WWW.DISUS.RU

БЕСПЛАТНАЯ НАУЧНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА

 

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

На правах рукописи

Клочков Владимир Николаевич

обеспечениЕ радиационной безопасности персонала ПРЕДПРИЯТИЙ ЯДЕРНОГО

ТОПЛИВНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА

в условиях радиоактивного загрязнения

ПОВЕРХНОСТЕЙ И ВОЗДУХА

ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ ПОМЕЩЕНИЙ

05.26.02 – Безопасность в чрезвычайных ситуациях

(Ядерный топливно-энергетический комплекс)

Автореферат диссертации

на соискание ученой степени

доктора технических наук

Москва, 2009 г.

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

Научный консультант: Лауреат Государственной премии СССР, академик РАМН,

доктор медицинских наук, профессор Л.А. Булдаков.

Официальные оппоненты:

  1. Доктор технических наук, старший научный сотрудник Степанов Юрий Сергеевич.
  2. Доктор технических наук, старший научный сотрудник Линге Игорь Иннокентьевич.
  3. Доктор технических наук, старший научный сотрудник Горбунов Сергей Валентинович.

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

Защита диссертации состоится «07» октября 2009 г. в 11 час.

на заседании диссертационного совета ДМ 462.001.02 при Федеральном государственном учреждении «Федеральный медицинский биофизический центр имени А.И. Бурназяна» Федерального медико-биологического агентства по адресу: 123182, Москва, ул. Живописная, д. 46

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

Автореферат диссертации разослан ____________200 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

доктор технических наук, профессор Галушкин Б.А.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

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

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

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

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

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

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

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

  • нормативное ограничение загрязнения поверхностей радионуклидами;
  • совершенствование методов локализации загрязнений;
  • внедрение технических и организационных мероприятий для предотвращения разноса радиоактивных загрязнений;
  • разработка и внедрение усовершенствованных методов оценки дезактивируемости полимерных материалов и методов оценки дезактивирующей способности различных реагентов, учитывающих современные международные требования;
  • обоснованный выбор и оптимизация режимов эксплуатации СИЗ (включая способы переработки пришедших в негодность СИЗ, являющихся радиоактивными отходами);
  • оптимизация технологии дезактивационных работ с применением современного оборудования и дезактивирующих препаратов;
  • развитие малоотходных методов дезактивации поверхностей;
  • применение в обоснованных случаев средств коллективной и индивидуальной защиты от внешнего бета- и мягкого фотонного излучения, испускаемого загрязненными поверхностями производственных помещений.

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

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

Для ее достижения решались следующие задачи:

1. Проанализировать накопленный опыт нормативного ограничения уровней загрязнения поверхностей.

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

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

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

  • дезактивируемости материалов и эффективности методов дезактивации;
  • локализирующей способности полимерных защитных покрытий;
  • защитной эффективности СИЗ по отношению к внешнему бета- и мягкому (с энергией не более 100 кэВ) фотонному излучениям.

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

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

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

  • нормативное ограничение уровней радиоактивного загрязнения поверхностей с учетом вероятности радиационного воздействия на персонал;
  • локализацию радиоактивного загрязнения поверхностей, применение комплекса мер по предотвращению разноса радиоактивных веществ с загрязненных участков поверхности на чистые, а также по предотвращению перехода радионуклидов с поверхностей в воздух рабочей зоны;
  • обоснованное применение эффективных методов дезактивации поверхностей и минимизацию образования радиоактивных отходов;
  • оптимизацию применения средств индивидуальной защиты (СИЗ) персонала от внешнего облучения и поступления радиоактивных веществ в организм.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Результаты исследований используются:

  • в практической работе цехов дезактивации, служб охраны труда и радиационной безопасности предприятий Госкорпорации «Росатом», ОАО «Концерн «Энергоатом», ОАО «ТВЭЛ»;
  • в работе испытательных центров (лабораторий) при оценке пригодности различных материалов для изготовления защитных покрытий и средств индивидуальной защиты;
  • в практической деятельности Региональных управлений и Центров гигиены и эпидемиологии Федерального медико-биологического агентства, осуществляющих надзор за состоянием радиационной безопасности персонала предприятий ядерного топливно-энергетического комплекса;
  • в преподавательской практике Кафедры радиационной медицины, гигиены и безопасности Института повышения квалификации ФМБА России;

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

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

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

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

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

Основные положения, выносимые на защиту:

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

  • нормативное ограничение уровней радиоактивного загрязнения поверхностей с учетом вероятности радиационного воздействия на персонал;
  • локализацию радиоактивного загрязнения поверхностей, применение комплекса мер по предотвращению разноса радиоактивных веществ с загрязненных участков поверхности на чистые, а также по предотвращению перехода радионуклидов с поверхностей в воздух рабочей зоны;
  • обоснованное применение эффективных методов дезактивации поверхностей и минимизацию образования радиоактивных отходов;
  • оптимизацию применения средств индивидуальной защиты (СИЗ) персонала от внешнего облучения и поступления радиоактивных веществ в организм.

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

    • внешнее гамма-облучение всего тела за счет гамма-излучения радионуклидов, находящихся на поверхностях помещений и внешних поверхностях оборудования.
    • внешнее бета-облучение кожных покровов и хрусталика глаза за счет бета-излучения радионуклидов, находящихся на поверхностях помещений и внешних поверхностях оборудования.
    • загрязнение спецодежды и спецобуви радиоактивными веществами и облучение тела счет гамма-излучения радионуклидов, находящихся на спецодежде.
    • загрязнение спецодежды радиоактивными веществами и облучение кожных покровов за счет бета-излучения радионуклидов, находящихся на спецодежде.
    • загрязнение кожных покровов и формирование дозы внутреннего облучения за счет процесса всасывания радионуклидов через кожу и инкорпорации во внутренних органах.
    • переход радиоактивных веществ с поверхности пола в воздух и поступление их в органы дыхания.
    • переход радиоактивных веществ с поверхности спецодежды в воздух и поступление их в органы дыхания.
    • попадание радиоактивных веществ внутрь организма по цепочке: загрязненная поверхность – руки – желудочно-кишечный тракт.

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

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

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

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

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

Четвертая Всесоюзная конференция по дезактивации, Москва, 1982 г.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Краткое содержание работы

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

Глава 1. Проблема радиоактивного загрязнения поверхностей

как источника внешнего и внутреннего облучения персонала

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

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

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

Нормативное ограничение данного радиационного фактора базируется на двух основных принципах:

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

а) для защиты от внешнего и внутреннего облучения:

  • установление контрольных уровней радиоактивного загрязнения поверхностей ниже действующих допустимых уровней;
  • осуществление комплекса мер по предотвращению разноса радиоактивных загрязнений с грязных поверхностей на чистые;
  • совершенствование методов дезактивации загрязненных поверхностей;
  • установление адекватных требований по дезактивируемости СИЗ;
  • выбор оптимальных методов дезактивации, исключение избыточных мер по дезактивации;
  • установление дозового критерия проведения работ по дезактивации поверхностей помещений.
 Результаты расчета значимости факторов, определяющих дозы-0
Рисунок 1 – Результаты расчета значимости факторов, определяющих дозы облучения персонала, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей для усредненного состава радиоактивного загрязнения поверхностей на российских АЭС. Годовая доза облучения персонала за счет каждого фактора представлена в виде доли от установленного в табл. 3.1 НРБ-99 годового дозового предела. Уровень радиоактивного загрязнения поверхности принят равным допустимому по НРБ-99

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

    • применение методов локализации загрязнений и изоляции чистых поверхностей;
    • применение средств индивидуальной защиты;

в) для снижения внешнего облучения:

  • применение защитных экранов, гибких матов;
  • применение СИЗ в тех случаях, когда это возможно по техническим параметрам.

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

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

Глава 2. Процессы перехода радиоактивных веществ

с загрязненной поверхности в воздух

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

  • математическое описание соотношения между уровнем загрязнения поверхности и концентрацией радиоактивных веществ в воздухе (раздел 2.1);
  • разработка и обоснование методики экспериментального изучения перехода радиоактивных веществ с поверхности материалов в воздух помещений (раздел 2.2.);
  • экспериментальное исследование процесса перехода радиоактивных веществ с загрязненной поверхности в воздух при различных видах механических воздействий на загрязненную поверхность (раздел 2.3).

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

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

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

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

  • при отсутствии механических воздействий на поверхность образца 10-12-10-14 с-1;
  • при сдувке загрязнения воздушным потоком 10-11-10-14 с-1;
  • при ударных воздействиях на поверхность образцов 10-7-10-9 с-1;
  • при истирании поверхности образцов волосяной щеткой 10-6-10-8 с-1.

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

  • при отсутствии механических воздействий на поверхность образца 10-10-10-12 м-1;
  • при сдувке загрязнения воздушным потоком 10-9-10-12 м-1;
  • при ударных воздействиях на поверхность образцов 10-5-10-7 м-1;
  • при истирании поверхности образцов волосяной щеткой 10-4-10-6 м-1.

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

  • при сдувке загрязнения воздушным потоком и при ударных воздействиях на поверхность образцов скорость перехода в воздух фиксированного загрязнения примерно на порядок ниже таковой для нефиксированного загрязнения;
  • при истирании поверхности образцов скорости перехода в воздух фиксированного и нефиксированного загрязнения отличаются примерно в 3 раза.

Глава 3. Процессы распространения радиоактивных загрязнений

с грязных участков поверхности на чистые

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

  • разработка методики и проведение исследования процесса переноса радиоактивных веществ с загрязненной поверхности на чистую при их при контактном соприкосновении (раздел 3.1);
  • анализ экспериментальных данных с помощью различных математических моделей (раздел 3.2);
  • экспериментальное и математическое моделирование процесса контактного распространения радиоактивных веществ (раздел 3.3);
  • анализ перспективных видов снимаемых полимерных покрытий для локализации радиоактивных загрязнения; изложение результатов разработки методов лабораторных исследований и критериев оценки локализирующей способности снимаемых полимерных покрытий (раздел 3.4).

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

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

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

 Сопоставление расчетных и экспериментальных-1  Сопоставление расчетных и экспериментальных-2

Рисунок 2 – Сопоставление расчетных и экспериментальных зависимостей загрязненности подложки, Бк (по оси абсцисс) от номера цикла снятия мазка (по оси ординат). 1 – расчетная зависимость с двумя типами загрязнения 2 – расчетная зависимость с одним типом загрязнения - результаты эксперимента

 а б Изолинии (% от исходного) уровней загрязнения-3

 а б Изолинии (% от исходного) уровней загрязнения-4

а

б

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

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

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

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

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

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

Рисунок 4 – Схема альфа-спектрометрической установки, применяемой для испытания снимаемых покрытий
  1. Альфа-спектрометрический датчик
  2. Полимерная подложки с поверхностной плотностью 0,5–1 мг/см2
  3. Радиоактивное вещество
  4. Испытываемое полимерное покрытие (в начальный момент – жидкая композиция)

Глава 4. Дезактивация поверхностей,

загрязненных радиоактивными веществами

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

Задачами главы являются:

  • анализ литературных данных по методам исследования процесса дезактивации поверхностей, загрязненных радиоактивными веществами (раздел 4.1);
  • 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 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 1,2 г/см2:

По «жесткому» излучению:

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

По «мягкому» излучению:

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

 3 – Графики зависимости коэффициента защиты от массовой-6
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.

 Результаты расчета толщины материала костюма для защиты -10
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.

 Временные допустимые уровни загрязнения спецодежды-11
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.

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.
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.

18. Рубцов В.И., Клочков В.Н. Обеспечение персонала предприятий Минатома России средствами индивидуальной защиты. «Медицина экстремальных состояний», 2001, № 2(9), с. 42-49.

19. Рубцов В.И., Клочков В.Н. Радиационная медицина. Руководство для врачей-исследователей, организаторов здравоохранения и специалистов по радиационной безопасности. Под общей ред. Л.А. Ильина. Том 3. Радиационная гигиена. Глава 12. Индивидуальная защита персонала от радиационного воздействия и вопросы дезактивации. М.: ИздАТ, 2002, с. 335-364.

20. Клочков В.Н., Корчагин Ю.П., Перегудова Н.А. Развитие технологии дезактивации СИЗ. «Росэнергоатом», № 11(63), 2004, с. 38-39.

21. Рубцов В.И., Клочков В.Н., Суровцев Н.А. и др. Костюмы изолирующие для обеспечения аварийно-спасательных работ в условиях радиоактивного и химического загрязнения окружающей среды. «Гражданская защита», 2005, № 9, с. 40-41.

22. Рубцов В.И., Клочков В.Н., Суровцев Н.А. и др. Костюмы изолирующие. Общие медико-технические требования к изолирующим костюмам. «Гражданская защита», 2005, № 11, с. 44-45.

23. Клочков В.Н., Аветисов Г.М., Гончаров С.Ф. и др. Обеспечение радиационной безопасности персонала и населения при ликвидации последствий радиационной аварии: Пособие для врачей. Приложение к журн. «Медицина катастроф», № 8, 2005 г., 65 с.

24. Организация санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий при радиационных авариях: Руководство. М., ФГУ «ВЦМК «Защита» Росздрава, 2005, 524 с. Авт.: Аветисов Г.М., Антипин Е.Б., Клочков В.Н. и др.

25. Средства индивидуальной защиты персонала предприятий атомной промышленности и энергетики. Каталог-справочник. Изд. второе, перераб. и доп. М., Инфолиопринт, 2007, 186 с.

26. Клочков В.Н. Способ определения распределения альфа-радиоактивного вещества по глубине самопоглощающего источника. А.С. № 837211, 1981.

27. Родионов Ю.А., Клочков В.Н., Осминин В.С. Способ определения изолирующих свойств пленочных полимерных материалов. Авторское свидетельство № 1322784, 1987.

28. Клочков В.Н., Родионов Ю.А., Чибаков И.О. Способ очистки воздушной среды от радиоактивных или токсичных загрязнений. Авторское свидетельство № 268215, 1988.

29. Рудомино М.В., Крутикова Н.И., Клочков В.Н. и др. Моющее средство для снятия загрязнений радиоактивными и токсичными металлами. Патент на изобретение № 2110859 от 10.05.1998 с приоритетом от 24.09.96 г.



 



<
 
2013 www.disus.ru - «Бесплатная научная электронная библиотека»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.