Радиационная безопасность при добыче и переработке урановых руд

Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

Отчет

по производственной практике

«Радиационная безопасность при добыче и переработке урановых руд»

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

Добыча урановой руды на ПУР №1 и ПР №8

Переработка урановой руды на Гидрометаллургическом заводе

Другие производства как источники радиоактивных выбросов

Радиоактивные свойства урановых руд и радиационно-опасные факторы

Средства радиационной защиты

Основные задачи радиационного контроля

Лаборатория радиационной безопасности ПАО «ППГХО

Лаборатория индивидуального дозиметрического контроля

Лаборатория оперативного дозиметрического контроля

Лаборатория контроля и исследования радиоактивных промышленных отходов и пылегазовых выбросов

Перспективы развития ПАО «ППГХО

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Цели:

-ознакомление со структурой ПАО «ППГХО», технологией добычи и переработки урановой руды, основными аспектами деятельности Лаборатории радиационной безопасности;

-изучение радиационно-опасных факторов, аппаратуры дозиметрического контроля, основных средств обеспечения радиационной безопасности и методов управления радиационной обстановкой в условиях горно-химического производства;

-приобретение навыков работы.

ВВЕДЕНИЕ

Приаргунское производственное горно-химическое объединение (ПАО «ППГХО») - многопрофильное предприятие, основной задачей которого является добыча и переработка урановых руд, выпуск оксидов природного урана. Оно является одним из крупнейших в мире и самым крупным в России уранодобывающим предприятием. В состав ПАО «ППГХО» входят:

1) Подземный урановый рудник ПУР №1 и подземный рудник ПР №8, осуществляющие добычу урановой руды;

2) Гидрометаллургический завод (ГМЗ), перерабатывающий урановые руды и выпускающий оксиды природного урана, включающий сернокислотный цех (СКЦ), производящий серную кислоту для нужд ГМЗ;

3) Разрезуправление «Уртуйский» (РУУ), добывающее бурый уголь для нужд ТЭЦ ППГХО и населения, известняк в Оловяненском районе, песчано-гравийную смесь (ПГС), применяемую в качестве основного компонента в закладке выработанного пространства урановых рудников;

4) Теплоэлектроцентраль (ТЭЦ), вырабатывающая тепловую и электрическую энергию для производственных и социально-экономических нужд;

5) АО «Альянстрансатом», выполняющее транспортные работы по обслуживанию промышленных площадок объединения;

6) Железнодорожный цех (ЖДЦ), осуществляющий внутриобъектные ж/д перевозки;

7) Ремонтно-механический завод (РМЗ), выполняющий ремонт технологического оборудования и изготовление специальной горной техники и химического оборудования;

Ряд непроизводственных подразделений:

-Лаборатория радиационной безопасности (ЛРБ);

-Центральная научно-исследовательская лаборатория (ЦНИЛ);

-Центральная лаборатория контрольно-измерительных приборов и автоматики (ЦЛКИПиА) и др.

Технологические процессы, связанные с выделением радиоактивных веществ, имеются на следующих подразделениях: ПУР №1, ПР №8, ГМЗ, ЦНИЛ, ТЭЦ, которые являются основными объектами, выбрасывающими радиоактивные загрязняющие вещества в атмосферу. Они расположены на расстоянии от 3 до 15 км к востоку от города Краснокаменска. Смесь радионуклидов уранового ряда, ²²²Rn, ²¹⁸Po, ²¹⁴Pb, ²¹⁴Bi поступают в атмосферу из шахтных стволов и вентиляционных шурфов и из труб ТЭЦ. Также из труб ТЭЦ в атмосферу поступают ²³²Th и ⁴⁰K.

Потенциальная опасность радиационного объекта определяется его возможным радиационным воздействием на население при радиационной аварии. К I категории относятся радиационные объекты, при аварии на которых возможно их радиационное воздействие на население и могут потребоваться меры по его защите. Для II категории объектов радиационное воздействие при аварии ограничивается территорией санитарно-защитной зоны. К III категории относятся объекты, радиационное воздействие при аварии на которых ограничивается территорией объекта. К IV категории относятся объекты, радиационное воздействие от которых при аварии ограничивается помещениями, где проводятся работы с источниками излучения. урановая руда радиоактивный гидрометаллургический

Объекты ПАО «ППГХО» отнесены к III-IV категории объектов по потенциальной радиационной опасности. В таблице 1 приведены промышленные объекты объединения с присвоенными им категориями потенциальной радиационной опасности.

Таблица 1. Категории радиационной опасности для объектов ПАО «ППГХО»

Гидрометаллургический завод	III категория
Хвостохранилище ГМЗ	III категория
ЦРД (Центральный рудный двор ГМЗ)	III категория
ПУР № 1, ПР №8
-поверхностные надшахтные комплексы	III категория
-исходящие вентиляционные стволы, шурфы, скважины	III категория
-пункт дезактивации РАО	III категория
-площадки хранения РАО	IV категория
-помещения, где проводятся работы с ИИИ	IV категория
АО «Альянстрансатом»
-территория мойки автомобилей	III категория
-гаражная стоянка	IV категория
Здания ЛРБ, ЦНИЛ, хранилища ИИИ ЦЛ КИПиА, где проводятся работы с ИИИ.	IV категория

Площадь Санитарно-защитной зоны (СЗЗ) ПАО «ППГХО» составляет 12900,0 га (без СЗЗ буроугольного разреза «Уртуйский») - объединенная СЗЗ промышленных объектов «ППГХО» в районе добычи урановых руд, их гидрометаллургической переработки, хранилищ РАО и огарков. Граница санитарно-защитной зоны представлена на карте-схеме расположения объектов ПАО «ППГХО», приведенной на рис. 1. В СЗЗ запрещается постоянное или временное проживание, размещение детских учреждений, больниц, санаториев и других оздоровительных учреждений, а также промышленных и подсобных сооружений, не относящихся к объединению. Территория СЗЗ благоустроена и озеленена. Так как объекты ПАО «ППГХО» имеют III-IV категории объектов по потенциальной радиационной опасности, зона наблюдения для них не устанавливается.



Рисунок 1. Карта-схема расположения объектов ПАО «ППГХО» с нанесенными границами установленной санитарно-защитной зоны

В 30-км зону вокруг объектов ПАО «ППГХО» попадает население города Краснокаменск, а также население пяти сельских поселений Краснокаменского района: Кайластуйское, Капцегайтуйское, Соктуй-Милозанское, Целиннинское, Юбилейнинское.

Расположение населенных пунктов в 30-км зоне вокруг промплощадки ПАО «ППГХО» приведено на Рисунке 2.

Рисунок 2. Расположение населенных пунктов в 30 км ПАО «ППГХО»

Наиболее крупным населенным пунктом в районе расположения ПАО «ППГХО» является г. Краснокаменск. Он расположен в равнинной части пади Сухой Урулюнгуй и имеет благоприятную в санитарном отношении розу ветров с господствующими ветрами западных румбов. Объекты ПАО «ППГХО», имеющие источники выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (ПУР №1, ПР №8, ГМЗ, ТЭЦ) расположены за горными хребтами, примыкающими к пади Сухой Урулюнгуй с северо-восточной стороны. Горные хребты экранируют наиболее опасные для г. Краснокаменска восточные ветры.

Добыча урановой руды на ПУР №1 и ПР №8

Объединение производит добычу урановой руды на базе действующих поземных рудников ПУР №1 и ПР №8. Разработка Стрельцовского месторождения урановых руд ведется подземным способом. Рудное поле вскрыто вертикальными стволами и шурфами, расстояние между горизонтами - 60 м. Отбойка горной массы производится буровзрывным способом с системой закладки горизонтальных слоев выработанного пространства, скважины бурятся буровыми станками (рисунок 3). Подъем горной массы осуществляется по вертикальным стволам, которые оборудованы клетьевыми подъемами, в вагонетках ВГ-4м емкостью 2 м³. Выданная на поверхность горная масса разгружается в приемные бункеры надшахтных комплексов.

Выработанное подземное пространство заполняется твердеющей закладкой, что позволяет уменьшить эманацию радона за счет снижения открытой рудной поверхности и предотвращения поступления радона из отработанных пустот. Для этого Объединение ведет добычу песчано-гравийной смеси гидромеханическим способом на ПГС-2, а горно-закладочный цех ведет приготовление цементной песчано-гравийной смеси и осуществляет закладку её в подземных рудниках.

Рисунок 3. Система разработки горизонтальными слоями с твердеющей закладкой

Горная масса, получаемая при проведении горных работ, разделяется методом радиометрического анализа на специальной автомобильной радиометрической контрольной станции на балансовую, беднобалансовую, забалансовую руды и пустую породу. По принятой технологии производства, балансовая руда направляется на переработку на Гидрометаллургический завод (ГМЗ) или на шихтовочный склад центрального рудного двора (ЦРД). Пустая порода складируется в отвалы. Забалансовая руда и беднобалансовая руды после сортировки направляются на переработку на участки кучного выщелачивания (КВ). В данный момент действует две площадки кучного выщелачивания: на территории ГМЗ и в непосредственной близости к ПР №8, а также ведется подготовка новой площадки. Доставка руды, породы и забалансовых руд на ГМЗ осуществляется автомобилями: БелАЗ-7522, КрАЗ-256 и МАЗ-5549.

На рудниках №1, 2 и 4 использовался метод подземного выщелачивания. Оборотные растворы, доведенные добавлением серной кислоты до pH 1,5-1,7, подавались в специально подготовленные блоки, в которых за счет выщелачивания происходило их насыщение ураном. Из блоков продуктивные растворы перекачивались в насосную станцию, оттуда - на поверхность в сорбционные колонны (рисунок 4). Метод не используется с 2000х годов из-за получаемого низкого содержания урана в продуктивных растворах. На 4 руднике объемы перекачиваемых растворов достигали 150 м³/ч, что обеспечивало получение около 7 т оксидов урана в месяц.



Рисунок 4. Схема получения сорбентов урана методами кучного и подземного выщелачивания

Добыча урана открытым способом на карьере «Тулукуй» завершена в начале 1990х годов, так как в то время руду с низким содержанием дорабатывать считалось нерентабельным. Разрабатывается проект доработки запасов днища «Тулукуя», в основе которого - блочное подземное выщелачивание.

Отвалы

Отвалы образованы в результате работы рудников и карьера Тулукуй ПАО «ППГХО». Выдаваемая на поверхность горная масса, в зависимости от ее состава перегружается на самосвалы и транспортируется к месту переработки или в соответствующие пустой породе и забаланоовой руде отвалы. Отвалы пустой породы и отработанные площадки кучного выщелачивания должны рекультивироваться.

Площадки кучного выщелачивания

Отсортированная забалансовая и беднобалансовая руды направляются на участки кучного выщелачивания, обеспечивающие ее рентабельную переработку. Площадки для размещения отвала руд сделаны с обеспечением соответствующего уклона в сторону растворосборника, покрыты гидроизолирующим материалом, имеют оросительные системы из материалов, инертных к действию выщелачивающих реагентов.

Основная сложность процесса обусловлена относительно медленным растворением четырехвалентного урана и существенным снижением фильтрации растворов через рудную массу во время выщелачивания. Скорость выщелачивания зависит от проницаемости руд, поэтому важно исключить образование переуплотненных и невовлеченных в процесс участков. Для повышения эффективности процесса требуется применение различных методов - использование окислителей, рыхление и т.д.

На действующую площадку ГМЗ руда поступает после рудосортировки и дробления, такая же технология будет использоваться на подготавливаемой площадке около ПР №8. Измельчение и дробление позволяет ускорить процесс выщелачивания. На действующую площадку вблизи ПР № 8 поступала руда разных фракций, к тому же имеются две зоны с разным обогащением примерно 0,03 и 0,06 мг/м³, поэтому процесс выщелачивания на данной площадке является неравномерным.

Переработка урановой руды на Гидрометаллургическом заводе

В состав Гидрометаллургического завода входят:

Цех дробления, измельчения и сгущения руды - Цех №1

Цех гидрометаллургической переработки руды, кучное выщелачивание - Цех №2

Цех по приготовлению реагентов, переработке известняка и эксплуатации «хвостового хозяйства» - Цех №3

Прием и транспортировка руды - Цех №4

Сернокислотный цех - СКЦ

Руда на ГМЗ поступает как непосредственно с ПУР №1 и ПР №8, так и с центрального рудного двора (ЦРД). Объем переработки руды на ГМЗ (в гидрометаллургическом переделе): ориентировочно - 700 тыс. тонн/год.

Технология переработки урановых руд включает в себя стадии: дробление и измельчение руды, сгущение измельченного материала на сгустителях, выщелачивание твердой фазы концентрированной серной кислотой, сорбция урана из пульп на синтетической смоле методом противотока пульпы и сорбента, десорбция урана из насыщенной смолы в сернокислотный раствор, экстракция урана тройной органической смесью, реэкстракция урана карбонатом аммония и выделение кристаллов аммонийуранилтрикарбоната (АУТК), очистка, фильтрация и прокалка кристаллов АУТК.

Полученная готовая продукция в виде оксидов урана, содержащая основного вещества не менее 99%, с массовой долей урана не менее 84% затаривается в транспортные упаковочные комплекты для транспортировки и дальнейшей переработки. Руда после извлечения из неё урана складируется в виде пульпы в хвостохранилища ГМЗ.

Цех №1

Исходная руда поступает через приемные бункеры на щековые дробилки, откуда после дробления транспортируется в бункеры отделения измельчения. Во время продвижения руды по транспортерным лентам происходит ее увлажнение.

Из бункеров измельчения руда подается через систему конвейеров в мельницу мокрого самоизмельчения. Слив мельницы поступает самотеком в классификаторы, а из них тонкая фракция песков - в гидроциклоны и далее на барабанные грохота для щепоулавливания. Пески после классификаторов поступают в шаровую мельницу МШР для дальнейшего доизмельчения и далее на гидроциклирование.

Слив гидроциклонов и подгрохотный продукт барабанных щепоуловителей самотеком поступает в сгустители, где разделяется на сгущенную и осветвленную части. Сгущенный продукт перекачивается в гидрометаллургический цех на дальнейшую переработку, а осветвленная вода поступает в оборотную систему технологии измельчения.

Цех измельчения имеет в своем составе 6 почти одинаковых блоков, каждый из которых состоит из мельницы мокрого измельчения, мельницы шарового помола МШР, двух спиральных классификаторов, батареи гидроциклонов, барабанных щепоуловителей и группы песковых насосов.

Процессы транспортировки, дробления и измельчения руды сопровождаются поступлением аэрозолей рудничной пыли в воздушную среду производственных помещений.

Цех оснащен местными и общеобменными вытяжными аспирационными системами, проходя через которые запыленный воздух очищается от пыли и сбрасывается в атмосферу.

Цех №2

Процесс выщелачивания урана из сгущенного продукта производится в высокотемпературном режиме с использованием 93%-ной серной кислоты. Применяемое оборудование для процесса выщелачивания - вертикально установленные цилиндрические емкости с перемешивающим устройством и самотечными пульповыми перетоками, так называемые «пачуки». Перемешивание пульпы осуществляется сжатым воздухом.

Перед сорбцией закисленная среда нейтрализуется известняковой пульпой.

После нейтрализации пульпа подается в процесс сорбции урана, составной частью которого являются 10 последовательно расположенных сорбционных аппарата, по устройству напоминающие «пачуки», но с наличием дренажного устройства и аэролифтного подъемника, посредством которых происходит деление пульпосмоляной смеси на два потока: насыщенную ураном ионообменную смолу и на обедненную по урану пульпу. Каждый из этих потоков двигается по всей цепи сорбционных аппаратов прямо в противоположном друг к другу направлении.

Насыщенный ураном сорбент подвергается процессу десорбции, то есть снятию урана с ионита и переводу его в раствор в более концентрированном виде. Эта операция осуществляется в колонных аппаратах под воздействием разбавленных растворов серной и азотной кислот.

Кислые растворы урановых соединений фильтруются и направляются в процесс экстракции, где перечищаются с помощью смеси органических экстрагентов, разбавленных углеводородным сырьем или керосином.

Процесс реэкстрации, то есть снятие урана с насыщенной органической фазы, ведется с применением карбоната аммония, приготавливаемого предварительно в смеси с водой и аммиаком. В результате образуется безводная кристаллическая соль - уранилтрикарбонат аммония (АУТК).

Прокалка кристаллов АУТК проводится во вращающихся трубчатых печах в высокотемпературном режиме, при этом происходит термическое разложение кристаллов с образованием оксидов урана и газовой фазы.

Загрязняющие вещества, образуемые в процессе в результате ведения процессов выщелачивания, сорбции, десорбции - оксилы азота, пары серной кислоты; процесса экстракции - летучие пары углеводородов; процесса прокалки - аммиак, углекислый газ, оксиды азота и мелкодисперсная пыль готового продукта.

Переделы выщелачивания и сорбции оснащены системой вытяжной вентиляции и газоулавливающей аппаратурой. Помещение прокалки обособлено, оснащено специальной общеобменной вентиляцией и местной пыле-газоочистной системой, предназначенной сначала для улавливания пылевых фракций отсасываемых газов, потом для улавливания (поглощения) аммиака и углекислого газа.

Цех №3

«Хвосты» гидрометаллургической переработки руд после их нейтрализации известняковой пульпой и известковым «молоком» складируются виде намывной карты в хвостохранилища радиоактивных отходов ГМЗ «Верхнее» и «Среднее». Осветленная вода возвращается в водооборот ГМЗ. Чаша хвостохранилища имеет противофильтрационный экран, выполненный из специальной двухслойной полиэтиленовой пленки.

Хвостовое хозяйство обеспечивает постоянную нейтрализацию «хвостовой» пульпы ГМЗ, откачку ее на хвостохранилища и снабжение завода оборотной и очищенной шахтной водами. Оно включает в себя узел нейтрализации «хвостовой» пульпы (пачуки, насосы, трубопроводы зд. 630, 630а), систему гидротранспорта «хвостовой» пульпы (пульпо-насосная, магистральный и распределительный трубопроводы), систему оборотного водоснабжения (насосная станция, водовод оборотной воды) и два хвостохранилища: «Верхнее» и «Среднее».

Ветровой подъем пыли пренебрежимо мал, что связано с расположением хвостохранилищ в естественном понижении рельефа, повышенной влажностью хвостов и рядом других факторов. Поэтому основным радионуклидом, выделяющимся от хвостохранилищ, является радон.

Реагентное хозяйство (зд.610, 671, 673, 674, 675, 676, 678, 679) производит прием и складирование химических веществ, поставляемых извне для целей основного производства, прием и отгрузку серной, азотной кислот и аммиака, приготовление аммиачной воды, приготовление раствора полиакриламида и щелочи, раствора сульфата железа, доставку. реагентов до технологических переделов всего производства

Известковое хозяйство (зд.639, 641, 642) включает в себя: узел приема, дробления и сортировки известняка (до 150 тыс. тонн/год), шахтные печи обжига известняка (до 50 тыс. тонн/год) с узлами отгрузки комовой извести и получения известкового «молока» (до 28 тыс. тонн/год), участок измельчения известняка в шаровых мельницах с последующим приготовлением сгущенной известняковой пульпы (до 100 тыс. тонн/год).

СКЦ

Производство серной кислоты для гидрометаллургического завода осуществляется в сернокислотном цехе (СКЦ), который использует чистую серу в качестве сырья. При получении обжигового газа путем сжигания серы, а не серного колчадана, как это делалось раньше, отпадает необходимость очистки от примесей. При сжигании серы протекает необратимая экзотермическая реакция:

S+O₂=SO₂

с выделением очень большого количества теплоты. Концентрация диоксида серы в обжиговом газе зависит от соотношения серы и воздуха, подаваемых на сжигание. При сжигании серы получают более концентрированный по содержанию сернистый газ с лучшим соотношением SO₂ и O₂, что облегчает переработку такого газа в серную кислоту. Полученный диоксид серы окисляется до триоксида в присутствии катализатора, а затем проводится абсорбция триоксида из газовой смеси и получение серной кислоты.

Центральный рудный двор ГМЗ

На центральном рудном дворе (ЦРД) производится складирование и шихтование урановых руд перед их подачей в гидрометаллургическую переработку.

В последнее время роль ЦРД как склада руды постепенно падает, так как всё большее количество руды подается на ГМЗ напрямую из горного производства. Причина этого: ориентация предприятия на переработку более богатых по содержанию урана руд и, следовательно, уменьшение объемов добычи горной массы, а также переориентация части рядовых руд на переработку методом кучного выщелачивания, как наиболее дешевого способа извлечения урана.

Другие производства как источники радиоактивных выбросов

Теплоэлектроцентраль (ТЭЦ)

Источником генерации электрической и тепловой энергии является Теплоэлектроцентраль (ТЭЦ). ТЭЦ обеспечивает полный цикл производства и выработки электроэнергии, тепла для собственных нужд и объектов инфраструктуры.

Бурый уголь Уртуйского месторождения, поступающий на ТЭЦ, измельчается в мельницах и вместе с дутьем воздуха через специальные горелочные устройства подается в топки котельных агрегатов для сжигания. Отделение золы от газа осуществляется в золоулавливающих устройствах.

Предельное количество урана, выбрасываемого в атмосферу из труб ТЭЦ, ежегодно регламентируется в количестве не более 3,1 т/год; расчетным способом определяется предельное среднегодовое содержание урана в поставляемом угле.

Склад угля ТЭЦ

Выброс угольной пыли с открытого склада угля происходит при формировании склада (ссыпка, перевалка, перемещение), а также при сдувании с поверхности. Максимальное содержание урана в угле - 0,01%.

Центральная научно-исследовательская лаборатория (ЦНИЛ)

ЦНИЛ занимается изучением технологических свойств перерабатываемых урановых руд, контролем качества готовой продукции ГМЗ.

Ряд подразделений объединения, такие как сернокислотный цех ГМЗ (СКЦ) буроугольный разрез «Уртуйский» (РУУ), ремонтно-механический завод (РМЗ), центральная лаборатория контрольно-измерительных приборов и автоматики (ЦЛ КИПиА) не имеют источников выбросов радиоактивных веществ.

На ПАО «ППГХО» имеется 59 активных источников постоянных выбросов радионуклидов в атмосферу (вентиляционные шахты, шуфры, стволы, скважины ПУР №1, ПР №8, трубы ТЭЦ, отделения рудоподготовки, выщелачивания и сорбции урана и др.).

Также ПАО «ППГХО» имеет пассивные источники, представляющие собой склады, отвалы и хвостохранилища, формирование аэрозольных выбросов с которых происходит в основном за счет ветрового подъема (дефляции) и отсутствует при штилевых условиях. Выделение радона не прекращается и при отсутствии ветра. Карта-схема расположения источников воздействия на окружающую среду приведена на рисунке 5.

Радиоактивные свойства урановых руд и радиационно-опасные факторы

Процессы разведки, добычи и первичной переработки радиоактивных руд сопровождаются воздействием ионизирующего излучения на персонал как внутренним (содержание радиоактивных элементов в воздушной среде горных выработок и других производственных помещений), так и внешним (г- и в-излучение руд и пород).

Радиоактивные элементы присутствуют в атмосфере в газообразной (радон) и аэрозольной фазах (аэрозоли короткоживущих дочерних продуктов радона и аэрозоли «долгоживущих радиоактивных нуклидов»(ДЖАН - долгоживущие альфа-активные нуклиды уранового ряда), образованные рудничной пылью, содержащей все члены уранового ряда, в том числе и короткоживущие).

Рисунок 5. Карта-схема расположения источников воздействия на окружающую среду

При распаде урана образуется радон ²²²Rn, являющийся инертным газом. Накапливаясь в породах руд, радон поступает с поверхностей выработок и отбитой руды в рудничную атмосферу. Имея период полураспада 3,82 сут, радон может распространяться на значительные расстояния от места образования.

Среди короткоживущих продуктов распада радона есть б-(RaA, RaC`), в- (RaB, RaC) и г-излучатели (RaB, RaC). Схема образования радона и продуктов его распада приведена на рис. 6.

Рисунок 6. Схема образования радона и продуктов его распада

Продукты распада радона могут находиться в воздухе в виде элементарных ионов или свободных атомов и атомов, осевших на аэрозольные частицы. Оценку уровня загрязнения воздушной среды производят в обобщенном виде в единицах «скрытой энергии»(potential alpha energy) без учета фактического содержания каждого нуклида. Под скрытой энергией понимается суммарная энергия б-излучения, которая бы выделилась бы при полном распаде до RaD всех содержащихся в данный момент в 1 л воздуха RaA, RaB и RaC. При расчете дозы, получаемой легкими человека при вдыхании короткоживущих дочерних продуктов радона, необходимо учитывать, что вследствие коротких периодов полураспада выведение их из органов дыхания практически отсутствует, т.е. все задержанные в легких атомы RaA, RaB и RaC успевают полностью распасться до RaD.

Добыча и первичная переработка урановой руды связана со многими процессами, в результате которых в воздух поступает пыль, состоящая из мельчайших частиц и вмещающих пород. При попадании в органы дыхания аэрозолей урановой руды возможен распад нуклидов уранового ряда с облучением легких б- и в-частицам или выщелачивание нуклидов легочной жидкостью и их дальнейшее поступление в различные органы.

Более чем на 90% суммарное г-излучение ряда обусловлено короткоживущими продуктами распада радона Самоослабление и многократное рассеяние г-излучения в объемных рудных телах приводят к тому, что его спектральный состав существенно отличается от линейчатого спектра первичного излучения уранового ряда, т.е. спектра г-излучения точечного рудного образца. в-облучение не играет существенной роли по сравлению с г-облучением из-за сильного ослабления потока в-частиц с увеличением расстояния в поглощающих материалах.

В процессе добычи и переработки урановой руды в результате прямого контакта с рудой или загрязненным оборудованием может происходить загрязнение рук, кожных покровов и спецодежды персонала, которое создает потенциальную опасность поступления радионуклидов внутрь организма при нарушении правил личной гигиены.

В условиях горно-химического производства уровни радиационно-опасных факторов таковы, что острое облучение большими дозами практически исключено, а имеет место хроническое облучение малыми дозами. Такое облучение вызывает только стохастические эффекты.

Основными источниками радиоактивного загрязнения внешней среды являются вентиляционные выбросы, склады руды, отвалы забалансовых руд и пустых пород, шахтные воды, а также потери при транспортировке руды и различные загрязненные материалы и оборудование, попадающие за пределы промплощадки или мест хранения отходов.

С вентиляционными выбросами в атмосферу поступает пыль и радон с короткоживущими дочерними продуктами. Дополнительным источником загрязнения атмосферного воздуха радоном и пылью являются складируемые на поверхности рудничные отвалы, участки кучного выщелачивания, вентиляционные выбросы с ГМЗ.

Осаждение поступающей в воздух рудной пыли и потери руды при ее транспортировке приводят к загрязнению территории вокруг предприятия.

Средства радиационной защиты

Вентиляция является наиболее эффективным средством обеспечения допустимой радиоактивной загрязненности воздушной среды горных выработок и других производственных помещений. Используются мощные вентиляционные системы, обеспечивающие подачу воздуха в рудники до 1000м³/с. При этом затраты на вентиляцию достигают на отдельных рудниках до 20% себестоимости руды. Воздух в рудник подается только через специальные вентиляционные стволы или скважины, а выдавается также по грузовыдачным стволам с выходом в атмосферу по специальному каналу, минуя надшахтное здание. Не допускается выдача отработанного воздуха из рудника через выработанное обрушенное пространство или по неконтролируемым путям. Запрещается производить регулярный спуск и подъем людей по стволам, где проходит исходящая струя воздуха.

Во всех производственных помещениях предусмотрены раздельные системы общеобменной (приточная и вытяжная), местной, технологической, ремонтной и аварийной вентиляции. Допускается естественное проветривание помещений, в которых отсутствуют вредные выделения и аэродинамические связи с помещениями, имеющими такие выделения.

Другие средства защиты являются вспомогательными. Для уменьшения дебита радона, поступающего в рудничную атмосферу, используется отперемычивание непроветриваемых выработок, покрытие стенок горных выработок газоизолирующими пленками, отсос воздуха из мест с высокой концентрацией радона, ограничение радоновыделения из шахтных вод; для очистки воздуха от продуктов распада радона и рудничной пыли используются фильтрующие установки.

В качестве индивидуальных средств защиты органов дыхания применяются респираторы фильтрующего типа «Лепесток».

Специфика работы в рудничных условиях, чередование рудных и безрудных зон, участков с богатыми и бедными рудами и т.п., приводят к тому, что, несмотря на высокие локальные уровни г-излучения, суммарные годовые дозы, получаемые персоналом даже без каких-либо специальных средств защиты обычно оказываются ниже допустимых величин. Главным образом при работе в очистных забоях, ведущих добычу богатых руд, для того чтобы предотвратить переоблучение персонала, необходимы тщательный контроль и учет индивидуальных доз. Мощность дозы г-излучения на рабочих местах в очистном забое может достигать 200мкЗв/ч. Основным средством защиты в таком случае является защита временем и смена рабочих мест.

Классификация средств защиты от радиационно-опасных факторов приведена в таблице 2.

Таблица 2. Классификация средств защиты

Обеспечение допустимого уровня эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) радона	-Вентиляция -Ограничение проветриваемого объема и дебита радона -Обеспечение необходимым количеством воздуха для проветривания очистного пространства горных выработок и рабочих помещений -СИЗ: защита временем, респиратор
Снижение уровня запыленности	-Мокрое бурение, мокрое дробление, орошение рабочих мест и горных выработок, влажная уборка рабочих помещений, вентиляция, фильтрация -СИЗ: защита временем, респиратор
Обеспечение ПД внешнего облучения	-СИЗ: защита временем, смена рабочих мест -Применение специальных защитных средств: новые погруозчно-доставчные с экранирующими кабинами машины, защита расстояением от ковша до кабины

Основными причинами превышения ДУ ЭРОА радона являются:

-отсутствие местного проветривания;

-отключение или работа не в полную производительность вентилятора главного проветривания;

-отключение или выход из строя вентилятора местного проветривания, применяемого в очистных забоях;

-отсутствие электроэнергии;

-отсутствие подведенного вентиляционного рукава к рабочему месту;

-отсутствие сквозного проветривания за счет общештатной депрессии;

-утечки свежей струи через открытые вентиляционные двери;

-отставание, некачественное исполнение или большая протяженность вентиляционного трубопровода;

-последовательное проветривание с других участков работ;

-рециркуляция вентиляционной струи;

-загрязнение рабочего пространства из отработанных пустот блока;

-расположение выработки на исходящей струе;

-нарушение схемы проветривания горизонта или блока.

Основные задачи радиационного контроля

Добыча и первичная переработка урана является весьма опасной в радиационном отношении стадией ядерно-топливного цикла. В условиях горно-химического производства можно выделить следующие основные взаимосвязанные задачи радиационного контроля:

1) измерение уровней радиационно-опасных факторов в рабочей и смежных зонах производства;

2) измерение доз внешнего облучения, контроль использования СИЗ, ограничивающих поступление радиоактивных изотопов в организм работающих;

3) оценка соответствия радиационной обстановки допустимым нормам;

4) выявление и оценка основных источников повышенной радиационой опасности;

5) учет фактической степени воздействия комплекса радиационно-опасных факторов на работающих и представление этих данных заинтересованному кругу лиц и организаций;

6) контроль за радиоактивными отходами, уровнем загрязнения радиоактивными веществами внешней среды, оценка степени воздействия радиационных факторов на население, проживающее в районе расположения предприятия.

Вместе с вышеперечисленным в задачи радиационного контроля входит оперативное выявление условий, при которых может произойти переоблучение персонала (аварийные ситуации), определение необходимых защитных мер при неблагоприятной радиационной обстановке, а после их осуществления оценка достигнутого эффекта, контроль за качеством дезактивации загрязняемых поверхностей, оценка радиационной безопасности хранения радиактивных веществ и источников ионизирующих излучений, а также радиоактивных отходов, испытание в производственных условиях и внедрение новых методов радиационного контроля и т.д.

Решением задач радиационного контроля в рамках деятельности ПАО «ППГХО» занимается структурное подразделение - Лаборатория радиационной безопасности, находящаяся на территории ЦЛКИПиА.

Лаборатория радиационной безопасности ПАО «ПППГХО»

ЛРБ укомплектована высококвалифицированными кадрами, не имеющими медицинских противопоказаний для работы в условиях воздействия ионизирующих излучений.

Организационная структура ПАО «ППГХО» приведена на рисунке 7.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рисунок 7. Организационная структура ЛРБ ПАО «ППГХО»

Дополнительно в штатное расписание введена единица инженера по ОТ и ПБ, административно подчиненная директору по ОТ и ПБ ПАО «ППГХО».

ИТОГО: 40 человек, в том числе 15 ИТР

ЛРБ проводит свою работу во взаимодействии с отделом промышленной безопасности и охраны труда, отделом охраны окружающей среды и другими службами предприятия, обеспечивающими санитарно-гигиенические условия и безопасность труда, выполнение природоохранных мероприятий, а также с соответствующими территориальными и центральными органами федерального надзора.

Работа Лаборатории радиационной безопасности основана на взаимодействии со всеми подразделениями и службами Объединения в соответствии с Положением о ЛРБ, планом работы, технологическими регламентами, утвержденными методиками и графиком радиационного контроля.

Радиационный контроль проводится с использованием прошедших метрологическую поверку приборов.

Таблица 3. Аппаратура радиационного контроля ЛРБ

Контролируемый параметр	Прибор	Кол-во	Диапазон измерения	Погреш-ность
Короткоживущие дочерние продукты Радона	РАА-10 РАА-3-01 «Альфа-АЭРО» «Альфарад+»	1 5 1	10 - 2•10 4 Бк/ м 3 1 - 1•10 6 Бк/ м 3 1 - 1•10 6 Бк/ м 3	30% 30% 30%
Объемная активность радона	РАА-3-01 «АЛЬФА-АЭРО» «Альфарад+»	5 1	1 ч 106 Бк/м3 1 ч 2•106 Бк/м3	30% 20%
Мощность эквивалентной дозы рентгеновского и гамма - излучений	МКС-01Р МКС-АТ1117М ДКГ-02У МКС-03СА ДРБП-03 МКС/СРП-08А	5 2 9 3 1 2	0,1-104 мкЗв/ч 0,03-300 мкЗв/ч 0,1-3•106 мкЗв/ч 0,1-104 мкЗв/ч 0,1-1000 мкЗв/ч 0,1-500 мкЗв/ч	20% 20% 20% 25% 15% 15 %
Радиоактивное загрязнение поверхностей альфа-нуклидами	МКС-01Р МКС-АТ1117М ДРБП-03 МКС/СРП-08А	5 2 1 2	1-3•104 б-част/см 2мин 0,1-105 б-част./ см2 мин 0,1-700 с-1/ см 2 0,1-700 с-1/ см 2	20% 20% 20% 20%
Радиоактивное загрязнение поверхностей бета-нуклидами	МКС-01Р МКС-АТ1117М ДРБП-03 МКС-03СА	5 2 1 3	1-105 в-част/см 2мин 1-5•105 в -част/см 2мин 0,1-700 в-част с-1/ см 2 3-3•104 част/(мин*см2)	20% 20% 20% 20%
Индивидуальная эквивалентная доза Эквивалентная доза рентгеновского и гамма - излучений	АКИДК-201 с дозиметром ДТЛ-01 ДКГ-02У МКС-01Р с блоком БДКБ-01Р МКС-01Р с блоком БДКГ-02Р.	1 9 5 5	0,05 мЗв - 2 Зв 1-108 мкЗв 0,5 мкЗв -15 Зв 0,1 - 104мкЗв	10% 15% 20% 20%
Долгоживущие альфа-нуклиды	САС-5 УМФ-2000	3 2	3,7•10-3 - 3,7 Бк 0,01 -103 Бк	10% 15 %
Активность бета-, гамма-излучающих радионуклидов	Прогресс БГ(П) УМФ-2000	1 2	0,5-10 000 Бк бета 8-10 000 Бк гамма 0,1 - 3000 Бк бета	10% 10% 15 %

Лаборатория индивидуального дозиметрического контроля

Лаборатория индивидуального дозиметрического контроля осуществляет выдачу, сбор и обработку индивидуальных дозиметров, фиксирует информацию по времени и месту работы персонала, рассчитывает и анализирует данные об индивидуальных эффективных дозах персонала подразделений, формирует базы по индивидуальному дозиметрическому контролю персонала группы А.

Контроль доз внешнего облучения с применением индивидуальных дозиметров проводится для лиц из персонала ПУР № 1 и ПР № 8, работающих по профессии « горнорабочий очистного забоя»; персонала ГМЗ, работающего с готовым продуктом; работников КИПиА; персонала ОТК, персонала ЦНИЛ, работающего на участке рудосортировки; водителей технологического транспорта по перевозке горных пород, измельченных рудных масс и готовой продукции.

Для приборного индивидуального контроля внешнего облучения применяются термолюминесцентные дозиметры ДТЛ-01 автоматизированного комплекса индивидуального дозиметрического контроля АКИДК-201. Замена дозиметров проводится с периодичностью один раз в месяц. Суммарная эффективная доза персонала оценивается расчетным методом по фактическим значениям уровней радиационных факторов на рабочих местах, времени работы в этих условиях c учетом коэффициента использования СИЗ и показаний индивидуальных дозиметров. Контроль внутреннего облучения персонала осуществляется расчетным путем на основании данных оперативного контроля радиационных факторов в производственной среде, а также биофизическим методом.

Группой индивидуального контроля определяются данные по фактическому месту работы каждого работника за каждый рабочий день и вводятся в базу данных, расчет ведется один раз в месяц. Обработка данных ведется по специально разработанным на предприятии пакетам программ «Контроль персонала». Так же в Объединении разработана и введена в эксплуатацию программа по расчету индивидуальных эффективных доз персонала за любые последовательные пять лет, начиная с января 2001 года.

По итогам ежемесячного контроля на подразделения направляются списки лиц, у которых значения индивидуальной эффективной дозы накопительным итогом с начала года превышает соответствующую долю предела дозы (ПД), а также данные о суммарно накопленной дозе за последовательные пять лет. Результаты контроля доводятся и до сведения контролируемого персонала.

В 2015г. подготовлен и утвержден 27.01.15 приказ № 100-38П «О введении контрольных уровней облучения персонала ПАО «ППГХО». При необходимости, на основании приказа, при достижении 0,8 предела контрольного уровня годовой индивидуальной эффективной дозы, персонал переводится на рабочие места с пониженным уровнем радиационного воздействия.

Руководством предприятия, подразделений, рудников, участков, лабораторией радиационной безопасности в течение года принимаются меры к снижению дозовых нагрузок на персонал. Они главным образом направлены на улучшение вентиляции рабочих мест, снижение концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в рудничном воздухе, применение средств индивидуальной защиты органов дыхания, более полное информирование людей о получаемых ими дозах и поступлениях.

В 2015г. количество контролируемого персонала группы А из числа работников Объединения составило 4284 чел.

Средняя эффективная годовая доза по предприятию - 3,4 мЗв.

Персонала с превышением среднегодового предела дозы 20 мЗв нет. Персонал с превышением предела дозы 100 мЗв за любые последовательные 5 лет отсутствует.

Комплекс автоматизированного индивидуального дозиметрического контроля АКИДК-201 предназначен для измерения индивидуального эквивалента дозы в полях фотонного излучения.

Общий вид комплекса АКИДК-201 представлен на рисунке 8.

Рисунок 8. Общий вид комплекса АКИДК-20: 1 - считыватель СТЛ-200; 2- дозиметр ДТЛ-01; 3 - персональный компьютер; 4 - принтер; 5 - многорозеточная колодка типа «пилот»

Ведение базы данных комплекса, организацию дозиметрического контроля и анализ дозиметрической информации осуществляет инженер-дозиметрист. В считывателе СТЛ-200, входящем в состав комплекса, находится опорный источник света, выполненный на основе изотопа С¹⁴ (РЛИ).

Комплекс измеряет индивидуальный эквивалент дозы фотонного излучения в диапазоне энергий от 0,015 до 10 МэВ.

Порог регистрации комплексом индивидуального эквивалента дозы не превышает 0,05мЗв.

Комплекс АКИДК-201 обеспечивает работу в следующих режимах:

-считывание дозы с дозиметров ДТЛ-01;

-калибровка дозиметров ДТЛ-01;

-отжиг детекторов дозиметров ДТЛ-01;

-работа с базой данных дозиметрической информации;

-тестирование комлекса.

Дозиметр термолюминесцентный ДТЛ предназначен для накопления информации об индивидуальном эквиваленте дозы фотонного излучения и хранения индивидуального номера дозиметра.

Дозиметр состоит из крышки, корпуса и слайда с никелевыми чашками, на которых закреплены детекторы (рисунок 9).

Рисунок 9. Дозиметр ДТЛ-01: 1 - крышка дозиметра; 2 - корпус дозиметра; 3 - слайд; 4 - детекторы ДТГ-4; 5 - индивидуальный код; 6 - фильтры; 7 - выемки для извлечения слайда; 8 - зажим.

Чувствительными элементами в дозиметре являются три термолюминесцентных детектора ДТГ-4. Каждый детектор закреплен на никелевой чашке, которая в свою очередь закреплена на слайде. Слайд помещается в корпус дозиметра, который закрывается крышкой, что исключается попадание на детекторы пыли и влаги. В крышке дозиметра расположены три фильтра из фторопласта, служащие для уменьшения энергетической зависимости и обеспечения эффективной толщины 1000 мг/см². Крышка имеет зажим для фиксации дозиметра на одежде.

По краям длинных сторон слайда расположены отверстия, представляющие собой прямой и инверсный шестнадцатиразрядный код, называемый индивидуальным кодом дозиметра. Соответствующий цифровой десятичный номер нанесен на тыльную сторону корпуса дозиметра.

Чашки из никелевого сплава, на которых размещены детекторы ДТГ-4, представляют собой часть устройства высвечивания детекторов - элемент системы нагрева. При обработке дозиметра слайд помещается одной чашкой с детектора напротив индуктора. При пропускании через индуктор переменного тока в чашке за счет электромагнитной индукции возникают вихревые токи и происходит разогрев чашки и детектора. Все три детектора ообрабатываются последовательно.

Считыватель термолюминесцентный СТЛ-200 предназначен для считывания с дозиметров ДТЛ-01 термолюминесцентной информации о накопленной дозе, считывания индивидуального кода дозиметра, предварительной обработки данных и передаче номера дозиметра, кривой термовысвечивания и температурной характеристики в компьютер комплекса. Считыватель состоит из следующих функциональных блоков: блок кинематики, блок измерения, система нагрева, блок управления, блок питания. Структурная схема считывателя СТЛ-200 приведена на рисунке 10.



Рисунок 10. Структурная схема считывателя СТЛ-200

1- световодный тракт, 2 -дозиметр, 3 - ходовой винт, 4 - шаговый двигатель, 5 - корпус кинематики, 6 - шибер, 7 - радиолюменесцентный источник, 8 - электромагнит, 9 - термопара, 10 - индуктор (катушка нагревателя), 11 - оптодатчики, 12 - слайд дозиметра с детекторами, 13 - кассетница

Блок кинематики предназначен для перемещения и точного позиционирования детекторов, расположенных на слайде, и РЛИ в соответствии с заданиями блока управления. Блок кинематики состоит из кинематического узла, узла оптоконтроля и управления двигателем.

Кинематический узел выполняет механические операции с дозиметрами ДТЛ-01: извлечение слайда из корпуса дозиметра, считывание индивидуального кода со слайда дозиметра, подачу слайда с детекторами на позиции высвечивания дозиметрической информации, введение слайда в корпус дозиметра, выталкивание кассетницы с обработанным дозиметром, а также обеспечивает подачу РЛИ на позицию измерения.

Узел оптоконтроля (У1) предназначен для формирования сигналов с оптических датчиков и считывания индивидуального кода дозиметра.

Узел управления двигателем (У2) предназначен для управления шаговым электродвигателем ДШИ-200.

Блок измерения предназначен для регистрации слабых световых потоков, преобразования их интенсивности в частотный сигнал и передачи его в блок управления. Блок измерения состоит из узла ФЭУ, узла высоковольтного источника и регулятора температуры ФЭУ.

Модуль селектора предназначен для преобразования слабого электрического сигнала, поступающего с анода ФЭУ в частотный сигнал ТТЛ, передаваемый в контроллер К-85 блока управления

Работа комплекса по считыванию дозы с дозиметров ДТЛ-01 и занесение считанной информации происходит в полуавтоматическом режиме с минимальным вмешательством оператора.

Перед началом измерения дозы или калибровки производится контроль стабильности измерительного тракта считывателя путем замера интенсивности свечения РЛИ. Скорректированное значение РЛИ записывается в базу данных и используется в дальнейших расчетах дозы. Контроль стабильности измерительного тракта производится перед каждым измерением при калибровке дозиметров и через заданное пользователем время при измерении дозы.

После замера РЛИ осуществляется перемещение слайда дозиметра до установки первого детектора в рабочую позицию. С дозиметра считывается индивидуальный код и передается в компьютер, где определяется принадлежность дозиметра к базе данных. Если переданный номер имеется в базе данных, то начинается процесс измерения дозы, в противном случае такой дозиметр не обрабатывается и происходит выгрузка дозиметра. Чашка с дозиметром нагревается по следующему алгоритму:

первая ступень: (110-130)^оС, (8-10)с, предотжиг,

вторая ступень: (200-220) ^оС, (5-10)с, измерение,

третья ступень: (260-280)^оС, (6-8)с, отжиг.

Считывание количества импульсов (интенсивности свечения) с детектора происходит через каждые 50 мс. Данные о номере дозиметра, номере детектора и ТЛ-информация в виде блока данных передаются в компьютер, где заносятся в базу данных и отображаются в таблице на экране компьютера. После считывания всех трех детекторов дозиметра ДТЛ-01 компьютер производит расчет индивидуального эквивалента дозы следующим образом:

а) рассчитывается доза, полученная каждым детектором по формуле:

D_i=S_i•K_i/S_рли,

где i=1-3 - номер детектора,

S_i - светосумма, зарегистрированная с i-го детектора,

K_i - калибровочный коэффициент i-го детектора из базы данных

S_рли - светосумма, полученная при измерении РЛИ

б) для учета потери информации и потери чувствительности полученная доза каждого детектора умножается на соответствующий коэффициент К_п:

D_iп=D_i•(1+К_п/100),

где Кп - средний коэффициент учета потери информации и потери чувствительности i-го детектора. Расчет среднего коэффициента учета потери информации и потери чувствительности детектора производится следующим образом:

Для учета потерь определяется количество дней Т от даты последнего отжига измеряемого детектора до текущей даты измерения. В специальной таблице находится временной промежуток, которому принадлежит найденный параметр Т. По граничным значениям этого временного отрезка производится линейная аппроксимация и рассчитываются коэффициенты учета потери информации и потери чувствительности детектора за Т дней по формулам:

К_пи=(Т-Т₁)•(К_пи2-К_пи1)/(Т₂-Т₁) + К_пи1,

К_пч=(Т-Т₁)(К_пч2-К_пч1)/(Т₂-Т₁) +К_пч1,

где Т₁ - количество дней до начала найденного временного отрезка, Т₂ - количество дней до конца найденного временного отрезка, К_пи1 и К_пи2 - коэффициенты учета потери информации за Т₁ и Т₂ дней соответственно, К_пч1 и К_пч2 - коэффициенты потери чувствительности за Т₁ и Т₂ дней соответственно.

в) рассчитывается индивидуальный эквивалент дозы по формуле:

где Diп - доза фотонного излучения i-го детектора, рассчитанная с учетом коэффициента Кп, n - количество дозиметров, отклонение доз которых не превышает 30%.

г) в случае присвоения дозиметра персоналу окончательное значение индивидуального эквивалента дозы с учетом фонового излучения вычисляется по формуле:

D_экв.=D_p - H_g•T,

где D_p - расчетное значение индивидуального эквивалента дозы, H_g - мощность фона гамма-излучения (мкЗв/ч), Т - время использования дозиметра в часах.

База данных индивидуального дозиметрического контроля (БДИДК) предназначена для хранения информации о персонале, поставленном на дозконтроль, о дозиметрах, используемых в комплексе АКИДК-1, а также о дозах, полученных персоналом за определенные промежутки времени. Она включает в себя три функционально различных блока: база данных персонала БДП, база данных дозиметров БДД, база данных считывателя СТЛ-200 БДС.

Лаборатория оперативного дозиметрического контроля на промышленных объектах предприятия

Лаборатория по оперативному дозиметрическому контролю осуществляет получение оперативной информации о состоянии радиационной безопасности и уровнях радиационно-опасных и производственно-вредных факторов на рабочих местах горнодобывающих, химико-технологических и вспомогательных подразделений объединения, радиационный контроль готовой продукции. Осуществляет радиационный мониторинг промышленной площадки, радиационный контроль технологических дорог, металлолома и оборудования, отвалов, поиск радиационных аномалий, эксплуатацию и хранение источников ионизирующего излучения, ремонт и настройку дозиметрической аппаратуры.

Применяются методы оперативного контроля радиационно-опасных факторов на основе переносных приборов и установок, а также определение запыленности, объёмной активности долгоживущих альфа-нуклидов, короткоживущих продуктов распада радона в контрольных точках, установленных «План-графиком».

Непрерывный радиационный контроль на основе стационарных автоматизированных систем и стационарных приборов на предприятии в настоящее время не используется.

Для проведения оперативного радиационного контроля составляются месячные, квартальные и полугодовые графики, утверждаемые главными инженерами подразделений по согласованию с руководством ЛРБ.

Контроль подземных рудников проводится по следующей схеме:

...