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

• Автор: Клочков, Владимир Николаевич
• Шифр специальности: 05.26.02
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2009
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 324 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1. ПРОБЛЕМА РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОВЕРХНОСТЕЙ КАК ИСТОЧНИКА ВНЕШНЕГО И ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА
1.1. Анализ опыта нормативного ограничения уровней радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и средств индивидуальной защиты
1.2. Характер радиоактивного загрязнения поверхностей на предприятиях атомной промышленности и энергетики
1.3. Оценка значимости основных факторов, определяющих дозы облучения персонала, выполняющего работы в условиях радиоактивного загрязнения поверхностей
1.4. Анализ относительной значимости факторов облучения персонала, обусловленного загрязнением поверхностей

Выводы по главе

Г ЛАВА 2. ПРОЦЕССЫ ПЕРЕХОДА РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ С ЗАГРЯЗНЕННОЙ ПОВЕРХНОСТИ В ВОЗДУХ

2.1. Математическое описание соотношения между уровнем

загрязнения поверхности и концентрацией радиоактивных веществ в воздухе

2.2. Разработка и обоснование методики экспериментального изучения перехода радиоактивных веществ с поверхности материалов в воздух 2.2.1 Анализ факторов, влияющих на скорость перехода радиоактивных
веществ с поверхности материала в воздух
2.2.2. Количественное описание процесса перехода радиоактивного вещества с поверхности материалов в воздух при проведении
экспериментальных исследований в специальной камере
2.2.3. Пробоотбор аэрозолей при изучении перехода радиоактивных веществ с поверхности материалов в воздух
2.2.4. Подготовка образцов для исследования, виды воздействий на поверхность образца и способы их реализации
2.2.5 порядок проведения исследований и обработки экспериментальных данных
2.3. Результаты экспериментального исследования процесса перехода радиоактивных веществ с заязиенной поверхности в воздух
2.3.1. Результаты экспериментального исследования процесса перехода плугония9 в воздух при отсутствии механических воздействий на поверхность образца
2.3.2. Результаты экспериментального исследования процесса перехода плутония9 в воздух при ударных воздействиях на поверхность образцов
2.3.3. Результаты экспериментального исследования процесса перехода плутония9 в воздух при механическом истирании поверхности образцов
Выводы по главе
ГЛАВА 3. ПРОЦЕССЫ РАСПРОСТРАНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ЗАГРЯЗНЕНИЙ. ЛОКАЛИЗАЦИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ НА ЗАГРЯЗНЕННЫХ ПОВЕРХНОСТЯХ
3.1. Разработка методики и проведение исследования процесса переноса радиоактивных веществ с загрязненной поверхности на чистую при их при контактном соприкосновении
3.2. Анализ экспериментальных данных с помощью различных математических моделей
3.3. Экспериментальное и математическое моделирование процесса контактного распространения радиоактивных веществ
3.4. Разработка и совершенствование методов лабораторных исследований локализирующей способности снимаемых полимерных покрытий
Выводы но главе
ГЛАВА 4. ДЕЗАКТИВАЦИЯ ПОВЕРХНОСТЕЙ,
ЗАГРЯЗНЕННЫХ РАДИОАКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ
4.1. Анализ зарубежного и отечественного опыта создания методов определения дезактивируемости полимерных материалов
4.2. Анализ методических приемов проведения испытаний. Выбор наиболее информативных количественных показателей
4.2.1. Количественная оценка дезактивируемости
4.2.2. Анализ характеристик дезактивируемости
4.2.3. Область распространения методик
4.2.4. Особенности проведения экспериментов по дезактивации спецодежды и других средств индивидуальной зашиты
в производственных условиях
4.2.5. Статистическая обработка результатов измерений
4.3. Разработка требований но дезактивируемости материалов для средств индивидуальной защиты
4.4. Совершенствование и оптимизация системы дезактивации СИЗ и поверхностей помещений с учетом современных требований и возможностей отечественной производственной базы
4.4.1. Анализ опыта и современных требований к организации дезактивации СИЗ
4.4.2. Разработка и испытание новых препаратов и режимов дезактивации СИЗ
4.4.3. Изучение возможности снижения объемов сточных вод спецпрачсчной
4.4.4. Оптимизация применения средств индивидуальной защиты для обеспечения радиационной безопасности персонала и снижения объема радиоактивных отходов, образующихся при дезактивации и утилизации СИЗ
4.4.5. Разработка и испытание новых препаратов и режимов дезактивации поверхностей помещений
4.4.6. Критерии для принятия решения о проведении работ по дезактивации поверхностей помещений с учетом минимизации доз облучения персонала
Выводы по главе
ГЛАВА 5. РАЗРАБОТКА И ВНЕДРЕНИЕ СРЕДСТВ ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ЗАЩИТЫ ОТ ВНЕШНЕГО БЕТА И ГАММАИЗЛУЧЕНИЯ
5.1. Особенности применения средств индивидуальной защиты
органов дыхания и кожных покровов
5.2. Разработка СИЗ от мягкого фотонного излучения
5.3. Разработка СИЗ от внешнего бстаизлучения
5.3.1. Область применения СИЗ от внешнего бетаизлучения
5.3.2. Основные принципы создания СИЗ от внешнего бетаизлучения
5.3.3. Разработка и обоснование метода расчета параметров
СИЗ от внешнего бетаизлучения
5.3.4. Пути создания СИЗ от внешнего бетаизлучения
5.4. О возможности создания СИЗ от нейтронного излучения
Выводы по главе 5
ГЛАВА 6. РАЗРАБОТКА И ОБОСНОВАНИЕ ПРИНЦИПОВ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСОНАЛА ПРИ ЛИКВИДАЦИИ ПОСЛЕДСТВИЙ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ
6.1. Основные факторы радиационного воздействия на персонал
при радиационной аварии 2
6.2 Сопоставление значимости различных факторов радиационного
воздействия на персонал при проведении работ в зоне ЧАЭС в году
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
6.4. Изучение особенностей радиоактивного загрязнения спецодежды персонала, участвовавшего в работах по ликвидации последствий аварии
на Чернобыльской АЭС
6.5. Анализ опыта организация работ но дезактивации имущества
при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС
6.6. Особенности аварий с радионуклидными источниками
6.6.1. Оценка аварийной опасности радионуклидных источников
6.6.2. Анализ радиационных последствий инцидента на Братском заводе древесноволокнистых плит
6.6.3. Анализ радиационных последствий инцидента в дер. Глазышшо Московской области
6.7. Анализ вероятных последствий террористического акта
с применением радиоактивных веществ
6. 8. Организация индивидуальной защиты персонала во время радиационной
аварии и ликвидации ее последствий
Выводы по главе 6
ВЫВОДЫ
СПИСОК ЛИТЕРАТУРНЫХ ИСТОЧНИКОВ


Кроме этого, персонал ремонтных служб, цехов участков дезактивации, персонал дозиметрических служб и некоторые другие работники работают в условиях периодически возникающего повышенного радиоактивного загрязнения поверхностей. Для предотвращения вредного воздействия радионуклидов на персонал применяются средства индивидуальной защиты. Однако главным источником радиоактивного загрязнения воздуха и поверхностей помещений является проведение ремонтных и демонтажных работ со вскрытием технологических коммуникаций. Имеющиеся данные показывают, что 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 спецпрачсчной. В таблице 1. АЭС России 1. Таблица 1. Представленные в таблице 1. В целом сопоставление отчетов по форме РТБ4 и сведений о росте объемов радиоактивных отходов на АЭС наводит на ряд вопросов, главный из которых почему при невысоких существенно меньше допустимых значений уровнях загрязнения поверхностей на объектах атомной отрасли наблюдается значительный рост объемов радиоактивных отходов Если чистота поверхностей достигнута за счет постоянно проводимых больших объемов дезактивационных работ, тогда накопление радиоактивных отходов это плата за поддержание чистоты производственных помещений. В этом случае необходимо подумать об оптимизации работ, чтобы обеспечить чистоту поверхностей при минимальном количестве радиоактивных отходов. Главным параметром оптимизации является доза облучения персонала оптимальной является такая организация работ, при которой минимальны дозы облучения всех категорий персонала, в том числе занятого переработкой и кондиционированием радиоактивных отходов. Следовательно, имеется настоятельная необходимость перехода к дозовой характеристике радиоактивного загрязнения различных поверхностей. Первым шагом является определение радионуклидного состава загрязнения поверхностей на различных объектах атомной промышленности и энергетики. Для того, чтобы определить вклад отдельных радионуклидов в состав радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и спецодежды, нами проведены исследования радионуклидного состава загрязнения поверхностей помещений и спецодежды персонала в различные периоды деятельности атомных станций нормальная эксплуатация, текущий ремонт, капитальный ремонт блока. Радионуклидный состав загрязнения поверхностей помещений, спецодежды и дополнительных СИЗ, а также сточных вод спецпрачечной коррелируют между собой. Обобщение результатов исследований, выполненных на Курской АЭС , позволило получить данные, представленные в таблице 1. Полученные результаты показывают, что радионуклидный состав загрязнения поверхностей существенно варьирует в различные периоды работы АЭС. В частности, в период проведения ремонтных работ существенно возрастает вклад г и ИЬ. В дальнейшем исследования характера загрязнения спецодежды и поверхностей помещений были проведены на Смоленской , , Кольской , , Ленинградской , , Волгодонской АЭС. Обобщение результатов этих исследований позволило получить наиболее характерный радионуклидный состав загрязнения поверхностей таблица 1. АЭС. Иной характер имеет радионуклидный состав загрязнения поверхностей АЭС, выведенных из эксплуатации. Исследования, проведенные на первой очереди Бслоярской АЭС , находящейся в стадии демонтажа, показали, что загрязнение поверхностей определяют Сб7 и Со 3. Также иной радионуклидный состав загрязнения поверхностей образуется при аварийном выбросе. В таблице 1. Чернобыльской АЭС, рассчитанный нами на основании опубликованных сведений о составе выброса , и отнормированный на и , соответственно. Таблица 1. В состав дополнительных средств индивидуальной защиты входят дополнительная пленочная спецодежда фартуки, нарукавники, полухалаты, полукомбинезоны и др. Таблица 1. Ыа ,0 час. Сг ,7 сут. Мп 2 сут. Со ,8 сут. Ре ,5 сут. Со 5,7 г. Бг Д г. ЫЬ ,2 сут. Сб4 2,1 г. Сб7 ,2 г. Се4 Рг4 4,3 сут.