CC BY
38
УДК 669.824 Краткое сообщение
ГИГИЕНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ПЕРЕХОДА ПРЕДПРИЯТИЙ ЯДЕРНО-ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА НА НОВЫЕ ТЕХНОЛОГИИ
А. В. Симаков — ФГБУ «Государственный научный центр Российской Федерации — Федеральный медицинский биофизический центр им. А. И. Бурназяна Федерального медико-биологического агентства», заведующий лабораторией, кандидат медицинских наук; Ю. В. Абрамов — ФГБУ «Государственный научный центр Российской Федерации — Федеральный медицинский биофизический центр им. А. И. Бурназяна Федерального медико-биологического агентства», ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук; З. Г. Батова — ФГБУ «Государственный научный центр Российской Федерации — Федеральный медицинский биофизический центр им. А. И. Бурназяна Федерального медико-биологического агентства», старший научный сотрудник, кандидат медицинских наук; А. С. Галузин — ФГБУ «Государственный научный центр Российской Федерации — Федеральный медицинский биофизический центр им. А. И. Бурназяна Федерального медико-биологического агентства», инженер.
HYGIENIC ASPECTS OF NEW TECHNOLOGIES USING OF THE FUEL CYCLE CENTER
A. V. Simakov — State Scientific Research Center n.a. A. I. Burnazyan — Federal Medical Biophysical Center of Federal Medical Biological Agency, Head of Laboratory, Candidate of medical sciences; Yu. V. Abramov — State Scientific Research Center n.a. A. I. Burnazyan — Federal Medical Biophysical Center of Federal Medical Biological Agency, Senior Researcher, Candidate of technical sciences; Z. G. Batova — State Scientific Research Center n.a. A. I. Burnazyan — Federal Medical Biophysical Center of Federal Medical Biological Agency, Senior Researcher, Candidate of medical sciences; A. S. Galuzin — State Scientific Research Center n.a. A. I. Burnazyan — Federal Medical Biophysical Center of Federal Medical Biological Agency, Engineer.
Дата поступления — 18.11.2013 г. Дата принятия в печать — 16.12.2013 г
Симаков А.В., Абрамов Ю. В., Батова З.Г., Галузин А. С. Гигиенические аспекты перехода предприятий ядернотопливного цикла на новые технологии // Саратовский научно-медицинский журнал. 2013. Т. 9, № 4. С. 819-821.
Цель: обоснование критериев для принятия решения о возможности использования регенерированного топлива в действующих производствах. Предложены гигиенические критерии, которыми следует руководствоваться при принятии решения о возможности и целесообразности проведения планируемого изменения технологии на предприятии ЯТЦ, его реконструкции и перепрофилировании, а также при использовании сырья с худшими радиационными характеристиками.
Ключевые слова: класс работ с открытыми источниками излучения, категория потенциальной опасности, гигиенические критерии, класс условий труда персонала.
Simakov A. V., Abramov Yu. V., Batova Z. G., Galuzin A. S. Hygienic aspects of new technologies using of the fuel cycle center // Saratov Journal of Medical Scientific Research. 2013. Vol. 9, № 4. P. 819-821.
The aim: justification of criteria for making decision on possibility of the regenerated fuel use in operating productions. Hygienic criteria have been formulated to be guided in order to make a decision on possibility and suitability to carry out planned change of technology at the enterprises of the nuclear fuel circle, its reconstruction, change the line of business, as well as usage of raw materials with worse characteristics.
Key words: class of work with unsealed radioactive sources, category of potential hazards, class of working conditions of the workers.
Введение. Стратегия развития атомной энергетики в России предусматривает переход предприятий ядерно-топливного цикла (ЯТЦ) на замкнутый цикл, т.е. широкомасштабное повторное использование урана, регенерированного из облученного ядерного топлива.
Неизбежным следствием перехода предприятий ядерно-топливного цикла на замкнутый цикл будет неуклонное, в зависимости от количества рециклов, увеличение содержания в регенерированном ядерном топливе изотопов уран-236, — 232 и трансурановых элементов, а в свежем МОКС-топливе — наличие плутония с последующим накоплением в ходе кампании трансплутониевых элементов, что может негативно влиять на радиационную обстановку в производственных помещениях АЭС при различных режимах ее эксплуатации.
Результаты радиационно-гигиенического сопровождения работ [1, 2] по изготовлению ТВЭЛов и ТВС из регенерированного урана, полученного из отработавшего топлива АЭС, показывают, что использование данного вида сырья приводит к изменению радиационной обстановки практически на всех технологических переделах.
Наличие в регенерированном сырье радионуклидов реакторного происхождения увеличивает его радиационную опасность и фактическую активность
Ответственный автор — Абрамов Юрий Викторович Адрес: 125493, г. Москва, ул. Авангардная, д. 11, кв. 126. Тел.: +79168254924 E-mail: abramov-1948@yandex.ru
радионуклидов на рабочих местах, что в отдельных случаях может приводить к изменению класса работ с открытыми источниками ионизирующего излучения.
Цель: обоснование критериев для принятия решения о возможности использования регенерированного топлива в действующих производствах.
Гигиенические критерии. При реализации любого планируемого мероприятия, которое может привести к ухудшению радиационной обстановки на предприятии ЯТЦ, следует оценивать потенциальную опасность для персонала и населения, исходя из принципов обоснования и оптимизации в целях обеспечения радиационной безопасности. Любое планируемое мероприятие, которое может привести к ухудшению радиационной обстановки на предприятии ЯТЦ, на отдельном производственном участке или в помещении, должно быть обосновано экономическими, техническими, социальными и/или другими причинами.
В качестве гигиенических критериев для принятия решения о целесообразности и/или возможности реализации планируемых мероприятий, способных привести к ухудшению радиационной обстановки на предприятии ЯТЦ, предлагаются следующие:
- прогнозируемые эффективные дозы облучения персонала с учетом максимальных неопределенностей измерения отдельных составляющих эффективной дозы, которые могут сформироваться после реализации данных мероприятий;
820
ГИГИЕНА
- прогнозируемые эквивалентные дозы облучения хрусталика глаза, кожи, кистей и стоп персонала с учетом максимальных неопределенностей измерения отдельных составляющих эквивалентных доз в отдельных органах и тканях тела, которые могут сформироваться после реализации данных мероприятий.
Для прогнозируемой средней за 5 лет эффективной дозы должно выполняться условие, полученное с учетом максимальных неопределенностей измерения соответствующих доз:
В7 +В„ + В,щтр. + -.¡§,№Вг7 + 0,250П,+ 2,25Днутр # 20мЗв/год (1)
где D — вклад внешнего гамма-облучения в годовую эффективную дозу; Dn — вклад внешнего нейтронного облучения в годовую эффективную дозу; Dвнутр — вклад внутреннего облучения в годовую эффективную дозу.
Предел суммарной прогнозируемой эффективной дозы (допустимая эффективная доза облучения персонала) будет зависеть от соотношения ее составляющих.
Для облучения кожи, кистей и стоп бета-гамма-излучением это условие имеет вид:
1.5 ■ Ор+у < 500 мЗв/год, или Ор+у < 330 мЗв/год, (2) где Ор+у — годовая эквивалентная доза облучения внешним бета-гамма-излучением.
Следовательно, если происходит облучения кожи, кистей и стоп бета-излучением, прогнозируемая эквивалентная доза 330 мЗв/год будет являться допустимой дозой, гарантирующей непревышение величины 500 мЗв/год у любого лица из числа персонала после реализации планируемых мероприятий, способных привести к ухудшению радиационной обстановки.
Для облучения хрусталика глаза бета-гамма-излучением условие записывается в виде:
1.5 ■ Ор+у < 150 мЗв/год, или Ор+у < 100 мЗв/год, (3) т.е., если происходит облучение хрусталика глаза бета-гамма-излучением, прогнозируемая эквивалентная доза 100 мЗв/год будет являться допустимой дозой, гарантирующей непревышение величины 150 мЗв/год в хрусталике глаза у любого лица из числа персонала после реализации планируемых мероприятий, способных привести к ухудшению радиационной обстановки.
Соотношения (1), (2), (3) получены при
консервативном подходе к способу определения индивидуальных доз с учетом максимальных
неопределенностей измерения отдельных
составляющих эффективной дозы и эквивалентных доз в отдельных органах и тканях тела.
В методических указаниях МУ 2.6.1.016-2000 [3] закреплено (§ 9.6), что принцип нормирования соблюден, если: Q < DL,
где Q — значение искомой величины, основанное на измерении или расчете; DL — предел нормируемой величины.
При этом
£ # ‘-1
где и — абсолютная неопределенность в единицах нормируемой величины. и = Q“акс — Q ^макс — максимальное значение, которое может принимать истинное значение измеряемой величины с вероятностью 95%); а — фактор неопределенности.
Таким образом, при определении эффективной дозы, формируемой при облучении тела внешним гамма-нейтронным излучением и вследствие внутреннего облучения, для средней за пять лет величины должно выполняться условие:
D + D + D < 20 мЗв/год,
у п внутр ^1
где D , О и D — составляющие суммарной эффек-
П у! п внутр “ 3 г ~т ~т
тивной дозы, обусловленные внешним гамма-, нейтронным и внутренним облучением соответственно.
Рассматривая случаи возможного ухудшения радиационной обстановки, следует применить консервативный подход при обязательном выполнении условия:
^ + и) <
где Q — значение искомой величины, основанное на прогностических оценках; О1_ — предел нормируемой величины; и — абсолютная неопределенность (для доверительной вероятности 95%) в единицах нормируемой величины.
Для средней за 5 лет величины эффективной дозы это требование будет записано в виде:
В7 + Б„ + Бшутр. + УБ$ + В1 + Л2нутр. # 20мЗв/год
Методические указания МУ 2.6.1.25-2000 [4] устанавливают требования к допустимым относительным значениям неопределенностей измерения индивидуального эквивалента дозы при проведении индивидуального дозиметрического контроля внешнего облучения. Индивидуальный эквивалент дозы является операционной величиной для индивидуального контроля внешнего облучения согласно § 7.3 МУ 2.6.1.016-2000 [3].
В рассматриваемом случае необходимо избежать возможной недооценки дозы, поэтому учитывать необходимо следующие значения неопределенности измерения дозы применяемыми приборами: 0,3 для гамма-облучения, 0,5 для нейтронного и бета-облучения. Для случая внутреннего облучения следует использовать максимальную неопределенность 1,5. Эти значения использованы в качестве коэффициентов в формуле (1).
Заключение. Для оценки целесообразности и/ или возможности реализации планируемых мероприятий, способных привести к ухудшению радиационной обстановки, следует спрогнозировать максимальные эффективные и эквивалентные дозы облучения персонала, которые могут сформироваться после реализации данных мероприятий.
Для прогноза максимальных эффективных и эквивалентных доз облучения персонала необходимо, применяя консервативный подход к оценкам, определить максимальные уровни воздействия радиационных факторов, которые будут присутствовать на рабочих местах персонала после реализации планируемых мероприятий.
Если прогностические оценки показывают, что после реализации планируемых мероприятий, способных привести к ухудшению радиационной обстановки, будут соблюдены приведенные выше требования, следует сопоставить прогнозируемые значения максимальных эффективных и эквивалентных доз облучения персонала с допустимыми значениями, рассчитанными на основании формул (1), (2) и (3).
Реализация планируемых мероприятий, способных привести к ухудшению радиационной обстановки, будет целесообразна и/или возможна, если прогнозируемые эффективные и эквивалентные дозы
облучения персонала будут менее допустимых, а именно:
- в случае суммарного воздействия внешнего фотонного и внутреннего облучения будет соблюдено условие (1);
- в случае воздействия только внешнего гамма-излучения эффективная доза будет менее 15,4 мЗв/ год;
- в случае воздействия только внутреннего облучения эффективная доза будет менее 8,0 мЗв/год;
- в случае воздействия бета-излучения на кожу, кисти и стопы эквивалентная доза будет менее 330,0 мЗв/год;
- в случае воздействия бета-излучения на хрусталики глаза эквивалентная доза будет менее 100,0 мЗв/год.
При этом должны выполняться следующие требования:
а) не повышать категорию потенциальной опасности предприятия ЯТЦ;
б) не повышать класс работ с открытыми источниками ионизирующего излучения;
в) не повышать класс условий труда персонала более чем на один класс [5].
Конфликт интересов не заявляется.
Библиографический список
1. Симаков А. В., Абрамов Ю. В., Петров С. В., Степанов С. В., Исаев О. В. Методические подходы к оценке вклада примесных радионуклидов в формирование величин эффективных доз облучения персонала предприятий ЯТЦ // Сборник тезисов VII международного симпозиума «Урал атомный». Екатеринбург: УО Ран, 1999. С. 3-4.
2. Симаков А. В., Абрамов Ю. В., Петров С. В., Рогож-кин В. Ю. [и др.] Прогностическая оценка изменения радиа-
ционной обстановки при изготовлении топлива для реактора ВВЭР-440 из регенерированного урана // Сборник тезисов VII международного симпозиума «Урал атомный». Екатеринбург: УО РАН, 1999. С. 5-7.
3. Методические указания МУ 2.6.1.016-2000. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования. М., 2000.
4. Методические указания МУ 2.6.1.25-2000. Дозиметрический контроль внешнего профессионального облучения. Общие требования. М., 2000.
5. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). М., 2009. 100 с.
Translit
1. Simakov A. V., Abramov Ju. V., Petrov S. V., Stepanov S. V., Isaev O. V. Metodicheskie podhody k ocenke vklada primesnyh radionuklidov v formirovanie velichin jeffektivnyh doz obluchenija personala predprijatij JaTC // Sbornik tezisov VlI me-zhdunarodnogo simpoziuma «Ural atomnyj». Ekaterinburg: UO RAN, 1999. S. 3-4.
2. Simakov A. V., Abramov Ju. V., Petrov S. V., Rogozh-kin V. Ju. [i dr.] Prognosticheskaja ocenka izmenenija radiacionnoj obstanovki pri izgotovlenii topliva dlja reaktora VVJeR-440 iz re-generirovannogo urana // Sbornik tezisov VII mezhdunarodno-go simpoziuma «Ural atomnyj». Ekaterinburg: UO RAN, 1999. S. 5-7.
3. Metodicheskie ukazanija MU 2.6.1.016-2000. Opredele-nie individual'nyh jeffektivnyh i jekvivalentnyh doz i organizacija kontrolja professional'nogo obluchenija v kontroliruemyh uslovi-jah obrashhenija s istochnikami izluchenija. Obshhie trebovanija. M., 2000.
4. Metodicheskie ukazanija MU 2.6.1.25-2000. Dozimetrich-eskij kontrol' vneshnego professional'nogo obluchenija. Obshhie trebovanija. M., 2000.
5. Normy radiacionnoj bezopasnosti (NRB-99/2009). M., 2009. 100 s.
УДК 614.72, 621.039.766:53.082.8
МЕТОД И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ ГАЗОВОЙ И АЭРОЗОЛЬНОЙ ФРАКЦИЙ РАДИОАКТИВНЫХ АЭРОДИСПЕРСНЫХ СИСТЕМ
А. Г. Цовьянов — ФГБУ «Государственный научный центр Российской Федерации — Федеральный медицинский биофизический центр им. А. И. Бурназяна Федерального медико-биологического агентства», заведующий лабораторией № 25; А. Е. Карев — ФГБУ «Государственный научный центр Российской Федерации — Федеральный медицинский биофизический центр им. А. И. Бурназяна Федерального медико-биологического агентства», инженер лаборатории № 25.
METHOD AND THE DEVICE FOR MEASUREMENT OF VOLUME ACTIVITY OF GAS AND AEROSOL FRACTIONS OF RADIOACTIVE AERO DISPERSE SYSTEMS
A. G. Tsovianov — State Scientific Research Center n.a. A. I. Burnasyan Federal Medical Biophysical Center of Federal Medical Biological Agency, Head of the laboratory; A.E. Karev — State Scientific Research Center n.a. A. I. Burnasyan Federal Medical Biophysical Center of Federal Medical Biological Agency, engineer.
Дата поступления — 18.11.2013 г. Дата принятия в печать — 16.12.2013 г
Цовьянов А.Г., Карев А.Е. Метод и устройство для измерения объемной активности газовой и аэрозольной фракций радиоактивных аэродисперсных систем // Саратовский научно-медицинский журнал. 2013. Т. 9, № 4. С. 821-824.
Цель: создание метода и устройства для дисперсного анализа и одновременного измерения объемной активности аэрозольной и газовой фракций радиоактивных аэродисперсных систем. Актуальность данной статьи обусловлена тем, что для определения объемной активности пробы, содержащей газовую и аэрозольную фракции радионуклидов, необходимо измерение их активности в обоих агрегатных состояниях, в противном случае учет активности только одной из фракций приводит к занижению оценки дозы внутреннего облучения при ингаляционном поступлении данных радионуклидов в организм человека. Предложенный метод включает в себя отделение аэрозольной фракции от газовой инерционным осаждением на каскадных элементах импак-тора, последующее химическое преобразование газовой составляющей аэродисперсной системы в дисперсную фазу путем ввода паров реагента в газовый поток и осаждение образовавшихся аэрозольных частиц на фильтре. Устройство может быть использовано в промышленности для контроля радиоактивного загрязнения воздушной среды.
