CC BY
67
гиена и санитария. 2017; 96(9)
DOI: http://dx.doi.org/10.18821/0016-9900-2017-96-9-818-821 Оригинальная статья
International Basic Safety Standards. General Safety Requirements No. GSR Part 3, IAEA: Vienna (2014) and safety of radiation sources: international basic safety standards. GSR Part 3. Vienna: International Atomic Energy Agency; 2014. (in Russian)
27. Radiation Safety Standards NRB-99/2009. Sanitary regulations and standarts 2.6.1.2523-09. Moscow; 2009. (in Russian)
28. Uyba V.V., Samoylov A.S., Shandala N.K., Romanov V.V. Radiation Protection and Health of Nuclear Workers and the Population Living in the Vicinity of the Russian Radiation Hazardous Facilities. In: Proceedings of the Plenary Meeting of the Opening of X Russian Scientific Conference «Radiation Protection and Radiation Safety in Nuclear Technologies»
29.
30.
[Materialy dokladov Plenarnogo zasedaniya otkrytiya X Rossiyskoy nauc-hnoy konferentsii «Radiatsionnaya zashchita i radiatsionnaya bezopasnost' v yadernykh tekhnologiyakh»]. Moscow-Obninsk; 2015. (in Russian)
Lyaginskaya A.M., Petoyan I.M., Osipov V.A., Ermalitskiy A.P., Kiselev S.M., Akhromeev S.V., et al. State of Health of the Population Living in the Vicinity of the Enterprise for radioactive Waste management FEC DalRAO. Meditsinskaya radiologiya i radiatsionnaya bezopasnost'. 2016; 61(2): 30-45. (in Russian)
IAEA International Forum on the Regulatory Supervision of Legacy Sites. TECDOC. Vienna: IAEA; 2016. „ „„ n/t,,
Поступила 20.06.17 Принята к печати 05.07.17
О КОЛЛЕКТИВ АВТОРОВ, 2017 УДК 614.7:621.039.7
Лащенова Т.Н.1, Семеновых С.В.2, Ермаков А.И.2
ОБЕСПЕЧЕНИЕ ТРЕБОВАНИЙ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РАДИАЦИОННО ОПАСНЫХ ОБЪЕКТОВ
'ФГБУ ГНЦ РФ ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России, 123182, Москва; 2АО «Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности», 115409, Москва;
В данной статье рассматривается опыт проведения работ по рекультивации объектов и территорий, загрязнённых техногенными альфа-излучателями. В работе рассматриваются основные критерии контроля радиационнобезопасного состояния помещений, приводится обоснование остаточной активности для дезактивации, контрольных уровней для контроля загрязнения техногенными альфа-излучателями рабочих поверхностей, обоснование критериев приемлемости радиационнобезопасного состояния зданий.
Ключевые слова: радиационное обследование, контрольные уровни, дезактивационные работы, критерии приемлемости радиационно безопасного состояния помещений.
Для цитирования: Лащенова Т.Н., Семеновых С.В., Ермаков А.И. Обеспечение требований радиационной безопасности при выводе из эксплуатации радиационно опасных объектов. Гигиена и санитария. 2017; 96(9): 818-821. DOI: http://dx.doi.org/10.18821/0016-9900-2017-96-9-818-821
Для корреспонденции: Лащенова Татьяна Николаевна, д-р биол. наук, канд. хим. наук, ФГБУ ГНЦ РФ ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России, 123182, Москва. E-mail: [email protected].
Lashchenova T.N.1, Semenovykh S.V.2, ErmakovA.I.3
PROVISION OF RADIATION SAFETY REQUIREMENTS FOR DECOMMISSIONING RADIATION-DANGEROUS OBJECTS FROM OPERATION
A.I. Burnazyan Federal Medical Biophysical Centre, Moscow, 123182, Russian Federation;
2Scientific and Technical Center of Radiation Chemical Safety and Hygiene, Moscow, 123103, Russian Federation;
In this article there is considered the experience of carrying out works on the reclamation of objects and territories contaminated by technogenic alpha emitters. The paper presents main criteria for monitoring the radiation safety of premises, provides a rationale for the residual activity for decontamination, control levels for control ofpollution by technogenic alpha emitters of working surfaces, andjustification of the criteria for the acceptability of radiation-safe buildings.
Keywords: radiation survey; control levels; decontamination works; criteria for acceptability of radiation-safe state ofpremises.
For citation: Lashchenova T.N., Semenovykh S.V., Ermakov A.I. Provision of radiation safety requirements for decommissioning radiation-dangerous objects from operation. Gigiena i Sanitaria (Hygiene and Sanitation, Russian journal) 2017; 96(9): 818-821. (In Russ.). DOI: http://dx.doi.org/ 10.18821/0016-9900-2017-96-9-818-821
For correspondence: Tatyana N. Lashchenova, MD, PhD, Dsci., A.I. Burnazyan Federal Medical Biophysical Centre, Moscow, 123182, Russian Federation. E-mail: [email protected]
Conflict of interest. The authors declare no conflict of interest. Acknowledgement. The study had no sponsorship. Received: 20 June 2017 Accepted: 05 July 2017
Опыт вывода из эксплуатации таких ядерных и радиационно опасных объектов (ЯРОО), как большие здания и сооружения, тем более расположенные в таком густонаселённом мегаполисе, как Москва, недостаточен.
При практическом выполнении в 2014-2015 гг вывода из эксплуатации радиационно опасного объекта корпуса «Б» АО «ВНИИНМ» накоплен большой объём наработок, связанных с обеспечением требований радиационной безопасности при организации и проведении работ, которые систематизированы и представлены в этой статье.
Объём таких работ будет увеличиваться с каждым годом. За 65-летний срок развития атомной отрасли объекты, которые были запущены в эксплуатацию первыми, начинают заканчивать свой жизненный цикл и нуждаются в выводе из эксплуатации. Предстоящий объём работ по выводу из эксплуатации ЯРОО представлен в Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016-2020 годы и на период до 2030 года». Важность научного и методического обеспечения этих работ является бесспорной, актуальность не вызывает сомнения и является целью данной работы.
Программа радиационного обследования помещений здания, выводимого из эксплуатации, направлена на контроль непревышения допустимых уровней радиоактивного загрязнения и мощности дозы, установленных в НРБ-99/2009 [1] и ОСПОРБ-99/2010 [2]. Применительно к контролю строительных конструкций исходили из того, что в них не должно быть превышено содержание радионуклидов с учётом перспективы их сноса и удаления отходов в качестве общепромышленных.
Контрольные уровни плотностей потоков а- и в-излучения после проведения дезактивационных работ
В соответствии с п. 3.11.2 ОСПОРБ-99/2010 [2] не допускается нефиксированное (снимаемое) радиоактивное загрязнение поверхности материалов, изделий, транспортных средств и помещений, предназначенных для использования в хозяйственной деятельности, превышающее 0,4 Бк/см2 для бета-излучающих и 0,04 Бк/см2 для альфа-излучающих радионуклидов. Указанные значения поверхностной активности использовались в качестве контрольных уровней нефиксированного (снимаемого) радиоактивного загрязнения поверхностей помещений (см. таблицу) после проведения дезактивационных работ, при достижении которых дальнейшее снижение поверхностного радиоактивного загрязнения путем дезактивации нецелесообразно.
Из консервативных соображений все значения радиоактивного загрязнения, измеренные прямым приборным методом, целесообразно отнести к значениям нефиксированного (снимаемого) радиоактивного загрязнения.
Контрольный уровень МАЭД гамма-излучения после проведения дезактивационных работ
Учитывая специфику радиоактивного загрязнения (наличие трансурановых радионуклидов, не имеющих легко регистрируемого гамма-излучения), в качестве величины контрольного уровня МАЭД «надфонового» (обусловленного только техногенными источниками) гамма-излучения в помещениях корпуса Б ОАО «ВНИИНМ» после проведения дезактивационных работ принималась величина 0,06 мкЗв/ч. При достижении указанного контрольного уровня МАЭД гамма-излучения дальнейшая дезактивация поверхностей и строительных конструкций для снижения МАЭД гамма-излучения считалась нецелесообразной.
Выбор в качестве контрольного уровня МАЭД гамма-излучения значения 0,06 мкЗв/ч, используемого в соответствии с ОСПОРБ-99/2010 (табл. 3.3.1) при проектировании защиты от внешнего излучения для категории облучаемых лиц «население», обеспечивает возможность участия работников, не являющихся персоналом, в работах по демонтажу здания корпуса «Б», предварительно очищенного от радиоактивного загрязнения до уровней, допускающих вывоз демонтированных конструкций здания в качестве общепромышленных отходов.
Предельная остаточная удельная активность а-излучающихрадионуклидов в отходах
В качестве контрольного уровня удельной активности техногенных альфа-излучателей в отходах, непревышение которого гарантирует возможность их утилизации по нормам и правилам, применяемым для общепромышленных отходов, была рекомендована величина суммарного содержания 241Ат и альфа-излучающих радионуклидов плутония в грунтах, строительном мусоре, металлических изделиях 400 Бк/кг, характеризующая нижнюю границу отнесения отходов к очень низко активным отходам:
400 < X Ауджи. < 1000 Бк/кг,
где Ауц.тщ - удельные активности альфа-излучающих радионуклидов трансурановых элементов в строительных конструкциях внутри помещений корпуса «Б».
Обоснование данного значения провели на основе анализа литературных данных и оценки возможных доз облучения населения при проведении работ [3].
DOI: http://dx.doi.org/10.18821/0016-9900-2017-96-9-818-821
Original article
Контрольные уровни нефиксированного (снимаемого) радиоактивного загрязнения
Объект загрязнения
Контрольные уровни радиоактивного загрязнения после проведения дезактивационных работ
Бк/см2 (а-част./(см2^мин))
Бк/см2 ф-част./(см2^мин))
Поверхности материалов, изделий, транспортных средств и помещений, предназначенных для использования в хозяйственной деятельности
0,04 (1,2)*
0,4 (12)*
Примечание. * - Документ Роспотребнадзора от 04.04.2014 «Об организации работы по реализации Постановления Главного государственного санитарного врача РФ от 16.09.2013 г. № 43. Пояснения к изменениям № 1 ОСПОРБ-99/2010 и изменениям № 2 СПОРО-2002» (п. 9) «...следует учитывать, что поверхностное радиоактивное загрязнение 0,4 Бк/см2 соответствует 12 част./(см2^мин), а 0,04 Бк/см2 - 1,2 част./(см2^мин) (М1р://37. rospotrebnadzor.ru/document/3337/).
Критерии приемлемости радиационно безопасного состояния помещений и контрольные уровни радиационных факторов в помещениях с учётом значений средне-фоновых показателей
Критерии приемлемости радиационно безопасного состояния помещений устанавливались с учётом среднефоно-вых значений радиационных показателей - значений мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения, плотностей потоков альфа- и бета-излучения и их стандартных отклонений (Рф, Офу, Нф, Офа, ^ф, Офр, Аест, Оест) и значений вышеприведенных контрольных уровней. Критерием приемлемости помещений по результатам измерения контролируемых радиационных величин в любой точке помещения является непревышение значений контрольных уровней с учётом среднефоновых показателей.
Измерения фоновых значений мощностей амбиентного эквивалента дозы в помещениях
Места измерений среднефоновых значений МАЭД определяют исходя из предварительно полученных данных радиационных обследований помещений.
Для оценки фоновых значений отбирают «условно-чистые» помещения на каждом этаже (не менее трёх), в которых МАЭД находится в диапазоне 0,1-0,3 мкЗв/ч.
В этих помещениях проводят детальную гамма-съемку по прямоугольной сетке размером 1 х 2 м. Измерения проводятся на расстоянии 0,1 м от исследуемой поверхности (пол, стены).
Среднефоновое значение МАЭД в каждом помещении определяют по формуле:
1 N
Р = — У Р
Р ф' N V ' (1)
где Рф/ - среднефоновое значение МАЭД по г'-тому помещению, мкЗв/ч; Р/ - измеренная мощность амбиентного эквивалента дозы в '-той точке помещения, мкЗв/ч; N - число точек измерений в помещении.
Среднее значение МАЭД по М помещениям оценивается как:
1 м _
Р = 1 У Р
Р ф М 1 ф' (2)
где Рф - среднефоновое значение МАЭД у-излучения по результатам измерения в М помещениях, мкЗв/ч; М - количество помещений, в котором определяются фоновые значения МАЭД.
]][игиена и санитария. 2017; 96(9)
DOI: http://dx.doi.org/10.18821/0016-9900-2017-96-9-818-821 Оригинальная статья
Среднеквадратическое отклонение величины рассчитывают по формуле:
■г.
X (рф - Рф)1
ф фу
(3)
М (М- 1)
Оценку значений МАЭД осуществляют с помощью приборов, имеющих нижний диапазон измерения мощности ам-биентного эквивалента дозы 0,03 мкЗв/ч.
Измерение фоновых значений плотностей потоков альфа- и бета-излучения
Оценку средних фоновых значений так же как и для гамма-фона осуществляют в «условно-чистых» помещениях на каждом этаже, где потоки а-частиц находятся в пределах 0,1 ^ 1,0 мин-1см-2 и р-частиц в пределах 1 -^10 мин-1см-2 соответственно.
Измерения проводят по сетке 1 х 2 м (обследуют пол, потолок, стены). Среднефоновые значения и среднеква-дратические отклонения рассчитывают по формулам, аналогичным формулам (1)-(3), в которые вместо измеренных значений МАЭД гамма-излучения подставляют измеренные значения плотностей потоков альфа- и бета-излучения. Полученные среднефоновые значения плотностей потоков альфа-излучения ^ф и ^ф с учетом неопределенностей их измерения 2афа и 2афр используют при оценке радиационной безопасности помещений после проведения дезактивационных работ. Измерения плотностей потоков альфа-излучения и бета-излучения должны осуществлять с помощью радиометров с диапазоном измерения плотности потока альфа-частиц 0,1 ^ 105 мин-1см-2 и диапазоном измерения плотности потока бета-частиц 1 ^ 5Ч05 мин-1см-2 .
Измерение фоновых значений удельных активностей радионуклидов
Для оценки содержания остаточной удельной активности природных и техногенных радионуклидов в помещениях работы проводят в два этапа.
На первом этапе следует определить удельную активность радионуклидов с помощью передвижного у-спектрометра с коллимированным детектором непосредственно в помещениях, отвечающих следующим критериям:
- величина МАЭД - 0,1 ^ 0,3 мкЗв/ч;
- плотность потока альфа-частиц - 0,1 ^ 1,0 мин-1см-2;
- плотность потока бета-частиц - 1 ^ 10 мин-1см-2 .
Измерения удельной активности проводят на полу и на
стенах. Выбор точек производится методом «конверта» (получают 5 точек в помещении). Затем рассчитывают средние значения Ауд .
Работы проводят на каждом этаже и в подвальном помещении.
На втором этапе проводят оценку удельных активностей радионуклидов в строительных конструкциях (стены и полы) после их дезактивации лабораторными методами анализа.
Отбор проб осуществляют путем бурения шурфов на глубину 50-70 мм. Количество проб в каждом из выбранных на первом этапе помещений должно быть не менее трех на каждую стену и пол. Отобранные пробы помещают в двойной полиэтиленовый пакет и передают в независимую лабораторию радиационного контроля, имеющую аттестат аккредитации.
Удельную активность бета- и альфа-излучающих естественных радионуклидов в керне определяют радиометрическими, радиохимическими и спектрометрическими методами согласно утверждённым методикам. Полученные средние значения удельной активности альфа-излучателей естественного происхождения - Аест и неопределённости их измерения - аест, определяемые по формулам, аналогичным формулам (1)-(3), используют при оценке эффективности дезактивационных работ, а соотношения вида
«суммарная активность альфа-излучателей»/«суммарная активность бета-излучателей» используются для определения «избытка» альфа-излучателей в пробах из загрязненных помещений.
Установление радиационно безопасного состояния помещений по результатам измерения мощностей амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения
Измерения МАЭД гамма-излучения при радиационном обследовании выполняются для:
- оценки суммарного значения МАЭД гамма-излучения для радионуклидов естественного и техногенного происхождения в помещениях объекта, выводимого из эксплуатации;
- проверки соответствия измеряемых значений МАЭД в каждой точке контроля значению контрольного уровня и критерию приемлемости помещений с учетом среднефоно-вых показателей;
- выявления участков возможного локального и равномерного загрязнения радионуклидами у-излучателями.
Выбор места проведения гамма-съемки определяют согласно схеме радиационного контроля помещений. Необходимо в первую очередь обследовать помещения, в которых на стадии радиационного обследования, предшествовавшей проведению дезактивационных работ, регистрировали максимальные значения МАЭД гамма-излучения.
Суммарная площадь помещений, подлежащих обследованию, определяют по формуле:
я = X Si
(4)
где Si - площадь г'-того помещения, в котором проводили работы с трансурановыми элементами, санпропускники и другие помещения «грязной» зоны; т - общее количество помещений.
В каждом помещении Si производят измерения не менее чем в 5 точках контроля пола и стен и не менее, чем в 2 точках контроля в шурфах, пробуренных внутри полов и стен на глубину 5-10 см. В каждой точке контроля проводят не менее 5 измерений. Материал, извлечённый при бурении каждого шурфа, собирают как отдельную пробу, помещают в двойной полиэтиленовый пакет и маркируют.
Среднее значение МАЭД гамма-излучения в каждой точке контроля определяется по формуле:
1 п
Р =— X Р
Р ' П =55 ц (5)
где Р1 - среднее значение МАЭД в ьточке контроля, мкЗв/ч; Рц - значение МАЭД гамма-излучения, измеренное в г'-той точке контроля приц-том измерении, мкЗв/ч; п - количество измерений МАЭД в г'-той точке контроля.
Если по результатам обследования выполняется условие непревышения среднего значения МАЭД в точке контроля над величиной контрольного уровня с учётом среднефонового значения, то это помещение соответствует требованиям норм радиационной безопасности по величине МАЭД гамма-излучения.
Если по результатам обследования установлено превышение контрольного уровня с учётом среднефонового значения, то в помещении проводятся дополнительные измерения содержания удельной активности строительных материалов с помощью передвижного гамма-спектрометра с детектором из особо чистого германия и коллиматором для установления причины повышенных значений МАЭД (за счет естественных или техногенных радионуклидов).
В случае установления в строительных материалах повышенных значений содержания техногенных радионуклидов, приводящих к превышению контрольного уровня, производят дезактивацию выявленных участков загрязнения, затем повторные измерения значений МАЭД.
При необходимости операцию повторяют и доводят помещение до соответствия требованиям радиационной безопасности.
Установление радиационно безопасного состояния помещений по результатам измерения уровней поверхностного радиоактивного загрязнения
Измерения уровней поверхностного радиоактивного загрязнения альфа- и бета-излучателями выполняются для:
- проверки соответствия измеряемых значений плотностей потоков альфа- и бета-излучения в каждой точке значениям контрольных уровней и критериям приемлемости помещений с учётом среднефоновых показателей;
- выявления участков возможного локального и равномерного загрязнения радионуклидами у-излучателями.
Как и при контроле МАЭД гамма-излучения, в первую очередь необходимо обследовать помещения, в которых на стадии радиационного обследования, предшествовавшей проведению дезактивационных работ, регистрировались максимальные значения уровней поверхностного радиоактивного загрязнения.
Для получения достоверных данных по уровням снимаемого и фиксированного загрязнения поверхностей, измерения проводят двумя методами: прямыми измерениями плотностей потока а- и ß-частиц с поверхности переносными радиометрами и посредством снятия мазков (выборочно) с последующей пробоподготовкой и измерениями на стационарных приборах [4]. Радиационный контроль проводится в соответствии с аттестованными методиками выполнения контроля (МВК) и методиками выполнения измерений (МВИ) поверхностного загрязнения оборудования и помещений.
В большинстве помещений измерения проводят по регулярной сетке, исходя из точек контроля в количестве 11-15 на плоскость (стена, пол, потолок) или в соответствии с предварительной разметкой поверхностей на квадраты со стороной 1 х 1 м. Результаты измерений оформляются актом (протоколом) и заносятся в базу данных.
Средние значения плотностей потоков альфа- и бета-частиц - Nai, и Npi, в каждой точке контроля определяются по формуле 5, в которую вместо значений МАЭД при j-том измерении подставляются измеренные значения плотностей потоков альфа- и бета-частиц.
Если по результатам обследования выполняется условие непревышения контрольных уровней с учетом среднефоно-вых значений, то это помещение соответствует нормам радиационной безопасности по уровням поверхностного радиоактивного загрязнения.
Если по результатам обследования установлено превышение контрольных уровней с учётом среднефоновых значений, то проводят дезактивацию выявленных участков загрязнения до тех пор, пока не будет выполнено условие соответствия помещения требованиям радиационной безопасности.
Установление радиационнобезопасного состояния помещений по результатам определения остаточной удельной активности радионуклидов в строительных материалах
Определение остаточной удельной активности техногенных радионуклидов в помещениях лабораторного корпуса «Б», как и при измерении фоновых значений, проводят 2 методами.
1-й метод - прямые измерения удельной активности радионуклидов в обследуемых поверхностях (стены, пол, потолок) с помощью передвижного у-спектрометра с коллимирован-ным детектором. Удельные активности гамма-излучающих радионуклидов определяют прежде всего в местах бывшего расположения загрязнённых коммуникаций (спецканализации, спецвентиляции) и близлежащих стыков строительных конструкций (стена, пол). По результатам измерения удельной активности техногенных гамма-излучающих радионуклидов в пробах (например, 241Am) рассчитывают содержание в пробах удельной активности трансурановых радионуклидов с использованием значений радионуклидных векторов [5].
2-й метод - альфа-радиометрические, бета-радиометрические, гамма-спектрометрические, радиохимические и
DOI: http://dx.doi.org/10.18821/0016-9900-2017-96-9-818-821
Original article
альфа-спектрометрические исследования проб строительных материалов, полученных бурением шурфов на глубину 50-70 мм. Пробы отбирают в помещениях с максимальным уровнем загрязнения до проведения дезактивации.
Отобранные пробы помещают в двойной полиэтиленовый пакет и передают в независимую лабораторию радиационного контроля, имеющую аттестат аккредитации. Удельные активности альфа- и бета-излучающих радионуклидов в керне определяют альфа- и бета-радиометрическими методами и сравнивают с результатами фоновых измерений. После этого рассчитывают отношение вида «суммарная активность альфа-излучателей/суммарная активность бета-излучателей». Если установленные значения удельной активности альфа-излучателей и соотношение «суммарная активность альфа-излучателей/суммарная активность бета-излучателей» будут превышать соответствующие величины, рассчитанные по результатам измерения фоновых проб, это может свидетельствовать об избытке альфа-излучателей, свидетельствующий о возможном наличии в пробах техногенных альфа-излучателей. Определение радионуклидного состава и удельной активности техногенных альфа-излучателей в этом случае следует проводить радиохимическими и альфа-спектрометрическими методами согласно утверждённых МВИ и МВК.
Выбор точек и объём исследований в условиях сильно загрязнённых помещений проводят по результатам измерения МАЭД и уровней альфа- (бета-) загрязнения с помощью переносных приборов [4].
Работы по дезактивации могут считаться завершёнными при условии, если средние значения удельной активности трансурановых альфа-излучающих радионуклидов Ауд. в пробах из каждой точки контроля, определяемые по аналогии с определением МАЭД и уровней поверхностного радиоактивного загрязнения, будут удовлетворять критерию непревышения контрольных уровней с учётом среднефоновых значений, характерных для обследуемых помещений.
Если по результатам измерений удельной активности проб существует превышение контрольных уровней с учётом среднефоновых значений, то на выявленных участках должны быть проведены дезактивационные работы и повторный отбор и анализ проб до соблюдения критерия радиационной безопасности помещений по величине удельной активности трансурановых радионуклидов в пробах строительных материалов. Финансирование. Исследование не имело спонсорской поддержки. Конфликт интересов. Авторы заявляют об отсутствии конфликта интересов.
Литер атур а
1. СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). М.; 2009.
2. СП 2.6.1.2612-10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010). М.; 2010.
3. Отчет по теме «Обоснование комплекса мероприятий по приведению корпуса «Б» ОАО «ВНИИНМ» в радиационно безопасное состояние». Этап Ш.М.; 2014.
4. Сборник инструкций по радиационному обследованию зданий, помещений, оборудования и отходов демонтажа при выводе из эксплуатации объектов для предварительной сортировки РАО по категориям и оценки их активности. М.: Квант; 2014.
5. Методические рекомендации по определению радионуклидных векторов при проведении сбора и категоризации РАО. М.; 2014.
References
1. SanPiN 2.6.1.2523-09. Norms of radiation safety (NRB-99/2009). Moscow; 2009.
2. SP 2.6.1.2612-10. Basic sanitary rules for ensuring radiation safety (OSPORB 99/2010). Moscow; 2010. (in Russian)
3. Report on the topic «Substantiation of a set of measures to bring the building» B «of JSC» VNIINM «into a radiation-safe state». Stage III. Moscow; 2014. (in Russian)
4. Collection of instructions for the radiation survey of buildings, premises, equipment and waste disassembly in the decommissioning of facilities for the preliminary sorting of RW by categories and assessing their activity. Moscow: Kvant; 2014. (in Russian)
5. Methodological recommendations for the determination of radionuclide vectors in the collection and categorization of radioactive waste. Moscow; 2014. (in Russian)
Поступила 20.06.17 Принята к печати 05.07.17
