Научные основы обеспечения радиационно-гигиенической безопасности персонала предприятий атомной промышленности в современных условиях (25.04.2011)

Автор: Антипин Евгений Борисович

Во-вторых, ее индивидуальность вызывает сомнения, т.к. расчеты ведутся по усредненным показателям, а не по индивидуальным поступлениям.

В-третьих, физико-химические свойства радиоактивных аэрозолей на практике изучены далеко не во всех ситуациях, а только в рамках НИР по отдельным производствам и на отдельных участках.

В-четвертых, модель распределения радионуклидов, применяемая в расчетах дозы, далека от совершенства и в настоящее время расчеты индивидуальных доз – это уровень экспертизы, которые могут проводить высококвалифицированные специалисты и которые не под силу практическим биофизическим лабораториям.

Таким образом, перечисленные недостатки системы дозиметрического контроля доз облучения персонала позволили сформулировать, разработать, а также внедрить на ряде предприятий ЯТЦ усовершенствованную систему дозиметрического контроля, основанную на разработке регламентов дозиметрического контроля:

1. В регламент дозиметрического контроля необходимо включить два вида контроля: групповой дозиметрический контроль (ГДК) и индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК). При этом для области ГДК допустимо использовать элементарную модель, для области ИДК стандартную и специальную модель определения индивидуальных эффективных доз. При этом, специальная модель должна учитывать реальные условия облучения при интерпретации результатов индивидуальных систематических измерений характеристик облучения работника, которые должны выполнять лаборатории внутренней дозиметрии.

2. Требования к индивидуальному дозиметрическому контролю и процедуре расчетов индивидуальных доз, особенно при превалировании внутреннего облучения, должны стать обязательными в практическом госсанэпиднадзоре. Это означает, что лаборатории внутреннего облучения в ближайшее время должны быть обеспечены необходимыми аппаратурно-дозиметрическими комплексами с программным обеспечением для расчетов доз от внутреннего облучения.

В условиях постоянного неравномерного поступления радионуклидов в организм персонала, госсанэпиднадзору необходимы также оперативные (производные) уровни, на основании которых было бы возможно, в качестве профилактики переоблучения, выводить персонал из условий контакта с радионуклидами.

В пятой главе рассмотрена методология радиационно-гигиенического прогноза атомных технологий, позволяющая путем ограничения гигиенически значимых примесей в технологических продуктах и введения коэффициентов запаса по дозам облучения (установление контрольных административных уровней) гарантировать соблюдение пределов доз облучения, а значит гарантировать безопасность персонала в условиях развития атомных технологий.

В настоящее время на предприятиях устанавливаются административные уровни – КУ (контрольные уровни). При этом КУ устанавливаются в зависимости от достигнутого среднего уровня объемной активности, что не гарантирует персоналу непревышения предела годовых поступлений (ПГП) установленных НРБ-99 и НРБ-99/2009.

Предлагаемая нами система оценки радиационной обстановки разработана с использованием усовершенствованных индексов безопасности Sn и SК , где Sn – индекс безопасности, рассчитываемый по величинам поступлений радионуклидов в организм человека, а индекс безопасности SK – рассчитывается по величинам концентрации радионуклидов в воздухе рабочей зоны. При заданном условии Sn( 1 и SK( 1, стало возможным разработать статистический подход при установлении контрольных уровней, как одного из основных мероприятий по предупреждению необоснованного облучения персонала за счет внутреннего поступления радионуклидов.

Специфика нормирования радиационного загрязнения воздуха заключается в том, что существует разброс показателей загрязнения и соответствующее ему размытие первичных дозиметрических характеристик. Кроме того, величины накопления изотопов в организме людей, работающих в "одинаковых" условиях, имеют значительно больший разброс, чем биологические константы. Эти факты требуют введения контрольных уровней загрязнения воздуха (КУ), абсолютная величина которых меняется каждый раз в зависимости от дисперсности и величины накопления изотопов в организме, и отличающихся от ДОАперс на коэффициент запаса, в соответствии с соотношением:

КУ = ДОАперс / Кзап., (2)

где Кзап - коэффициент запаса.

В этом случае применение на практике индексов радиационной безопасности Sn и SK является активным средством воздействия радиационного контроля на формирование радиационной обстановки, поскольку учитывается изотопный состав, агрегатное состояние, дисперсность аэрозолей и соотношение между индивидуальным и стационарным отбором.

Проведенные расчеты показали, что можно добиться достаточно малой степени риска (( = (0,01-1)%) если (g не будет превышать 2-4, тогда коэффициент запаса К = 10.

Таким образом, были рассчитаны и применены ДОАперс .(с учетом смеси радионуклидов) и КУ для разделительных заводов (таблица 3).

Таблица 3. Рекомендуемые значения ДОАперс и КУ

для разделительных производств, 0,37 Бк/м3

Подразделение Допустимая концентрация, ДОАперс Контрольная концентрация, КУ Коэффициент запаса, К

Конденсационно-испарительные установки (КИУ) 1,2 0,12 10

Получение тетрафторида урана 5,5 0,5 10

Цех регенерации 5,0 0,5 10

Цех ремонта 5,5 0,5 10

Регламентирование величины допустимого содержания примесей радионуклидов в основных ТП направлено на повышение радиационной безопасности персонала и имеет смысл в трех случаях:

- если радионуклид примеси изначально более радиотоксичен, чем основной технологический продукт;

- если в технологическом процессе производства не исключено образование радионуклида примеси с удельной активностью выше, чем у основного продукта;

- если радионуклид примеси или продукты его распада имеют более высокий коэффициент обогащения воздуха рабочей зоны по сравнению с основным технологическим нуклидом.

Для установления величины допустимого содержания примесей радионуклидов в основном ТП следует руководствоваться ниже приведенными формулами расчета (в зависимости от условий радиационно-гигиенического прогноза – наличия тех или иных сведений).

В случае неизвестного или частично известного состава примесей радионуклидов в основном ТП, относительное содержание этих примесей Pjпр. (%) в смеси всего продукта определяют из условия непревышения дозовых нагрузок на персонал при изменении ПДП?ос. в пределах допустимой погрешности:

где ПДПiос. - предельно допустимое поступление смеси радионуклидов основного продукта;

ПДПjпр. - предельно допустимое поступление j-го радионуклида примеси;

Piос. - относительное содержание в смеси i-го радионуклида основного продукта в воздухе рабочей зоны, % ;

ПДПiос. - предельно допустимое поступление i-го радионуклида основного продукта.

При наличии сведений о максимальной эквивалентной дозе от смешанного внешнего излучения H?? и среднегодовых концентраций Kjпр. (примеси), Kiос. (основного продукта) радионуклидов в воздухе рабочей зоны представляется возможность определять содержание примесей Pjпр. в смеси всего продукта с помощью неравенства:

где ДМДА - допустимая мощность дозы излучения;

ДКАjпр. - допустимая концентрация j-го радионуклида примеси в воздухе рабочей зоны;

ДКАiпр. - допустимая концентрация i-го радионуклида основного продукта в воздухе рабочей зоны.

Однако неравенство (4) является обобщающим и не учитывает таких наблюдаемых в реальной практике особенностей как:

- существование распределений индивидуальных доз по внешнему и внутреннему облучению персонала;

- влияние дисперсности на радиационную опасность аэрозоля;


загрузка...