СИСТЕМА КОНТРОЛЯ ЗА РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТЬЮ
В нашей стране радиационная безопасность персонала обеспечена системой общегосударственных мероприятий. Эти мероприятия включают:
- установление в законодательном порядке норм, регламентирующих дозовые нагрузки;
- создание системы Госсаннадзора за выполнением законодательства, включающей подразделения, которые осуществляют систематический контроль за дозовыми нагрузками на персонал от различных источников;
- организацию научных исследований, позволяющих оценить и прогнозировать источники, пути, уровни воздействия облучения на персонал, а также обосновывать санитарные нормы для различных видов воздействия, обеспечивающие безопасность персонала.
Органы Госсаннадзора осуществляют постоянный контроль за соблюдением требований радиационной безопасности и гигиены на всех этапах проектирования, строительства и эксплуатации предприятий атомной промышленности и энергетики и лабораторий, где применяются радиоактивные вещества и источники ионизирующих излучений, и проводят систематическое наблюдение за состоянием здоровья лиц, работающих с радиоактивными веществами.
В Советском Союзе широким фронтом ведутся исследования по радиационной гигиене труда, в которых наряду со специалистами-гигиенистами принимают участие физики, химики, биологи, математики и др.
Использование математического анализа и оценка статистических распределений исследуемых параметров радиационной обстановки позволили сделать обоснованные выводы о характере количественного воздействия ионизирующих излучений на персонал.
В последние годы накоплен большой материал по гигиенической оценке оборудования, защитных приспособлений и санитарно-бытовых устройств, создана система коллективных и индивидуальных средств защиты, методов индивидуальной дозиметрии и прижизненного определения радиоактивных веществ в теле человека.
Прошли практическую проверку гигиенические принципы планировочных решений, подтвердившие целесообразность объединения помещений и участков работы с радиоактивными веществами по критерию допустимой радиоактивной загрязненности.
Опыт эксплуатации новых типов оборудования показал обоснованность изложенных в санитарных правилах требований к оборудованию для работ с радиоактивными веществами, предусматривающих необходимость герметизации не только отдельных частей аппаратов или отдельных камер, но и всей технологической цепочки с полным исключением выноса радиоактивных веществ и загрязненных ими предметов за пределы системы камер.
Внедренная система санитарно-технических мероприятий позволила создать безопасные условия труда на предприятиях атомной промышленности и энергетики. Об этом свидетельствуют приводимые ниже сведения о состоянии радиационной безопасности на отдельных производствах.
Ядерные реакторы.
Персонал, обслуживающий промышленные ядерные реакторы, может подвергаться суммарному воздействию различных видов излучения (γ-, β-, нейтронное излучения, радиоактивные аэрозоли и газы). Основным фактором радиационного воздействия на персонал АЭС является γ-излучение. В обслуживаемых помещениях среднегодовая доза внешнего облучения не превышает 0,5 ПДД, при этом большинство работающих получают за год менее 1 бэр. В период нормальной эксплуатации АЭС нейтронное излучение в помещениях центральных залов составляет сотые доли допустимого уровня. Содержание радиоактивных аэрозолей в воздухе помещений реактора очень незначительно и не превышает допустимых значений.
Загрязнение воздушной среды обусловлено в основном короткоживущими β-активными газами и аэрозолями с периодом полураспада от 25 мин до 2 ч. В основном они представлены 131I, который находится главным образом в парообразной фазе и в меньшей степени в аэрозольной. Содержание 131I в щитовидной железе персонала находится на уровне (0,5-3)Х109 кюри, т. е. не превышает 1% допустимого. Из долгоживущих продуктов распада наибольший вклад дают нуклиды наведенной активности: 51Сr, 54Мn, 59Fe и 58, 60Со.
Содержание γ-радионуклидов во всем организме в подавляющем большинстве случаев не превышает 1-10-7 кюри и лишь иногда достигает 8-10-7 кюри.
Оценка суммарной дозы воздействия на персонал ядерных реакторов радиоактивных веществ и ионизирующих излучений показывает, что годовая доза не превышает предельно допустимой, находясь в пределах 0,5—2,5 бэр.
Рис. 5.1. Дозиметрический контроль в реакторном зале АЭС
Определение индивидуальной дозы облучения персонала, обслуживающего исследовательские ядерные реакторы и ускорители, осуществляющего сборку источников излучений мощных гамма-установок и обслуживающего эти установки, а также дефектоскопистов и др. (рис. 5.1) показало, что уровни облучения не превышают допустимых значений и для большинства рассмотренных профессиональных групп имеется пяти-десятикратный запас и более по дозе, принятой для категории А (профессиональное облучение).
Таблица 5.1
Концентрация аэрозолей при перегрузке на I блоке Нововоронежской АЭС, 10-11 кюри/л
На исследовательских ядерных реакторах (ИРТ, ВВР-С, ВВР-М, РТФ и др.) содержание радиоактивных аэрозолей находится на уровне 10-13—10-14 кюри/л, причем активность обусловлена главным образом короткоживущей компонентой. В общей дозе нейтронного облучения вклад нейтронов различных энергий составляет до 20—25% суммарной дозы по тепловым и 44-50% по быстрым и промежуточным нейтронам. Фактическое облучение большинства профессиональных групп не превышает 0,5—1, а ремонтных рабочих — 5 бэр в год.
Наблюдение за состоянием здоровья лиц, работающих на реакторах в течение длительного периода, позволило выявить лишь незначительные отклонения в границах физиологической вариабельности некоторых показателей, которые встречаются несколько чаще, чем в контрольной группе.
Облучение персонала определяется в основном проведением различных ремонтных работ (планово-профилактический осмотр и ремонт технологического оборудования, ревизия и замена отдельных элементов оборудования, частичная перегрузка ядерного топлива и модернизация реактора).
Перегрузка топлива в реакторе обычно связана с разгерметизацией оборудования. В табл. 5.1 приведена динамика состава аэрозолей при перегрузке на I блоке Нововоронежской АЭС, из которой видно, что наряду с радионуклидами наведенной активности в воздухе возрастает содержание рутения и циркония. Однако содержание радиоактивных продуктов коррозии во время перегрузки все же является определяющим.
По данным, полученным с помощью индивидуальных пробоотборников «Плющ», при выполнении таких ремонтных работ, как ревизия приводов СУЗ, сварка подпиточных труб, смена чехлов на стержнях СУЗ, обвязка трубопроводов ГЦН и др., концентрация аэрозолей варьировала от 5-10-14 до 2,5-10—12 кюри/л.
Оценки годового поступления радиоактивных веществ ремонтному персоналу, сделанные с учетом распределения ежедневных поступлений при выполнении ремонтных операций как по среднесменным концентрациям, так и по методу мазков из носовой полости, показали, что значения, полученные по обоим методам, намного ниже предельно годового поступленні (1/300—1/15 ПГП).
Содержание радионуклидов, рассчитанное из годового поступления и коэффициентов задержки, находится на уровне 1/200—1/10 допустимого содержания.
Предприятия топливного цикла. Развитие атомной энергетики обусловило рост производства твэлов и необходимость обеспечения радиационной безопасности персонала при их переработке. Одним из важных вопросов в этом направлении является защита воздушной среды от загрязнения a-активными аэрозолями и достижение эффективной очистки вентиляционных выбросов. Проведенными исследованиями установлено, что концентрация α-активных аэрозолей, обусловленная изотопами урана может значительно колебаться в зависимости от вида выполняемых операций. При достаточной герметичности перчаточных боксов и разрежении 7—15 мм вод. ст. концентрация аэрозолей в воздухе рабочих помещений не превышала ДК (6-10-14 кюри/л) и в большинстве случаев была значительно меньшей, несмотря на то что внутри боксов она достигала (2-6) -10-12 кюри/л.
Анализ полученных данных по эксплуатации различных фильтров показал, что наилучшим вариантом является применение локальной очистки воздуха, т. е. установка фильтра внутри укрытия или бокса. При установке фильтра за пределами бокса не исключены случаи загрязнения воздуха рабочих помещений при операциях замены фильтра.
Исследования показали, что существующая одноступенчатая очистка вентиляционных выбросов на фильтрах типа ФПП достаточно эффективна. Приземная концентрация α-активных аэрозолей в атмосферном воздухе (1,4-2,4)Х10-16 кюри/л] значительно ниже допустимой. Наряду с оценкой концентрации аэрозолей урана в воздухе важное значение имеет и определение величин годового поступления урана в организм, а также оценка накопления его в критических органах. Установлено, что у лиц, работающих с малорастворимыми соединениями обогащенного урана, годовое поступление (определенное с помощью мазков из носовой полости) составляло 0,026—0,038 мккюри по средним значениям и 0,088—0,15 мккюри по максимальным при ПГП=0,15 мккюри согласно НРБ—76.
У лиц, работающих с растворимыми соединениями урана, депонирование в костях и почках не превышало соответственно 5,4 и 15,4% допустимого содержания.
Таким образом, при работе с обогащенным ураном обеспечивается высокая радиационная безопасность.
Растущий спрос на редкоземельные элементы (Се, La, Y, Sm, Tm, Eu. Gd и др.), получаемые из природного радиоактивного сырья, в различных отраслях промышленности вызывает необходимость разработки и обоснования организации соответствующих профилактических мероприятий. В процессе очистки РЗЭ от естественных радиоактивных примесей (члены семейств урана, тория, радия) содержание последних в отходах и промежуточных продуктах может значительно возрастать. Исходя из этого была обоснована необходимость обеспечения мероприятий по защите воздушной среды от радиоактивных аэрозолей Th, Io, RaD, Ро.
При переработке сырья, содержащего примеси актиния, возможно загрязнение воздуха его дочерними продуктами распада (RaAc, АсХ, АсВ и др.).
Существенное внимание было уделено источникам и закономерностям загрязнения воздушной среды радиоактивными эманациями — тороном и актиноном. Установлено, что при увеличении расстояния от эманирующей поверхности концентрация короткоживущих торона и актинона уменьшается значительно, а концентрация относительно долгоживущего радона — незначительно.
Помимо действия аэрозолей и эманаций персонал может подвергаться и внешнему γ-облучению. Так, при работе с лопаритовым концентратом мощность дозы на расстоянии 0,75—1 м от технологического оборудования составляет 0,8 мкр/сек. При обработке других видов сырья мощность дозы меньше и на расстоянии 30 см не превышает 0,3—0,5 мкр/сек.
За последние десять лет был выполнен большой объем исследований по гигиенической оценке различных технологических этапов получения, разделения и применения трансурановых элементов (ТУЭ). Практика показала, что при работе с ТУЭ к изученным ранее факторам профессионального воздействия (аэрозоли, внешнее γ-облучение) добавились новые: нейтронное и рентгеновское излучение. Способность распадаться путем спонтанного деления является специфической особенностью ТУЭ. Наибольший выход нейтронов спонтанного деления имеют
Х107 нейтрон/(г-сек) соответственно).
Выход нейтронов по (а, п)-реакции у окисных соединений ТУЭ — от
нейтрон/(г-сек), в то время как у боридов и бериллиевых соединений он выше еще на три порядка. Спектральный состав в основном определяется быстрыми нейтронами со средней энергией около 2,2 Мэв.
Было изучено поле нейтронного излучения на рабочих участках операторов, занятых приготовлением стартовых мишеней из кюрия и америция (цепочка легких боксов), разделкой мишеней, получением окисных соединений ТУЭ и их фасовкой (защитные камеры и тяжелые боксы). Результаты гигиенических исследований показали, что радиационная обстановка при приготовлении стартовых мишеней и последующем изготовлении различных источников из ТУЭ в условиях защитных камер в основном обусловлена нейтронным излучением (75—90% суммарной мощности дозы на рабочих местах). Доза нейтронного облучения при отдельных операциях процесса изготовления стартовых мишеней колеблется от 0,05 до 0,13 бэр в год, что выше дозы γ-облучения в 3—8 раз.
Доза облучения для операторов защитных камер, занятых резкой мишеней и выделением америция и кюрия, составляет 0,3 бэр в год; доза γ-облучения того же порядка. Применение изотопов калифорния повышает дозу от нейтронов до 1,4 бэр в год.
Использование средств дистанционной работы при приготовлении стартовых мишеней и при разделке облученных мишеней, а также проведение технологических процессов непосредственно в защитных камерах позволяют значительно сократить уровень нейтронного излучения.
Поскольку при получении ТУЭ могут присутствовать одновременно нейтронное, рентгеновское и γ-излучение низких и высоких энергий, при проектировании и строительстве лабораторий обеспечивается защита от всех видов излучения.
Лучшими материалами для защиты от рентгеновского и γ-излучения являются свинец, вольфрам, сталь; от нейтронов — вода, полиэтилен, плексиглас.
Бетон с железными или другими тяжелыми наполнителями одинаково эффективно ослабляет нейтроны и γ-кванты. При выборе материалов защиты необходимо учитывать их радиационную стойкость и активацию, возможность газовыделения (образования водорода и кислорода), загорания при контакте ТУЭ с воздухом и др.
Полученные данные позволяют считать, что при обработке малых количеств ТУЭ (до 0,5 г 
) операции можно проводить в перчаточном боксе, используя просвинцованные перчатки, защитные стекла, экраны из полиэтилена и плексигласа. Увеличение количества ТУЭ (до 5 г 244Сm и 50 мг 252Cf) требует дополнительной защиты боксов и дистанционного выполнения операций с применением манипуляторов.
