CC BY-NC
39
DOI: 10.2493 7/2542-2324-2019-2-S-I-225-232 УДК 621.039.7
A.B. Пучков, Д.В. Поникаровских, A.B. Олюков
АО «ЦС «Звездочка», Северодвинск, Россия
ПРОБЛЕМЫ РЕГИСТРАЦИИ РАДИОНУКЛИДОВ ПРИ ВЫБРОСЕ ГАЗА СИСТЕМЫ ГАЗА ВЫСОКОГО ДАВЛЕНИЯ В АТМОСФЕРНЫЙ ВОЗДУХ И ОБРАЩЕНИЯ С ГАЗООБРАЗНЫМИ РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ
Проведены опытные работы с газом системы газа высокого давления (ГВД) на наличие отдельных составляющих компонент объемной активности бета-излучающих радионуклидов. Выявлено наличие в счетном образце (газовой камере) низкоэнергетической составляющей компоненты (предположительно радионуклид углерод-14) газа с энергией бета-излучения Е ~ 150 кэВ. Предложен метод определения и регистрации отдельных радионуклидов в газе системы ГВД. Обозначена актуальность проблемы обращения с газообразными радиоактивными отходами, активность которых составляет радионуклид углерод-14. Предложено проведение научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, направленных на разработку (определение технической возможности разработки) методов регистрации радионуклидов в газе системы ГВД и технологии обращения с газообразными радиоактивными отходами. Ключевые слова: регистрация радионуклидов, радионуклид углерод-14, система газа высокого давления, обращение с газообразными радиоактивными отходами, система отбора газа. Авторы заявляют об отсутствии возможных конфликтов интересов.
DOI: 10.2493 7/2542-2324-2019-2-S-I-225-232 UDC 621.039.7
A. Puchkov, D. Ponikarovskih, A. Olyukov
JSC Ship Repair Centre Zvezdochka, Severodvinsk, Russia
CHALLENGES IN GASEOUS RADWASTE HANDLING AND IN RECORDING ATMOSPHERIC LEAKAGES OF RADIONUCLIDES FROM HIGH-PRESSURE GAS SYSTEM
This paper discusses volumetric activity checks of the gas from high-pressure system intended to detect certain p-radiating nuclides. Counting sample (gas chamber) was found to contain a low-energy nuclide (allegedly 14C) with p-radiation intensity E ~ 150 keV. The paper suggests a method for identification and recording of certain radionuclides in high-pressure gas, pointing out the challenges in handling gaseous radwaste (mostly containing 14C) and suggesting the R&D s intended to find out possible ways for developing special methods of radionuclide detection in high-pressure gas system, as well as for gaseous radwaste handling.
Keywords: detection of radionuclides, C-14, high-pressure gas system, gaseous radwaste handling, gas bleed system. Authors declare lack of the possible conflicts of interests.
Для цитирования: Пучков A.B., Поникаровских Д.В., Олюков А.В. Проблемы регистрации радионуклидов при выбросе газа системы газа высокого давления в атмосферный воздух и обращения с газообразными радиоактивными отходами. Труды Крыловского государственного научного центра. 2019; Специальный выпуск 2: 225-232. For citations: Puchkov A., Ponikarovskikh D., Olyukov A. Challenges in gaseous radwaste handling and in recording atmospheric leakages of radionuclides from high-pressure gas system. Transactions of the Krylov State Research Center. 2019; Special Edition 2: 225-232 (in Russian).
АО «ЦС «Звездочка» относится к организациям, эксплуатирующим особо радиационно-опасные и ядерно-опасные производства и объекты и осуществляет деятельность в области использования атомной энергии, в т.ч. ремонт, испытания, эксплуатацию, транспортирование и утилизацию ядерных энергетических установок военного назначения и их составных частей.
На кораблях с ядерно-энергетическими установками (ЯЭУ), проходящих ремонт, переоборудование и модернизацию в головной организации, используется во до-водяной тип реактора, в котором вода (под давлением) применяется в качестве замедлителя и теплоносителя. Компоновка данного типа реактора предусматривает наличие системы газа высокого давления (ГВД), предназначенной для установления первоначального значения давления теплоносителя и его дальнейшего поддержания. Количество баллонов ГВД, объем газа в баллонах ГВД может различаться на кораблях разных проектов.
Выбор газа для системы ГВД крайне ограничен, т.к. по химическим свойствам и условиям радиационной безопасности пригодны только азот, гелий и неон. Обычно используется самый доступный из этих газов - азот высокой чистоты. В соответствии с требованиями раздела 1 ГОСТ 9293-74 (ИСО 2435-73) «Азот газообразный и жидкий. Технические условия» [2] норма для газообразного азота особой чистоты 1-го сорта по показателю «объемная доля азота» составляет не менее 99,999 %.
Для установления давления теплоносителя и его дальнейшего поддержания газ из системы ГВД непосредственно контактирует с теплоносителем 1-го контура. Данный факт обуславливает возможное попадание радионуклидов, содержащихся в теплоносителе, непосредственно в газ.
Активность теплоносителя обуславливается наличием продуктов деления ядерного топлива (изотопы криптона, ксенона, йода, рубидия, цезия, стронция, тритий и др.), продуктов активации нейтронами ядер самого теплоносителя и его примесей, а также конструкционных материалов.
Так как в качестве теплоносителя в водо-водяных реакторах применяется вода, то при активации ядер теплоносителя образуются радионуклиды по следующим реакциям:
160 (и, /?)16ЩТ1/2 = 7,11с);
170(п, (Т1/2 = 4,10С);
170(п, а)14С (Т1/2 = 5730 лет);
180(п, у)190 (Т1/2 = 29,40 с);
2Щп, у)3Н (Т1/2 = 12,26 лет).
Наведенная активность теплоносителя, обусловленная продуктами активации конструкционных материалов, зависит от плотности потока нейтронов, эффективного сечения поглощающей среды, периода полураспада образующихся радионуклидов.
Дополнительно активность теплоносителя характеризуется наличием продуктов активации примесей, содержащихся в воде.
Радионуклиды, составляющие наведенную активность теплоносителя, образуются по следующим реакциям:
10В(п, 2а)ъН (Т1/2 = 12,26 лет);
50Сг(и, у)51Сг (Т1/2 = 27,70 сут.);
54Ге(и, />)54Мп (Т1/2 = 312,30 сут.);
55Мп(и, у)56Мп (Т1/2 = 2,58 ч);
58Ге(и, у)59Ге (Т1/2 = 45,10 сут.);
58№(и, />)58Со (Т1/2 = 70,00 сут.);
59Со(п, у)60Со (Т1/2 = 5,30 года);
9АЪх(п, у)95гг (Т1/2 = 64,00 сут.);
186\¥(и, })187\¥ (Т1/2 = 23,90 ч);
40Аг(и, у)41Аг (Т1/2 = 1,83 ч);
14]Ч(и, р)иС (Т1/2 = 5730 лет).
В соответствии с техническими обоснованиями безопасности на кораблях с ЯЭУ при стравливании газа необходимо контролировать значение активности радионуклида криптон-85. Криптон-85 - радиоактивный благородный газ, выход при делении урана-235 составляет 0,293 %; период полураспада - 10,76 лет, максимальная энергия бета-излучения -672 кэВ, гамма-излучения - 514 кэВ.
Для определения активности радионуклида криптон-85 проба газа перед стравливанием отбирается в газовую камеру и доставляется в радиометрическую лабораторию (РМЛ) отдела ядерной и радиационной безопасности (ОЯРБ). Активность данного радионуклида определяется методом полупроводниковой гамма-спектрометрии по линии гамма-излучения 514 кэВ. На рис. 1 приведен пример спектра амплитудного распределения, где можно четко выделить пик полного поглощения с численным значением энергии Е = 514 кэВ радионуклида криптон-85. При этом других значимых пиков полного поглощения, по которым можно было бы установить наличие других радионуклидов, не наблюдается.
Однако при проведении исследований с применением газоразрядного счетчика Гейгера - Мюллера полученное значение суммарной объемной активности бета-излучающих радионуклидов (в т.ч. криптона-85) в счетном образце (газовая камера) было значительно выше значения активности ради-
онуклида криптон-85, полученного при измерении с применением полупроводникового гамма-спектрометра. В связи с этим возникает вопрос о необходимости определения радионуклидного состава газа из системы ГВД.
Для определения составляющих компонент в счетном образце (газовая камера) были проведены измерения с применением поглощающих алюминиевых фильтров разной поверхностной плотности (метод анализа кривой поглощения).
Анализ кривых поглощения является достаточно эффективным экспериментальным методом для определения отдельных бета-излучающих радионуклидов при условии наличия в счетном образце не более 2-3 составляющих компонент, обуславливающих суммарную активность бета-излучающих радионуклидов [4-6].
На рис. 2 приведен пример построения кривой поглощения, на которой можно наблюдать наличие двух составляющих компонент (указаны прямыми 1 и 2). Из рисунка видно, что участок кривой поглощения, обозначенный прямой 2, показывает результат поглощения алюминиевыми фильтрами низкоэнергетической составляющей компоненты газа.
В случае многокомпонентных (не более трех бета-излучающих радионуклидов) счетных образцов после построения кривой поглощения для определения максимальных энергий бета-излучения радионуклидов производятся последовательные вычитания отдельных кривых поглощения, начиная с наиболее жесткого (высокоэнергетического) бета-излучения. Для этого выделяется участок кривой поглощения, соответствующий высокоэнергетической компоненте счетного образца и производится его экстраполяция до пересечения с ординатой, ось которой соответствует значениям скорости счета счетного образца.
На рис. 3 показано отделение высокоэнергетической составляющей компоненты (прямая 1) и определение слоя ее половинного ослабления (слоя вещества, в два раза ослабляющего поток электронов при р~-распаде).
В соответствии со справочными данными [7] слой половинного ослабления йц^ = 0,105 мм в алюминии соответствует значению максимальной энергии бета-излучения Е = 672 кэВ (радионуклид криптон-85).
При вычитании полученной прямой, соответствующей высокоэнергетической составляющей компоненте, из общей кривой поглощения получили вторую составляющую компоненту - низко-
-1,—ГЛГ" г *Т"» = ■r.-ft-.i- » - л* -I т-i хг цэ||*
Рис. 1. Спектр амплитудного распределения с пиком полного поглощения с энергией Е = 514 кэВ
Fig. 1. Amplitude distribution spectrum with complete absorption peak at energy E = 514 keV
Рис. 2. Пример построения кривой поглощения и разложения ее на составляющие компоненты
Fig. 2. Example of constructing the absorption curve and discriminating its components
Рис. 3. Определение слоя половинного ослабления высокоэнергетической составляющей компоненты счетного образца
Fig. 3. Determination of half-value layer for high-energy component in the counting sample
В 100
л ю о
се Ё
5
£
о
6
U
10:
¿1/2
активности газа был решен вопрос ориентировочной оценки значений объемных активностей (расчетные формулы, в том числе для определения суммарной стандартной неопределенности измерений объемной активности, приведены ниже) отдельных радионуклидов, в том числе предполагаемого радионуклида углерод-14:
_ iVpH хЮОО
Артт — -
V х К,
(1)
Зффд
О 0,005 0,01 0,015 0,02 0,025 Толщина алюминиевого фильтра, мм
Рис. 4. Определение слоя половинного ослабления низкоэнергетической составляющей компоненты счетного образца
Fig. 4. Determination of half-value layer for low-energy component in the counting sample
энергетическую (рис. 4). Слой ее половинного ослабления в алюминии d\/z = 0,01 мм соответствует значению максимальной энергии бета-излучения Е = 150 кэВ.
По результатам проведенных измерений и расчетов кроме радионуклида криптон-85 с энергией бета-излучения Е = 672 кэВ выявилось наличие в счетном образце (газовой камере) низкоэнергетической составляющей компоненты газа с максимальной энергией бета-излучения /','== 150 кэВ.
Исходя из анализа возможного содержания радионуклидов в газе из системы ГВД, а также с учетом отсутствия на спектре амплитудного распределения пиков полного поглощения других гамма-излучающих радионуклидов кроме крипто-на-85 (рис. 1), было выдвинуто предположение, что низкоэнергетической составляющей компонентой газа с энергией бета-излучения Е « 150 кэВ может являться бета-излучающий радионуклид углерод-14.
Углерод-14 - радиоактивный изотоп углерода, образующийся при взаимодействии нейтронов с ядрами азота-14 и кислорода-17 (реакции образования приведены выше); период полураспада -5730 лет, максимальная энергия бета-излучения -156,5 кэВ. Радионуклид углерод-14, выбрасываемый в атмосферу, может находиться в форме диоксида углерода (углекислый газ, СО;), оксида углерода (окись углерода, СО) и других газообразных соединений, а также в форме аэрозольной составляющей [7].
В рамках проведенных исследований помимо определения составляющих компонент объемной
где Аш ~ объемная активность радионуклида, определенного методом разложения кривой поглощения, Бк/м3; Л7|>|[ - скорость счета (за вычетом скорости счета фона), создаваемая бета-излучением радионуклида, определенного методом разложения кривой поглощения, имп./с; АГэфф. ср - средняя эффективность регистрации для бета-излучения определенного радионуклида для всего объема газовой камеры, %; У — объем отобранной пробы в газовой камере (0,5 л).
Расчет относительной стандартной неопределенности, которая обусловлена источниками неопределенности и^ имеющими случайный характер, %, производился по формуле
100
и л =■
N.
ср
м
m
(от-1)
(2)
где - скорость счета /-го измерения, имп./с; Л;ср -средняя скорость счета, имп./с; т - количество измерений.
Относительная стандартная неопределенность по тип}7 В (г/в), %, рассчитывалась по формуле
U-а =
щ + и2 + щ
(3)
где и\ - неопределенность, обусловленная основной относительной погрешностью средства измерений (из документации на средства измерения (СИ)), %; иг - неопределенность измерений, обусловленная зависимостью чувствительности прибора от времени непрерывной работы в течении 8 ч (из НТД на прибор), %; и} - неопределенность определения коэффициента эффективности регистрации бета-излучения, %.
Суммарная стандартная неопределенность ис. %, рассчитывалась по формуле
■4
и„ = \/« j
(4)
С целью ориентировочной оценки значений объемных активностей была проведена работа по определению и построению кривой эффективности для газоразрядного счетчика Гейгера - Мюллера СБТ-10 в составе газо-аэрозольного альфа-бета-радиометра РВ-4. Определение значений эффективности для отдельных энергий бета-излучения проводилось с применением образцовых радиоактивных растворов (ОРР) на основе радионуклидов: углерод-14 (максимальная энергия бета-излучения Е = 156,5 кэВ), кобальт-60 (максимальная энергия бета-излучения Е = 317,9 кэВ), цезий-137 (средневзвешенная максимальная энергия бета-излучения Е = 554,0 кэВ), талий-204 (максимальная энергия бета-излучения Е = 763,4 кэВ), стронций-90 + ит-трий-90 (средневзвешенная максимальная энергия бета-излучения Е ~ 1400 кэВ).
Сложность построения кривой эффективности для отдельных энергий бета-излучения заключается в объемной геометрии счетного образца (малая газовая камера). В этом случае возникает необходимость определения среднего значения эффективности для определенной энергии бета-излучения по всему объему счетного образца.
На рис. 5 приведен опытный образец газовой камеры с пластинами, на которые нанесен тонкий слой образцового радионуклидного раствора (ОРР) определенного радионуклида. Активность нанесенного исходного ОРР на пластину определялась по формуле
Аласт ~~ ^исх ОРР Х Aiсх ОРР >
(5)
К,
N,
эфф Hi
Hi
А„
(6)
где Кэфф Я/ - эффективность регистрации для бета-излучения определенного радионуклида на /-й
Пластины с нанесенным образцовым радионуклидным раствором на основе определенного радионуклида
Рис. 5. Образец газовой камеры с пластинами с образцовым радионуклидным раствором
Fig. 5. Example of gas chamber: plates with sample radionuclide solution
высоте газовой камеры, %; NHi - скорость счета от пластины с нанесенным ОРР (за вычетом скорости счета фона) на i-й высоте тестовой газовой камеры, имп./с.;
I
к
эфф Hi
К,
эфф ср
(7)
где пласт - активность нанесенного ОРР на пластину, Бк; Рисх орр - вес ОРР, взятого для формирования счетного образца в виде пластины, г; ^исх орр - удельная активность исходного ОРР (в ампуле), Бк/г.
Измерение каждой пластины с ОРР проводилось на разных высотах по всему объему газовой камеры. По результатам серии измерений пластины с ОРР на основе определенного радионуклида производился расчет значения эффективности на каждой высоте, а затем среднее значение эффективности газоразрядного счетчика Гейгера - Мюллера СБТ-10 для данного значения энергии бета-излучения для полного объема счетного образца:
где Яэффср - средняя эффективность регистрации для бета-излучения определенного радионуклида для всего объема газовой камеры, %; п - количество положений пластины (на разных высотах) в тестовой газовой камере.
Радионуклиды в составе ОРР выбирались таким образом, чтобы на всей энергетической шкале (от 155 до 1400 кэВ) примерно через равные промежутки можно было отметить «реперные» значения энергий бета-излучения с рассчитанным значением эффективности (табл. 1). Кривая эффективности для заданного диапазона энергий, построенная по «реперным» значениям энергий бета-излучения, приведена на рис. 6.
При существующем методе (технологии) про-боотбора (отбор пробы в газовую камеру) достоверно определить радионуклидный состав газа и активность отдельных радионулидов, в том числе углерода-14 и трития, не представляется возможным по причине отсутствия СИ утвержденного типа и методик измерений (МИ).
Одним из возможных путей решения проблемы регистрации радионуклидов в газе является разработка единой специализированной системы
Таблица 1. Средние значения эффективностей для определенных энергий бета-излучения Table 1. Average efficiencies for recorded p-radiation energies
№ п/п Радионуклид в составе ОРР Максимальное значение энергии бета-излучения, кэВ Среднее значение эффективности газоразрядного счетчика СБТ-10 для малой газовой камеры, %
1 Углерод-14 156,5 0,5
2 Кобальт-60 317,9 3,8
3 Цезий-137 554,0* 6,1
4 Таллий-204 763,4 7,9
5 Стронций-90 + Иттрий-90 1400,0** 9,2
Примечание: - средневзвешенное значение максимальной энергии бета-излучения для радионуклида цезий-137 с учетом энергий бета-излучения Е = 511,0 кэВ (выход бета-частиц - 92 %), Е = 1173,0 кэВ (выход бета-частиц - 8 %) и энергии излучения конверсионных электронов Е = 624 кэВ; - средневзвешенное значение максимальной энергии бета-излучения с учетом максимальных энергий бета-излучения радионуклида стронций-90 Е = 535,0 кэВ и радионуклида иттрий-90 Е = 2240 кэВ.
■ч?
i 10
& U
Е
s
р.
е 1
о о Я
0
1
<и
-е
£0До
о Энергия бета-излучения, кэВ
о о о
Рис. 6. Кривая эффективности газоразрядного счетчика СБТ-10 для малой газовой камеры
Fig. 6. Efficiency curve of SBT-10 tube counter for small gas chamber
пробоотбора газа с поэтапным отделением радионуклидов.
На первом этапе пробоотбора предполагается пропускание газа через фильтры на основе ткани Петрянова, технология которых позволяет улавливать радиоактивные аэрозоли с эффективностью, близкой к 100 %.
На втором этапе очищенный от аэрозолей газ пропускают через системы улавливания радионуклидов углерод-14, тритий. При этом, как было указано выше, радионуклид углерод-14 может находиться в различных летучих соединениях: аэрозоль, С02, СО. И если аэрозоли улавливаются фильтрами очистки воздуха на основе ткани Петрянова, а углерод-14 в виде соединения СОг можно задерживать, пропуская газ через щелочной раствор, то обращение с газом в виде соединения СО может вызвать затруднения.
На третьем этапе формируется счетный образец в виде, например, газовой камеры, содержание которой предполагает наличие исключительно РБГ (криптон-85).
Создание вышеописанной специализированной системы должно в обязательном порядке сопровождаться:
■ разработкой технологии (методики) пробоотбора газа из системы ГВД, транспортировки отобранных проб;
■ при отсутствии производимого в настоящий момент необходимого оборудования - его разработкой, изготовлением (в том числе СИ и утверждение их типа), позволяющих проводить отбор, транспортировку проб, пробоподготовку и измерения радионуклидов в отобранных пробах;
■ изготовлением и аттестацией эталонных газовых образцов радионуклидов: криптон-85, углерод-14, тритий и других радионуклидов (по необходимости);
■ определением необходимости метрологического обеспечения при проведении НИОКР;
■ разработкой и аттестацией необходимых МИ, в том числе методик радиационного контроля;
■ проведением подтверждающих измерений. Если допустить факт наличия радионуклида
углерод-14 в газе, то по приблизительным расчетам его активность может составить в некоторых случаях до 1,0 Е+07 Бк/м3 при нормальных условиях. При этом в соответствии с приложением 5 к ОСПОРБ-99/2010 [1] предельное значение объемной активности радионуклида углерод-14 в газообразных отходах - 55 Бк/м3. Исходя из этого возникает другая не менее актуальная проблема -
Таблица 2. Перечень основных радионуклидов и их основные характеристики Table 2. Main radionuclides and their key parameters
№ п/п Радионуклид Реакция образования Период полураспада
1 Сера-37 Ar(п, a) 37S 5,0 мин.
2 Хлор-39 Ах(у,р)39С\ 56,0 мин.
3 Хлор-40 Ar(п, р)40С 1 1,4 мин.
4 Аргон-39 Аг(у, п)39Аг 2,67 мин.
5 Аргон-39 Ах(п, у)39Аг 2,67 мин.
6 Аргон-41 Ах(п, у)41 Аг 1,8 ч
обращение с газообразными радиоактивными отходами (ГРО), активность которых составляет радионуклид углерод-14 (отношение объемной активности углерода-14, определенной экспериментальным путем, к его предельному значению объемной активности превышает 1).
В соответствии с требованиями пункта 3.12.5 ОСГЮРБ-99/2010 [1] ГРО подлежат выдержке и (или) очистке на фильтрах с целью снижения их активности. Однако применение метода выдержки при обращении с ГРО, активность которых составляет радионуклид углерод-14, является неэффективным по причине большого периода полураспада указанного радионуклида (Т1/2 = 5730 лет), а метод фильтрования с целью улавливания радионуклидов эффективен и обоснован только для их аэрозольных форм.
Актуальность проблемы выброса углерода-14 в атмосферный воздух и обращения с ГРО дополнительно заключается в биологическом действии указанного радионуклида. Углерод-14 в больших количествах накапливается в биосфере, проникая во все органы и ткани организма и замещая в результате обменных процессов атомы стабильного углерода в органических соединениях. Повреждающее действие углерода-14, вошедшего в состав молекул белков и, особенно, ДНК и РНК живого организма, определяется, во-первых, радиационным воздействием бета-излучения, во-вторых, изменением химического состава молекулы за счет превращения атома углерода-14 в атом азота-14 (трансмутационный эффект), в результате чего может возникнуть разрыв хромосомы с образованием мутации [8, 10].
Проблема обращения с вышеуказанными ГРО может быть частично решена путем замены применяемого в системе ГВД газа на основе азота газом на основе аргона. В соответствии с требованиями раздела 3 ГОСТ 10157-2016 «Аргон
газообразный и жидкий. Технические условия» [3] норма для газообразного аргона высшего сорта по показателю «объемная доля аргона» составляет не менее 99,993 %. Перечень основных радионуклидов, образующихся в результате реакций активации ядер атома аргона, и их основные характеристики приведены в табл. 2. Из таблицы видно, что основные радионуклиды, образующиеся в результате реакций активации на ядрах атома аргона, не представляют опасности в силу небольшого значения периода полураспада.
В рамках решения проблемы обращения с ГРО необходимо проведение НИОКР, направленных на разработку (определение технической возможности разработки) технологии обращения с ГРО, активность которых составляет радионуклид угле-род-14, и, одновременно с этим, определение целесообразности и технической возможности замены применяемого в системе ГВД газа на основе азота газом на основе аргона.
При подтверждении наличия радионуклида углерод-14 в вышеуказанных количествах в газе необходима доработка существующих технических обоснований безопасности эксплуатации кораблей с ЯЭУ, компоновка которых предусматривает наличие системы ГВД.
Основные результаты исследовательской работы АО «ЦС «Звездочка» в форме доклада (первая редакция) были представлены на межотраслевой конференции «Корабельная ядерная энергетика. Направления развития ЯЭУ перспективных объектов ВМФ и МО. Вопросы обеспечения изготовления и монтажа строящихся и модернизируемых объектов ВМФ и МО. Вопросы обеспечения эксплуатации действующих ЯЭУ», проведенной в период с 14 по 15 ноября 2018 г. на базе АО «ОКБМ Африкантов» (г. Нижний Новгород). Актуальность освещаемых в докладе вопросов и достоверность приводимых результатов
и выводов АО «ЦС «Звездочка» подтверждены АО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина» на техническом совещании, проведенном на базе АО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», с оформлением рецензии на доклад.
Библиографический список
1. Санитарные правила и нормативы: СП 2.6.1.2612-10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОЕБ-9,9/2010) (с изменениями № 1). М., 2010.
2. ГОСТ 9293-74 (ИСО 2435-73) Азот газообразный и жидкий. Технические условия. Введен 01.01.1976. Ш, 1976.
3. ГОСТ 10157-2016 Аргон газообразный и жидкий. Технические условия. Введен 01.07.2017. М. 2017.
4. Баранов B.II. Сердюкова А.С., Горбушина Л.В. Лабораторные работы и задачи по радиометрии. М.: Атомиздат, 1,966.
5. Долгирев E.1I. Детекторы ядерных излучений. JL: Судпромиздат, 1961.
6. Клименко Ю.Т., Тимофеев Б.И. Сборник радиометрических и гамма-спектрометрических методик. № Б-2815, 1973.
7. Левин В.Е., Хсмьянов Л.П. Регистрация ионизирующих излучений. М.: Атомиздат, 1973.
8. Рихванов Л.П. Радиоактивные элементы в окружающей среде и проблемы радиоэкологии: учебное пособие. Томск: STT, 2009.
9. Туртш Д.А. Дозиметрия радиоактивных газов. М.: Атомиздат, 1,973.
10. Фшов В.А., Василенко II.Я., Вастенко О.Н., Кали-cmpamoea В.А., Москалев ЮМ. Вредные вещества в окружающей среде. Справочно-энциклопедическое издание. СПб.: НПО «Профессионал», 2006.
References
1. Sanitation rules and regulations SP 2.6.1.2612-10. Main sanitation rules for radiation safety (OSPORB-99/2010, with amendments No. 1). Moscow, 2010 {in Russian).
2. GOST 9293-74 (ISO 2435-73) standard. Gaseous and liquid nitrogen. Technical regulations. Effective from 01.01.1976. Moscow, 1976 {in Russian).
3. GOST 10157-2016. Gaseous and liquid argon. Technical regulations. Pffective from 01.07.2017. Moscow, 2017 {in Russian).
4. К Baranov, A. Serdyukova, L. Gorbushina. Paboratory activities and tasks of radiometry. Moscow, Atomizdat, 1966 {in Russian).
5. Ye. Dolgirev. Radiation detectors. Peningrad, Sud-promizdat, 1961 {in Russian).
6. Yu. Klinienlio, B. Timofeev. Compendium of radiometry and y-spectrometry procedures No. B-2815,1973 {in Russian).
7. V. Levin, L. Khamyanov. Recording of nuclear radiation. Moscow, Atomizdat, 1973 (pi Russian).
8. L. Rikhvanov. Radioactive elements in the environment and radioecological challenges. Student's guide. Tomsk, STT, 2009 {in Russian).
9. D. Turkin. Dosimetry of radioactive gases. Moscow, Atomizdat, 1973 {in Russian).
10. V. Film', I. Vasilenko, V, Kalistratova, Yu. Moskalev. Hazardous substances in the environment. Encyclopedic reference book. St. Petersburg, NPO Professional, 2006 {in Russian).
Сведения об авторах
Пучков Андрей Викторович, инженер по паспортизации радиоактивных отходов отдела ядерной и радиационной безопасности АО «ЦС «Звездочка». Адрес: 164500, Архангельская область, Северодвинск, пр. Машиностроителей, 12. Тел.: (+7 184) 59-65-76. E-mail: [email protected]. Поникаровских Денис Васильевич, заместитель главного инженера по промышленной безопасности - начальник отдела ядерной и радиационной безопасности АО «ЦС «Звездочка». Адрес: 164500, Архангельская область, Северодвинск, пр. Машиностроителей, 12. Тел.: (+7 184) 59-60-33. E-mail: [email protected].
Олюков Апексей Владимирович, начальник радиометрической лаборатории отдела ядерной и радиационной безопасности АО «ЦС «Звездочка». Адрес: 164500, Архангельская область, Северодвинск, пр. Машиностроителей, 12. Тел.: (+7 184) 59-65-76. E-mail: olukoW/ star.ru.
About the authors
Puchkov, Audrey Г, Radwaste Certification Engineer, Nuclear and Radiation Safety Department, JSC Ship Repair Centre Zvezdochka, address: 12, Mashinostroiteley lane, Severodvinsk, Arkhangelskaya Region, Russia, post code 164500, tel.: (+7 184) 59^65-76. E-mail: [email protected].
Ponikatwskih, Denis V., Deputy Chief Engineer for Industrial Safety - Head of Nuclear and Radiation Safely Department, JSC Ship Repair Centre Zvezdochka, address: 12, Mashinostroiteley lane, Severodvinsk, Arkhangelskaya Region, Russia, post code 164500, tel.: (+7 184) 59-60-33. E-mail: olukov a siar.ru. Ohiikov, Alexey ¥„. Head of Radiometry Paboratory, Nuclear and Radiation Safety Department, JSC Ship Repair Centre Zvezdochka, address: 12, Mashinostroiteley lane, Severodvinsk, Arkhangelskaya Region, Russia, post code 164500, tel.: (+7 184) 59-65-76, E-mail: [email protected].
Поступила/ Received: 02.07.19 Принята в печать / Accepted: 30.08.19 © Коллектив авторов, 2019
