология», 2007, № 8, с. 42-48.

16. Клочков В.Н. Опасность радиоактивного загрязнения поверхностей как фактора внешнего и внутреннего облучения персонала. «Аппаратура и новости радиационных измерений», 2009, 2009, № 2 (57), с. 2-11.

17. Кощеев В.С., Гольдштейн Д.С., Клочков В.Н. и др. Индивидуальная защита работающих в атомной энергетике. М., Энергоатомиздат, 1992.

...