CC BY
6
кукурузой. После дождей бактериологические показатели на контроле с многолетними травами лучше, чем на контрольной пашне.
Выводы
1. Эффективность исследуемой схемы подготовки сточных вод животноводческих комплексов для орошения сельскохозяйственных угодий по бакте-
риологическим показателям составляет 88,3— 99,9%.
2. Самоочищение почвы по бактериологическим показателям происходит через 1 мес после полива с нагрузкой 300—400 м3/га осветленной фракцией животноводческих стоков.
3. Показатели ХПК, ВПК и перманганатной окнсляемости в процессе очистки стоков в отстойниках уменьшаются в 4—12 раз.
ЛИТЕРАТУРА
Влодавец В. В., Калина Г. П., Гипп Е. Г. и др. — Гнг. и сан., 1979, № 2, с. 68—69.
Вольпе И. М., Кучеренко В. Д. Практическое руководство по санитарной микробиологии. М., 1970, с. 3—86.
Ворошилов Ю. И., Ковалев Н. Г., Мальцман Т. С. — В кн.: Очистка, утилизация и влияние на природную среду сточных вод животноводческих комплексов. М., 1979, с. 3—57.
Калина Г. П. — В кн.: Всероссийское науч. мед. о-во гигиенистов и санитарных врачей. Науч.-практ. конф. Материалы. М., 1971, с. 32.
Калина Г. П. — В кн.: Методы обнаружения и количественного учета возбудителей острых кишечных заболе-
ваний во внешней среде, их поведение и выживаемость. М., 1973, с. 6—24.
Калина Г. /7., Комарова Т. Л. — Ж. микробиол., 1975, № 12, с. 542—561.
Кигель Е. М. Эксплуатация канализационных очистпык сооружений. Киев, 1978, с. 125—129.
Ковалев Н. Г., Глюков И. К., Еселевич М. М. Система удаления, переработки и применения навоза в качестве органического удобрения. М., 1977, с. 1—40.
Лурье 10. Ю., Рыбникова А. И. Химический анализ производственных сточных вод. М., 1974.
Поступила 24/1X 1979 г^
IRRIGATION OF AGRICULTURAL LANDS BY EFFLUENTS FROM ANIMAL FARMS IN THF. BELGOROD REGION • /. D. Varavin, S. A. Suchalkina, A. N. Lebedev, E. I. Le she he va, D. I. Gon
charenko, A. P. Neporozhneva
Holding effluents from livestock-breeding complexes in tion and of permanganate oxidizability decreased 4- to 12-
sedimentation tanks for a period of 9 months reduced the fold during the purification, process. Total nitrogen in the
numbers of pathogenic organisms in these waters by 88.3 to effluents decreased two-fold. Sanitary indicator organisms
99.9%. The indices of chemical and biologic oxygen consump- regained their numbers in the irrigated areas within a month.
УДК BI3.e:l62l.31 1.25:621.039
Г. M. Пархоменко
АКТУАЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ ГИГИЕНЫ ТРУДА НА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ
Решениями XXV съезда КПСС предусматривается значительный рост энергетического потенциала нашей страны. Быстро растущие потребности в электроэнергии при ограниченных гидроэнергетических ресурсах и запасах органического топлива обусловливают преимущественное развитие атомной энергетики в европейской части страны. Продолжается строительство новых блоков на ранее построенных и эксплуатируемых АЭС. Создаются реакторы, мощность которых достигает 1,5 млн. кВт. Разрабатывается большая программа по использованию атомной энергии для теплофикации крупных городов.
В связи с этим изучение и оценка возможного влияния профессиональных факторов на персонал .АЭС являются важной медико-биологической задачей. Возникновение в процессе эксплуатации ядерных реакторов (ЯР) ионизирующей радиации
определяет потенциальную опасность условий труда. Однако предусмотренные проектами и реализованные при строительстве системы санитарно-технических мероприятий значительно снижают радиационное воздействие и фактически обеспечивают при работе персонала уровни ионизирующих излучений ниже допустимых, принятых действующими нормами радиационной безопасности (НРБ-76), а также позволяют практически исключить аварии, представляющие реальную угрозу здоровью персонала.
Для оценки воздействия излучения на персонал в настоящее время наряду с индивидуальными дозами облучения определяется и коллективная доза, под которой понимают взвешенное произведение индивидуальных доз на число индивидуумов. При прогнозировании облучаемости используется также термин «нормализованная коллективная доза» (нормализованная ожидаемая коллективная доза), от-
несенная к единичной выработанной электроэнергии.
По данным Комитета по контролю за использованием ядерной энергии США, в 1975 г. средняя численность персонала 44 функционирующих АЭС с ЯР с водным замедлителем составила 578 человек на реактор, а средняя доза облучения, полученная этими людьми,— 0,8 бэр (Murphy и соавт.; Poulheim и Klucke). Отмечается повышение коллективных и индивидуальных доз облучения по мере старения реакторов. Коллективная доза на персонал ЯР (средняя) в 1975 г. была равна 457 человеко-бэр, а в 1976 г. повысилась до 505 человеко-бэр. На отдельных ЯР этот показатель был выше. Так, на АЭС «Индиан Пойн-1»и «Ин-диан Пойн-2» в 1973 г. было занято 3000 человек, а уровень радиационного воздействия составил 5134 человеко-бэр, на АЭС «Миллстоун-1» в 1975 г. с численностью персонала 2587 человек — 2022 че-ловеко-бэр. Анализ данных за 1975 г. для 30 АЭС с ЯР с водным замедлителем показал, что 664 человека подверглись производственному облучению, из них лишь 9 — в дозе 5 бэр, а у 66 % полученная доза не превышала 1 бэр.
Hecht (ФРГ) обобщил опыт изучения профессионального облучения персонала на 4 АЭС с водным теплоносителем, эксплуатируемых 3—8 лет. На каждой станции занято 120—190 человек, но в период проведения ремонтных работ привлекается дополнительный персонал. С увеличением мощности реактора доза облучения персонала на 1 МВт/год выработанной энергии уменьшается, а с увеличением времени эксплуатации — возрастает. При обычных операциях поглощенная доза составляет от 4 до 24 человеко-бэр/год, при ремонте и перегрузке возрастает. Среднее удельное значение поглощенной коллективной дозы по всем станциям равно 1,2 человеко-бэр/МВт/год.
Установлено влияние срока эксплуатации АЭС на годовую коллективную дозу облучения. Для всех АЭС, имеющих реакторы с кипящей водой, отмечено ежегодное увеличение в 2—3 раза доз в течение первых 3—4 лет, после чего темп роста существенно замедлялся. Облучение связано главным образом с проведением ремонтных работ и обусловлено накоплением радиоактивных веществ в трубах насосов, вентилях и др. Основной вклад в годовую коллективную дозу облучения персонала большинства реакторов под давлением вносят операции по осмотру и ремонту парогенераторов.
Многолетние научные исследования и санитарно-гигиенический контроль на советских АЭС показал, что в зонах строгого режима уровни излучения не превышают установленных предельно допустимых, а на АЭС с реакторами ВВЭР-440 они чаще значительно ниже. Фактическое облучение большинства профессиональных групп составляет 0,5—1 бэр/год, а суммарная поглощенная доза у ремонтных рабочих ниже 5 бэр (А. И. Бурназян).
В основном персонал подвергается облучению при различных ремонтных работах: планово-про-
филактических осмотрах и ремонте технологического оборудования, ревизии и замене отдельных его элементов, частичной перегрузке ядерного горючего и модернизации реактора. В период нормальной эксплуатации АЭС нейтронное излучение в помещениях центральных залов равно . сотым долям допустимого. Концентрации радио- > активных аэрозолей в воздушной среде незначительны, вследствие чего накопление радионуклидов в организме составляет десятые и сотые доли допустимых.
По данным И. Г. Архангельской и соавт., годовое поступление радионуклидов в организм составляет 1/300—1/15, а содержание в организме достигает 1/10—1/200 допустимого.
Рои1Ье1ш и К1иске чаще всего обнаруживали в организме персонала, обслуживающего АЭС в Райнсберге, в0Со, что соответствует также результатам анализов воздуха и исследования коррозионных слоев. В 67% случаев в теле Со было лишь 10 нКи, в 31 % — от 10 до 49 нКи и только в 5—100 нКи. 61Сг был впервые определен после 6 периодов ревизии. Среднее облучение для 1 лица составило 175 мбэр за 12 мес для легких и 5 мбэр — для всего тела (в0Со и мМп).
Известно, что реакторам на быстрых нейтронахц (бридерам) принадлежит большое будущее, поскольку ядерного горючего (239Ри) в процессе работы реактора на быстрых нейтронах образуется больше, чем сгорает. Происходит расширенное воспроизводство горючего. Каждый реактор на быстрых нейтронах, помимо энергии, дает еще в виде продукции новое горючее для создания других реакторов.
В настоящее время принято решение о сооружении во Франции общими усилиями энергетических компаний европейских стран энергетического реак-тора-размножителя мощностью 1200 МВт электроэнергии, названного «Суперфеникс». Его предшественниками были экспериментальный реактор «Рапсодия» на 40 МВт тепловой энергии, построенный в 1967 г., и демонстрационная энергетическая ' установка «Феникс» мощностью 250 МВт, вырабатывающая электроэнергию с 1974 г. Строительство реакторов на быстрых нейтронах планируется также в Англии, Японии и США. В Советском Союзе успешно эксплуатируется реактор на быстрых нейтронах БН-350 и создается АЭС с реактором мощностью 600 МВт.
Эксплуатация реактора на быстрых нейтронах во Франции («Феникс») показала его высокую безопасность. За 2 года работы аварийных ситуаций не наблюдалось. Персонал «Феникса» за год получил коллективную дозу 2,8 человеко-бэр, что составляет в среднем 0,01 бэр в год на человека, а максимальная годовая индивидуальная доза равна 0,26-бэр. Основная опасность бридеров связана с переработкой облучаемого топлива, когдг^ в 1 т содержится 26 кг актинидов и 24 кг 'Ри.™ Опыт эксплуатации реактора БН-350 в Советском Союзе свидетельствует также о благоприятной
радиационной обстановке для персонала. За 5 лет эксплуатации не было протечек натрия и контакта его с ядерным топливом. Максимальная доза облучения одного работающего за год не превышает 1,16 бэр (Д. С. Юрченко и Г. Б. Померанцев). I На реакторах, работающих на быстрых нейтронах, новым мало изученным фактором радиационного воздействия является активация Na, используемого в качестве теплоносителя. По данным И. А. Ефимова и соавт., В. И. Поликарпова и соавт., активность 24Na в контуре очень высока и может увеличиваться за счет активации продуктов коррозии (®°Со, мМп, I82Ta, ;'9Fe, а1Сг), входящих в состав нержавеющей стали. При увеличении содержания кислорода в Na увеличивается скорость коррозии, она уменьшается при повышении температуры и введении в Na ингибиторов (Ва). На реакторе «Феникс» концентрация "Na и 24Na в 1976 г. была в I контуре 2,2-10~4 и 6 Ки/кг, во II контуре — Ю-8 и 7-Ю-7 Ки/кг соответственно.
Наибольшую радиационную опасность представляет попадание в Na плутония. Экспериментальные данные свидетельствуют о том, что плутоние-во-натриевый аэрозоль обладает в сотни раз боль-м шей способностью к адсорбции, чем нерастворимые соединения Ри (например, его двуокись). Это объясняется дезинтеграцией аэрозолей и образованием устойчивых коллоидов очень малых размеров (Verna).
При нормальной эксплуатации реактора на быстрых нейтронах поступление в воздушную среду паров Na, загрязненного Ри, практически исключается, однако этот фактор должен быть в сфере внимания врачей-гигиенистов и работников дозиметрических служб при проведении ремонтных работ и аварийных ситуациях.
Решениями XXV съезда КПСС предусматриваются широкая модернизация промышленных предприятий и установок, освоение новых техно-^ логических процессов, современного оборудования, дальнейшая автоматизация и механизация производств. Этот процесс охватывает и атомную энергетику. Планируется широкое развитие АЭС с использованием различных типов реакторов, внедрение сложных технологических схем, новых типов оборудования и защитных приспособлений. Одновременно планируются мероприятия по оптимизации условий труда.
Проектирование новых предприятий требует своевременного научного прогнозирования гигие-
нических условий труда с количественной оценкой защитных и санитарно-технических средств, необходимых для приведения этих условии к нормативным. Гигиенические исследования призваны способствовать преобразованию условий труда на АЭС, предупреждать развитие профессиональных заболеваний и создавать условия для хорошего самочувствия и высокой работоспособности персонала.
В связи с этим весьма важным является дальнейшее углубленное изучение факторов радиационного воздействия и особенностей формирования дозовых нагрузок на персонал, обслуживающий АЭС с основными типами реакторов: ВВЭР-440 и 1000, РБМК, БН, а также АТЭЦ и ACT в различные периоды их эксплуатации.
Проведение этих исследований должно идти параллельно с решением вопросов оптимизации радиометрического и дозиметрического контроля, усовершенствования и унификации методов регистрации и оценки радиационных факторов и уровней облучения персонала, особенно в период перегрузки ядерного горючего и ремонтных работ, четкого учета индивидуальных и коллективных доз. Нуждаются в гигиенической оценке новые типы планировочных решений, оборудования, защитных покрытий, вентиляционных устройств.
При разработке конструктивных и технологических параметров защитного оборудования и средств управления важно также учитывать рациональное размещение оборудования и средств дистанционного проведения рабочих операций, обеспечение соответствия объема и характера поступающей информации, функциональной способности ее восприятия.
Большое значение приобретают профессиональный отбор и разработка научных основ профессиональной ориентации молодежи. Одной из первоочередных задач является создание научно обоснованных нормативов, обеспечивающих благоприятные условия труда на АЭС, оптимальное сочетание величины физических и нервно-психических нагрузок, особенно на пультах управления и ремонтных радиационно-опасных работах.
Для выявления влияния профессиональных факторов, организации и режима труда на здоровье и работоспособность персонала весьма важно изучение функциональных реакций организма и производственного утомления, материалов периодических медицинских осмотров и заболеваемости с временной утратой трудоспособности.
ЛИТЕРАТУРА
Архангельская И. Г., Воробьев А. М., Егорова М. С. —
Гиг. и сан.. 1976, № 3, с. 45—49. Бчрназян А. И. — Атомная энергия, 1975, т. 39, № 3, Ч с. 167—172.
Ефимов И. А. и др. — Там же, 1977, т. 42, № 3, с. 224— 226.
Контроль герметичности тепловыделякщих элементов./
Поликарпов В. И., Филонов В. С., Чубакова О. В. и др. М.. 1962. Hecht G. — Atomkernenerßie. 1977, Bd 30, S. 290 -292. Murphy Т. D., Dai/ern N. /., Bland I. S. et al. — Niicl.
Saf.. 1977, v. ¡8, p. 365—370. Verna В. I. — Atomkernenerßie, 1977, Bd 30, S. 282—286.
Поступил« 2S/IX 1979 r.
CURRENT PROBLEMS OF OCCUPATIONAL HYGIENE AT ATOMIC POWER STATIONS G. M. Parkhomenko
The experience with the operation of atomic power stations indicates that the radiation exposure of their personnel is maintained at levels well below the maximal permissible ones. The use of various types of thermal and fast-ncutrol reactors makes it necessary to study and take into consideration all possible factors of both of radiational and
nonradiational nature. Such studies should be conducted in parallel with the optimization of radiation monitoring and accurate registration of exposure levels, particularly during periods of repair work. If radiation safety at the stations is to be maintained, scientifically sound sanitary and technical measures have to bo implemented at the design, construction, and operation stages.
УДК 613.481:613.99] «324»
Проф. Р. Ф. Афанасьева, канд. мед. наук Л. Л. Басаргина
ФИЗИОЛОГО-ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ К ЖЕНСКОЙ ОДЕЖДЕ ДЛЯ РАЙОНОВ ХОЛОДНОГО КЛИМАТА
Центральный научно-исследовательский институт швейной промышленности, Москва
При разработке женской зимней одежды мы исходим из следующего. Комплект должен включать пальто и брюки, так как с помощью одного пальто невозможно защитить организм от охлаждения (Р. Ф. Афанасьева). Пальто должно быть снабжено конструктивными элементами, ограждающими пододежное пространство от попадания наружного холодного воздуха (напульсниками, меховыми манжетами, ветрозащитным клапаном по линии застежки, капюшоном, отороченным длин-новорсовым мехом), и изготовляться из материалов, имеющих воздухопроницаемость, соответствующую наиболее вероятной скорости ветра в районах его эксплуатации.
Разработка зимней женской одежды включала следующие этапы: расчет необходимого термического сопротивления одежды и толщины пакета материалов, выбор материалов необходимой толщины и воздухопроницаемости для обеспечения заданного термического сопротивления одежды, создание модели комплекта и изготовление изделий, физиолого-гигиеническую оценку изделий в микроклиматической камере и натурных условиях, разработку технической документации на изготовление женской зимней одежды.
При расчете термического сопротивления комплекта одежды (/?сум) мы учитывали как практическую возможность изготовления одежды с заданными теплозащитными показателями, так и особенности терморегуляции женщин. При разработке одежды для холодных районов (II климатическая зона) 1 мы исходили из того, что непрерывная продолжительность пребывания вне помещения составляет 1 ч и по истечении этого времени женщины оценят свои теплоощущения как «комфорт» и «слегка прохладно» с дефицитом тепла в организме 121-103Дж (29 ккал) и средневзвешенной температурой кожи (при уровне энерготрат «=.196 Вт) 31,8±0,8 °С (Р. Ф. Афанасьева).
1 Включает резко континентальные районы Пред-
уралья, Западной Сибири, Предбайкалья и Забайкалья
(Ю. В. Вадковская и соавт.).
Однако при создании одежды для особо холодных районов (I климатическая зона) 2 на эти показатели ориентироваться не представляется возможным ввиду технической сложности создания одежды с требуемым термическим сопротивлением (Р. Ф. Афанасьева).
Результаты расчетов показали, что примени- ц тельно к I климатической зоне можно создать одежду, в которой женщины до появления тепло-ощущений «слегка прохладно», «прохладно» могут находиться вне помещения 40 мин. Указанным теплоощущениям соответствуют дефицит тепла в организме, равный 12Ы 08—208-103 Дж (30— 50 ккал), и средневзвешенная температура кожи 30,6—29,6 °С (умеренная степень напряжения терморегуляции) 3.
Термическое сопротивление одежды определяли по методике, изложенной нами применительно к мужской одежде (Р. Ф. Афанасьева), с учетом рекомендаций по допустимой степени охлаждения женщин (Р. Ф. Афанасьева).
Поправку на снижение термического сопротивления одежды в 1Б и II климатических зонах при наиболее вероятной скорости ветра 1,3 и 3,6 м/с определяли, исходя из минимальной воздухопроницаемости существующих материалов, равной 40,0±4,0 дм3/м2-с.
Однако применительно к 1А климатической зоне при наиболее вероятной скорости ветра 6,8 м/с требующийся уровень термического сопротивления может быть достигнут лишь в случае меньшей воздухопроницаемости пакета материалов (7— 10 дм3/м2-с), т.е. при использовании специального ветрозащитного материала, размещаемого непосредственно под верхней тканью.
2 Эта климатическая зона включает Арктические острова, яобережье Северного Ледовитого океа-на, восточную часть тундры (район 1а), внутриконтинентальные районы Восточной Сибири, Камчатку и Северный Сахалин (район 16)
'Определяется из полученного нами vpaвнeния: 'с 1.= 33,34 — 0.0335 М (±1 °С), где М — э'нерготраты (в Вт), 5— поверхность тела (в м*).
