Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Проблема радиоактивного загрязнения поверхностей как источника внешнего и внутреннего облучения персонала 20
1.1. Анализ опыта нормативного ограничения уровней радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и средств индивидуальной защиты 20
1.2. Характер радиоактивного загрязнения поверхностей на предприятиях атомной промышленности и энергетики 26
1.3. Оценка значимости основных факторов, определяющих дозы облучения персонала, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей 32
1.4. Анализ относительной значимости факторов облучения персонала, обусловленного загрязнением поверхностей 40
Выводы по главе 1 44
ГЛАВА 2. Процессы перехода радиоактивных веществ с загрязненной поверхности в воздух 47
2.1. Математическое описание соотношения между уровнем загрязнения поверхности и концентрацией радиоактивных веществ в воздухе 47
2.2. Разработка и обоснование методики экспериментального изучения перехода радиоактивных веществ с поверхности материалов в воздух 59
2.2.1 Анализ факторов, влияющих на скорость перехода радиоактивных веществ с поверхности материала в воздух 59
2.2.2. Количественное описание процесса перехода радиоактивного вещества с поверхности материалов в воздух при проведении экспериментальных исследований в специальной камере 61
2.2.3. Пробоотбор аэрозолей при изучении перехода радиоактивных веществ с поверхности материалов в воздух 67
2.2.4. Подготовка образцов для исследования, виды воздействий на поверхность образца и способы их реализации 69
2.2.5 порядок проведения исследований и обработки экспериментальных данных 72
2.3. Результаты экспериментального исследования процесса перехода радиоактивных веществ с загрязненной поверхности в воздух 81
2.3.1. Результаты экспериментального исследования процесса перехода плутония-в воздух при отсутствии механических воздействий на поверхность образца 81
2.3.2. Результаты экспериментального исследования процесса перехода плутония-239 в воздух при ударных воздействиях на поверхность образцов 84
2.3.3. Результаты экспериментального исследования процесса перехода плутония-239 в воздух при механическом истирании поверхности образцов 86
Выводы по главе 2
ГЛАВА 3. Процессы распространения радиоактивных загрязнений. локализация радиоактивных веществ на загрязненных поверхностях 91
3.1. Разработка методики и проведение исследования процесса переноса радиоактивных веществ с загрязненной поверхности на чистую при их при контактном соприкосновении 91
3.2. Анализ экспериментальных данных с помощью различных математических моделей 95
3.3. Экспериментальное и математическое моделирование процесса контактного распространения радиоактивных веществ 102
3.4. Разработка и совершенствование методов лабораторных исследований локализирующей способности снимаемых полимерных покрытий 105
Выводы по главе 3 110
ГЛАВА 4. Дезактивация поверхностей, загрязненных радиоактивными веществами
4.1. Анализ зарубежного и отечественного опыта создания методов определения дезактивируемости полимерных материалов 112
4.2. Анализ методических приемов проведения испытаний. Выбор наиболее информативных количественных показателей 124
4.2.1. Количественная оценка дезактивируемости 124
4.2.2. Анализ характеристик дезактивируемости 125
4.2.3. Область распространения методик 130
4.2.4. Особенности проведения экспериментов по дезактивации спецодежды и других средств индивидуальной защиты
в производственных условиях 134
4.2.5. Статистическая обработка результатов измерений 134
4.3. Разработка требований по дезактивируемости материалов для средств индивидуальной защиты 144
4.4. Совершенствование и оптимизация системы дезактивации СИЗ и поверхностей помещений с учетом современных требований и возможностей отечественной производственной базы 147
4.4.1. Анализ опыта и современных требований к организации дезактивации СИЗ 147
4.4.2. Разработка и испытание новых препаратов и режимов дезактивации СИЗ 154
4.4.3. Изучение возможности снижения объемов сточных вод спецпрачечной 162
4.4.4. Оптимизация применения средств индивидуальной защиты для обеспечения радиационной безопасности персонала и снижения объема радиоактивных отходов, образующихся при дезактивации и утилизации СИЗ 165
4.4.5. Разработка и испытание новых препаратов и режимов дезактивации поверхностей помещений 171
4.4.6. Критерии для принятия решения о проведении работ по дезактивации поверхностей помещений с учетом минимизации доз облучения персонала 172
Выводы по главе 4 177
ГЛАВА 5. Разработка и внедрение средств индивидуальной защиты от внешнего бета- и гамма-излучения 180
5.1. Особенности применения средств индивидуальной защиты органов дыхания и кожных покровов 180
5.2. Разработка СИЗ от мягкого фотонного излучения 185
5.3. Разработка СИЗ от внешнего бета-излучения
5.3.1. Область применения СИЗ от внешнего бета-излучения 198
5.3.2. Основные принципы создания СИЗ от внешнего бета-излучения 200
5.3.3. Разработка и обоснование метода расчета параметров СИЗ от внешнего бета-излучения 204
5.3.4. Пути создания СИЗ от внешнего бета-излучения 214
5.4. О возможности создания СИЗ от нейтронного излучения 216
Выводы по главе 5 217
ГЛАВА 6. Разработка и обоснование принципов обеспечения радиационной безопасности персонала при ликвидации последствий радиационной аварии 218
6.1. Основные факторы радиационного воздействия на персонал при радиационной аварии 218
6.2 Сопоставление значимости различных факторов радиационного воздействия на персонал при проведении работ в зоне ЧАЭС в 1986 году 221
6.3. Анализ научных подходов к обоснованию временных допустимых уровней загрязнения поверхностей помещений и СИЗ при выполнении работ в зоне радиационной аварии на Чернобыльской АЭС 229
6.4. Изучение особенностей радиоактивного загрязнения спецодежды персонала, участвовавшего в работах по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС 253
6.5. Анализ опыта организация работ по дезактивации имущества при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС 257
6.6. Особенности аварий с радионуклидными источниками 266
6.6.1. Оценка аварийной опасности радионуклидных источников 266
6.6.2. Анализ радиационных последствий инцидента на Братском заводе древесно-волокнистьгх плит 272
6.6.3. Анализ радиационных последствий инцидента в дер. Глазынино Московской области 275
6.7. Анализ вероятных последствий террористического акта с применением радиоактивных веществ 281
6. 8. Организация индивидуальной защиты персонала во время радиационной аварии и ликвидации ее последствий 283
Выводы по главе 6 289
Выводы 292
Список литературных источников
- Характер радиоактивного загрязнения поверхностей на предприятиях атомной промышленности и энергетики
- Разработка и обоснование методики экспериментального изучения перехода радиоактивных веществ с поверхности материалов в воздух
- Анализ экспериментальных данных с помощью различных математических моделей
- Разработка СИЗ от внешнего бета-излучения
Введение к работе
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.
Характер радиоактивного загрязнения поверхностей на предприятиях атомной промышленности и энергетики
Нормативное ограничение уровней радиоактивного загрязнения поверхностей позволяет принять оптимальное и 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 при наличии радиоактивного загрязнения.
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.
В первом случае необходимо установить прямую или опосредованную количественную связь между уровнем радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и спецодежды и возможным уровнем облучения всего тела или отдельных органов персонала, находящегося в производственной зоне.
Во втором случае критерием для установления допустимых уровней радиоактивного загрязнения поверхностей является эффективность реализуемых в настоящее время санитарных барьеров и существующих методов и средств дезактивации.
Однако следует иметь в виду, что для всех случаев радиоактивного загрязнения, исключая кожные покровы, весьма трудно установить однозначную связь между уровнем радиоактивного загрязнения и эквивалентной (эффективной) дозой внешнего и внутреннего облучения. Это обусловлено тем, что радиационное воздействие на человека, ведущего работы в условиях радиоактивного загрязнения, в значительной степени зависит не только от уровня этого загрязнения, но и от ряда субъективных факторов, связанных с поведением данного работника и выполняемой им работой. Однако, несмотря на существующие трудно 21 сти и неопределенности, установление таких количественных закономерностей необходимо, иначе нормирование уровней загрязнения будет базироваться» на чисто субъективных критериях.
Уровни радиоактивного загрязнения поверхности относятся,к классу нормативов «допустимые уровни». Превышение допустимого уровня сигнализирует о необходимости проведения дезактивации и других мероприятий, позволяющих исключить распространение в обнаруживаемых количествах радиоактивных веществ за пределы производственной зоны. Допустимые уровни устанавливаются с определенным запасом, исключающим-превышение основных дозовых пределов даже при некотором превышениидопустимых уровней радиоактивного загрязнения поверхности.
Безусловно, чем более корректны значения коэффициентов, связывающих уровень радиоактивного загрязнения поверхности с возможной.дозой внешнего и внутреннего облучения, тем более обоснованы нормативы.
Загрязненные радиоактивными веществами открытые поверхности рабочих помещений и оборудования являются "источником внешнего облучения-персонала за счет бета- и гамма-излучения и- внутреннего облучения за5 счет поступления радиоактивных веществ в организм через органы дыхания и пищеварения.
По материалам, изложенным У.Я. Маргулисом [14, 15]; при обосновании первых нормативов (1948-г.), считали, что радиационная опасность радиоактивного загрязнения поверхностей связана с вероятностью попадания радиоактивных веществ внутрь организма по цепочке: загрязненная поверхность — руки — ЖКТ. При этом приближенно принимали, что с загрязненных рук внутрь,. организма попадает не более 5 % радиоактивных веществ, а с загрязненных открытых поверхностей помещений и оборудования - 1% [14,15].
В качестве примера в табл. 1.1 приведены значения первых принятых в СССР уровней загрязнения поверхностей рабочих помещений и кистей рук, рассчитанных указанным выше путем.
Допустимые уровни радиоактивного загрязнения (част./(см2,мин.) по нормативам 1948 года [14,15] Радионуклид Руки Открытые поверхности помещений и оборудования в зоне постоянного пребывания персонала Плутоний-239 5 27 Бета-активные радионуклиды 135 675 Более поздние исследования позволили внести коррективы в первоначальную концепцию нормативного ограничения уровней радиоактивного загрязнения, в частности выяс 22 нилось, что пероральныи путь поступления радиоактивных веществ в организм персонала играет второстепенную роль.
В последующие годы нормы радиационной безопасности неоднократно пересматривались. Ниже приведен перечень документов (частично перечень документов взят из отчета [1]), устанавливающих в различные периоды основные дозовые пределы для профессиональных работников, а также другие параметры, ограничивающие радиационное воздействие.
Общие санитарные нормы и правила по охране здоровья работающих на объектах «А» и «Б» (ныне ФГУП «Маяк») № Т-ЮЗІс от 24.08.1948 [1]; Временные общие санитарные нормы и правила по охране здоровья работающих с РВ № 2413с от 10.02.1950 [1]; Санитарные нормы проектирования предприятий и лабораторий № 851с от 11.04.1954 [1];
По мере накопления данных о вредном действии радиации произошло существенное уменьшение основного дозового предела от 30 Р/год (нормы № Т-ЮЗІс от 24.08.1948 и № 2413с от 10.02.1950) до 15 Р/год (нормы № 851с от 11.04.1954) и далее до 5 бэр/год (СП № 333-60, НРБ-69, НРБ-76. В 1996 году в России был установлено ограничение годовой дозы значением 20 мЗв/год в среднем за последовательные 5 лет (НРБ-96, НРБ-99). Однако анализ показывает, что по мере уменьшения основного дозового предела допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхности помещений и СИЗ, а также допустимые концентрации радиоактивных веществ в воздухе помещений1 снизились незначительно, а в некоторых случаях даже были повышены. Ниже в таблице 1.2 представлены некоторые нормативные значения из действовавших в нашей стране норм радиационной безопасности.
Разработка и обоснование методики экспериментального изучения перехода радиоактивных веществ с поверхности материалов в воздух
Система (2.1) при известных начальных условиях и параметрах A, VQ, "ft, KJt, „ a${f), bj(f) имеет решение. Проблема заключается в том, чтобы фактическое загрязнение воздуха и поверхностей правильно представить в виде набора соответствующих компонентов и получить численные значения характеризующих их параметров. Задача осложняется изменением со временем физико-химических свойств компонетов радиоактивного загрязнения.
Параметры вентиляционной очистки VQ, VJ воздуха связаны с кратностью воздухообмена в рассматриваемом помещении, однако точная пропорциональность достигается лишь в. идеальном случае мгновенного равномерного распределения поступающих в воздух порций радионуклида по всему объему помещения. В реальных условиях указанные параметры могут оказаться и существенно больше, и существенно меньше кратности воздухообмена за единицу времени. Для многих компонентов радиоактивного загрязнения поверхности существует зависимость скорости перехода радиоактивных веществ в воздух от скорости потока воздуха вблизи поверхности.
Параметры перехода , радиоактивных веществ из воздуха на поверхность обусловлены гравитационным осаждением частиц, а также явлениями молекулярной и турбулентной диффузии.
Механизм гравитационного осаждения играет решающую роль в переходе радиоактивного вещества из воздуха на поверхность в случае, если аэродинамический диаметр частиц превосходит 10 мкм. Струи воздуха, имеющие вертикальную составляющую скорости 0,1 м/с и более, могут существенно влиять на локальную картину перехода частиц из воздуха на поверхность при их аэродинамических диаметрах вплоть до 100 мкм. Частицы размером порядка десятых долей микрона и менее переходят из воздуха на поверхность практически по механизму диффузии (главным образом, турбулентной). Обратный переход аэрозольной частицы с загрязненной поверхности в воздух возможен лишь при воздействии вполне определенного фактора - потока воздуха (Shapiro J. [52], Robotham F.R.J, and others [53], Da-vies C.N. [54], Gudiksen P.N. and others [55], Thomas J.W. [56]).
Можно выделить две группы экспериментальных данных, характеризующих загрязненную поверхность как источник вторичного радиоактивного загрязнения воздуха. К первой группе можно отнести результаты лабораторных исследований коэффициента перехода радиоактивного загрязнения с поверхности в воздух при четко фиксированных условиях образования радиоактивного загрязнения поверхности и последующего перехода радионуклидов в воздух (Городинский СМ. и др. [57], Щербаков В.Л. и др. [58, 59]). В этих работах авторы определяли долю радионуклида, поступающего за единицу времени в воздух с загрязненной поверхности, т.е. по существу сумму коэффициентов Kji, фигурирующих в системе уравнений (2.1): у=ІХ (2-2) 1=0
При проведении экспериментов предпринимались попытки конкретизировать некоторые коэффициенты Кл, в частности, образование /-той компоненты загрязнения воздуха изу-той компоненты загрязнения поверхности, например, путем изучения дисперсности аэрозолей, сдувавшихся с загрязненной поверхности (Raabe O.G. and others [60], Elder J.C. and others [61], Stevens D.C. [62], Moss W.D. and others [63], Volchok H.L. [64], Krey P.W. [65], Fraser D.C. [66], Barhous A., Colome J. [67], Andersen B.V., Nelson J.S. [68], Brunskill R.T., Holt F.B. [69], Егорова M.C. и др. [70].
Вторая группа данных получена в результате исследований в камерах и помещениях, причем относительно строго фиксировались основные условия процесса перехода радиоактивного вещества в системе «поверхность-воздух», а некоторые из условий целенаправленно варьировались (Shapiro J. [52], Jones J.S. and others [71], Brunskill R.T. [72], Хвостов H.H., Костяков M.C. [73], Konig L.A. [74]. В качестве экспериментального результата таких исследований получали величину коэффициента ресуспензии г = QJQn, м"1, где О0 - средняя по объему помещения объемная активность радиоактивных веществ в воздухе, Бк/м ; Оп - средняя плотность загрязнения поверхностей в помещении, Бк/м2.
Однако коэффициент г является недостаточно объективной характеристикой процессов обмена радиоактивным веществом между воздухом и загрязненной поверхностью, поскольку в нем подразумеваются средние значения величин Q0 и Qn. Нет однозначной связи между коэффициентом Kj, описываемым формулами (2.1), и коэффициентом г для различных производственных помещений. Возможна лишь оценка количественной связи между этими коэффициентами, при разумных упрощающих предположениях. В частности, если предположить, что постоянные независимые источники загрязнения воздуха и поверхностей отсутствуют, do = 0 и bj — 0 и что в системе «воздух-поверхность» установилось динамическое равновесие, характеризуемое постоянным значением коэффициента г, с учетом системы уравнений (2.1) можно записать:
Анализ экспериментальных данных с помощью различных математических моделей
Таким образом, при экспериментах в описываемой камере на необходимо измерить скорость диспергирования частиц и скорость их гравитационного оседания. Это позволит оценить опасность радиоактивного загрязнения воздуха, возникшего за счет перехода радиоактивных веществ с загрязненной поверхности в воздух камеры.
Статья Якоба Шапиро (Jacob Shapiro) [52], является наиболее фундаментальной работой, в которой намечены основные пути создания методики исследования перехода в воздух радиоактивного загрязнения поверхностей. В ней описана камера для проведения подобных исследований. Камера представляет собой цилиндрический сосуд высотой 120 см и диаметром 30 см. В камере имеется отверстие с крышкой для замены образцов. Внутри камеры установлен вентилятор для перемешивания аэрозолей в воздухе, когда это требуется. Автор рекомендует, чтобы метод загрязнения образцов моделировал характер загрязнения материалов в производственных условиях.
Методика изучения перехода радиоактивных веществ с поверхности в воздух должна включать следующие стадии (Shapiro J. [52):
1. Измерение концентрации радиоактивных аэрозолей в воздухе при длительном выдерживании образца в камере при скорости потока воздуха вблизи поверхности образца до 10 см/с.
2. Изучение диспергирования загрязнений при вибрациях и ударах по загрязненной поверхности образца. Наилучшим является способ, при котором поверхности образцов многократно ударяются друг о друга. В этом случае имитируется передвижение работающих в загрязненном помещении.
3. Изучение диспергирования загрязнения при снятии радиоактивных веществ с поверхности волосяной щеткой, вращающейся с высокой скоростью.
Эксперименты по диспергированию загрязнений необходимо повторить несколько раз, т.к. после удаления в первых опытах наименее фиксированной части загрязнения на образце остается более прочно фиксированное загрязнение, вследствие чего коэффициент диспергирования уменьшается от опыта к опыту. Для получения объективных значений параметров процесса необходимо обобщить данные нескольких опытов.
Определить дисперсность аэрозольных частиц и, следовательно, оценить их опасность для человека, можно несколькими путями (Shapiro J. [52]):
Первый способ - точный, но очень трудоемкий — авторадиографический. Второй способ - с помощью импактора. Этот способ также достаточно трудоемкий.
Третий способ - приближенный, но гораздо менее трудоемкий. Он заключается в определении скорости уменьшения концентрации аэрозолей в воздухе камеры после прекращения диспергирования загрязнения. Согласно зависимости (2.20) это позволяет определить скорость оседания аэрозолей и по таблице 2.3 оценить их размер.
Информация, необходимая для разработки методики исследования перехода в воздух радиоактивного загрязнения поверхностей, имеется в научно-технической литературе. Джонсом, Поундом и Стевенсом (Jones J.S., Pond S.F., Stevens D.C.) [71] изучено влияние размеров частиц двуокиси плутония, нанесенной в виде суспензии на пол, на коэффициент ресуспензии. Обнаружено значительное уменьшение коэффициента ресуспензии при возрастании размера частиц. Кроме того, показано, что при ходьбе по загрязненному полу концентрация аэрозолей в воздухе выше, когда на обувь одевали чехлы из хлопчатобумажной ткани, чем когда ходили в ботинках.
Брунскиллом (Branskill R.T.) [72] выявлена связь между количеством людей, прошедших через саншлюз за данный период времени, и средней концентрацией загрязнения в воздухе. Коэффициент корреляции оказался равным +0,45. Это позволяет сделать вывод об аддитивности источников вторичных аэрозолей, т.е. влияние источников друг на друга мало и их эффект можно суммировать. Отмечено также, что уменьшение концентрации радиоактивных аэрозолей, образующихся при движении людей в саншлюзе, происходит с периодом «полувыведения» около 20 мин.
Ряд методических вопросов, кающихся данной проблемы, изложены в работах Щербакова В.Л., Еськовой Л.С., Коростина А.С. [58, 59]. Авторы установили следующий порядок исследования средств индивидуальной защиты (СЙЗ) как вторичного источника загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами: - загрязнение СИЗ радиоактивными веществами; - измерение уровня загрязнения радиоактивными веществами СИЗ перед началом и после окончания эксперимента; - выполнение испытателями в загрязненных СИЗ комплекса упражнений, имитирующих характер движения работающих; - отбор проб воздуха на аналитические фильтры из лабораторной камеры во время эксперимента, а также в периоды надевания и снятия испытателями загрязненных СИЗ; - отбор проб воздуха на многокаскадный импактор для определения дисперсного состава радиоактивных аэрозолей; - качественное исследование радиоактивных аэрозолей методом авторадиографии. Загрязнение СИЗ производили путем часового выдерживания их в атмосфере радиоактивного аэрозоля, создаваемого с помощью ультразвукового генератора (аэрозольное загрязнение), или путем одноразового крестообразного протирания в 32 точках загрязненными стальными пластинами (контактное загрязнение), или нанесением на поверхность СИЗ с помощью пипетки капель радиоактивного раствора (капельное загрязнение). При этом использовали водные растворы солей SrC или Na2HP04, меченых соответственно стронцием-89 или фосфором-32.
В качестве одного из основных показателей, характеризующих СИЗ как источник вторичного образования аэрозолей, была принята относительная скорость поступления аэрозолей с поверхности СИЗ в окружающую среду. Этот показатель авторы назвали коэффициентом вторичного загрязнения окружающей среды (K0Q ). По определению K0Qia представляет собой долю радиоактивного вещества, поступающего с загрязненных СИЗ в окружающую среду в единицу времени. Отличие показателя К0сщ от приведенного ранее коэффициента диспергирования заключается в том, что при определении К0бЩ учитываются не только радиоактивные аэрозоли в воздухе камеры, но и частицы радиоактивного вещества, осевшие на пол и стены камеры.
Авторы установили, что этот показатель мало меняется во времени, поэтому можно считать, что доля радиоактивного вещества, поступающего в воздух со средства индивидуальной защиты в единицу времени, остается практически постоянной.
Разработка СИЗ от внешнего бета-излучения
Как было отмечено ранее, основной причиной радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и воздушной среды являются ремонтные работ со вскрытием технологического оборудования, а также аварийные ситуации и даже небольшие инциденты, приводящие к поступлению радиоактивных веществ в рабочие помещения. При этом загрязнение поверхностей формируется как поступления в рабочие помещения газоаэрозольных или жидких сред, содержащих радиоактивные вещества, так и за счет контакта загрязненного оборудования с поверхностями помещений.
Загрязнение поверхностей и воздуха взаимосвязано: радиоактивные аэрозоли из воздуха оседают на поверхность, и наоборот, радиоактивные вещества с поверхности постоянно переходят в воздушную среду [51].
На практике возникшее локальное радиоактивное загрязнение достаточно быстро распространяется на другие помещения. Оценки показывают, что процесс воздушного переноса радиоактивных веществ играет первостепенную роль только в случае взрывного характера разгерметизации технологического оборудования. В других случаях главную роль играет контактный разнос загрязнений на обуви при ходьбе персонала или движении автотранспорта.
Основным процессом, при котором происходит разнос радиоактивных загрязнений, является последовательное соприкосновение грязных и чистых поверхностей. Этот процесс реализуется при ходьбе персонала и движении транспорта. При движении по загрязненной поверхности происходит загрязнение подошвы спецобуви, затем при движении по чистой поверхности происходит переход радиоактивных веществ с подошвы на чистую поверхность. При прохождении по загрязненной поверхности большого количества людей процесс повторяется многократно, в результате чего радиоактивное загрязнение распространяется на новые и новые площади [51].
Математическое описание процесса распространения радиоактивного загрязнения при движении персонала и автотранспорта, а также его экспериментальное моделирование изложены в работах Вострухова В.Е., Вострухова Е.И. с соавт. [103, 104].
В статье [103] представлена математическая модель процесса переноса радиоактивного загрязнения при движении транспорта по дороге. В предположении о чисто адгезионном взаимодействии радиоактивного вещества с поверхностью дороги и колеса получен вывод, что перенос загрязнения происходит подобно движению вдоль оси волнового пакета с убывающей амплитудой.
В статье [104] представлена изложена математическая модель процесса переноса нефиксированного радиоактивного загрязнения поверхностей при движении людей. Полученные соотношения показали, что загрязнение переносится подобно диффузии в среде, движущейся с некоторой скоростью, зависящей от коэффициентов перехода загрязнения с поверхности на подошву обуви и обратно.
Математическое описание процесса разноса радиоактивных веществ в работах [103, 104] подразумевает однокомпонентную модель загрязнения. Экспериментальная проверка результатов проведена в производственных условиях, что позволило получить лишь качественное подтверждение математической модели.
Поскольку наши исследования перехода радиоактивных веществ с поверхностей в воздух показали различие в скорости перехода в воздух фиксированного и нефиксированного радиоактивного загрязнения, является необходимым проведение в лабораторных условиях специальных исследований процесса разноса радиоактивного загрязнения при ходьбе персонала. Нами была 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 (Бадьин В.И., Маргулис У.Я. Хрущ В.Г [88, 95]), но она существенно усовершенствована [44] с применением разработанных автором методов измерения распределения альфа-активных веществ по глубине материала [92-95]. Исследования включали следующие этапы:
1. Готовили образцы материала, применяемого в качестве покрытия полов производ ственных помещений. Были использованы следующие материалы: нержавеющая сталь марки 10Х18Н10Т, ПВХ-пластикат рец. 57-40, различные снимаемые полимерные покрытия. В ка честве снимаемых покрытий были изучены композиции на основе поливинилового спирта (ПВС) с добавками поверхностно-активных веществ (ПАВ), пластификаторов, сорбентов. Латексные композиции карболатс и нитрилатс были получены в готовом виде. Образцы снимаемого полимерного покрытия готовили в соответствии с технологией его приготовления. При этом исходная композиция либо наносилась на подложку, на которой и происходило формирование покрытия. Толщина покрытия после его формирования составляла не менее 10 мкм, чтобы исключить влияние подложки на результат.
2. Загрязняли образцы покрытий сухим радиоактивным веществом контактным или. аэрозольным путем.
3. В стандартных условиях определили количество нефиксированного загрязнения методом сухого мазка. С целью получения сопоставимых результатов снятие мазков проводили стандартным методом с помощью разработанного нами приспособления для снятия мазка в стандартных условиях. При этом были выбраны следующие параметры: давление на образец, близкое к давлению, оказываемому на поверхность пола человеком массой 70 кг -190 T/CMZ (1860 Н/смО, число оборотов штока - 3.
4. В результате статистической обработки результатов измерений определили параметры, характеризующие степень фиксации радиоактивного вещества на поверхности полимерного покрытия: долю нефиксированного загрязнения, коэффициент снятия мазка.
Из сформированных покрытий, а также из ПВХ - пластиката и нержавеющей стали вырезали квадратные образцы размером 25x25 мм.
Исследование свойств покрытий проводили по отношению к нуклидам, представляющим наибольший интерес с точки зрения обеспечения безопасности радиохимических производств - 90Sr, 106Ru, I44Ce, 239Fu, 241Am, а также 32P, причем 32P использован для сопоставления аэрозольной и контактной форм загрязнения. Характеристики использованных загрязняющих растворов радионуклидов приведены в таблице 3.1.
