CC BY
33
Л.А. Куликова1, Г. С. Мужжухина1, С. И. Камышанский2
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ПЕРСОНАЛА И НАСЕЛЕНИЯ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РАДИАЦИОННО-ОПАСНОГО ПРОИЗВОДСТВА ФГУП ФНПЦ «ПО «СТАРТ» ИМ. М.В. ПРОЦЕНКО»
' - Региональное управление № 59 ФМБА России, г. Заречный, Пензенской области2 - ФГУП Федеральный научно-производственный центр «Производственное объединение «Старт» имени М.В.Проценко», г. Заречный, Пензенской области
L.A.Kulikova1, G.S.Muzhzhuhina1, S.I.Kamishanskiy2
RADIATING SAFETY OF THE PERSONNEL AND THE POPULATION AT THE CONCLUSION FROM OPERATION OF RADIATION-DANGEROUS MANUFACTURE FGUP FNPTS «ON «START» A NAME IN M.V. PROTSENKO»
1 - Regional management № 59 FMBA of Russia, Zarechn, the Penza area 2 - Federal the state unitary enterprise the federal research-and-production center «Production association «Start» M. V.Protsenko's
name», Zarechn, the Penza area
Ключевые слова: вывод из эксплуатации, ядерно-радиационно-опасный объект, оружейные делящиеся материалы, радиоактивное загрязнение, естественный радиационный фон, допустимая объёмная и удельная активность, дезактивация и реабилитация, консервация, радиоактивные отходы.
Key words: а conclusion from operation, nuclear-radiation-dangerous object, weapon sharing materials, the radioactive pollution, the natural radiating background, allowable volumetric and specific activity, deactivation and rehabilitation, preservation, radioactive waste products.
Цель: изучить радиационно-гигиеническую обстановку и оценить влияние выбросов радиоактивных веществ на облучение персонала и населения при выводе из эксплуатации радиационно-опасного производства. Материал и методы:
• территория промышленной площадки и жилой зоны города Заречного, Пензенской области; здания, помещения, рабочие места в производственных, административных и общественных зданиях; персонал; атмосферный воздух, почва, вода источников водоснабжения, грунтовые воды.
• мощность дозы гамма-излучения; плотность потока альфа -, бета-частиц; содержание радионуклидов в грунте; объёмная активность радионуклидов в воздухе; содержание радона, торона и продуктов их распада в воздухе; суммарная активность; объёмная активность и радионуклидный состав; удельная активность и радионуклидный состав; содержание радионуклидов в воде.
Результаты:
• мощность амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения на территории промышленной площадки формируется за счет естественного радиационного фона и составляет 0,08— 0,15мкЗв/час;
• мощность дозы гамма-излучения на территории жилой зоны, в зданиях, помещениях, рабочие места в производственных, административных и общественных зданиях — 0,05— 0,18 мкЗв/час;
• объёмная активность выбрасываемого в атмосферу воздуха составляет не более 0,01 Бк/м , что в 4раза меньше ДОАнас;
• содержание радона, торона и продуктов их распада в атмосферном воздухе определяется на уровне естественного фона (2,0Бк/м);
• содержание техногенных радионуклидов С Sr, Cs) в почве прамплощадки и жилой зоны определяется на уровне естественного радиационного фона (0,15 Ки/км или 0,56* IffБк/м2);
• содержание радионуклида ив пробах грунтовых вод составляет 0,0020—0,0025мг/дм ;
• содержание радионуклидов в воде источников водоснабжения, воде открытых водоемов соответствует значениям санитарно-гигиенических нормативов.
Выводы:
• радиационная опасность при выводе из эксплуатации радиационно-опасного производства ПО «Старт» от радиоактивных выбросов в атмосферу для персонала, населения и окружающей природной среды отсутствует;
• годовые дозовые нагрузки на население за счет производственной деятельности предприятия не превышают 0,00012% от пределов доз, а радиационную обстановку на территории определяют в настоящее время естественные радионуклиды (PH) К, Ra, Th.
Thepurpose: to study radiation-hygienic conditions and to estimate influence of emissions of radioactive
substances on an irradiation of the personnel and the population at a conclusion from operation of
radiation-dangerous manufacture.
Material and methods:
• Territory of an industrial platform and a vein of a zone of the city of Zarechngo of the Penza area; buildings, premises(rooms), workplaces in industrial, administrative and public buildings; the personnel; atmospheric air, ground, water of sources of water supply, subsoil waters.
• Capacity of a doze of scale - radiation; density of a stream an alpha, beta particles; the maintenance(contents) radionuklids in a ground; volumetric activity radionuklids in air; the maintenance(contents) ofradon, торона and products of their disintegration in air; total activity; volumetric activity and radionuklids structure; specific activity and radionuklids structure; the maintenance(contents) radionuklids in water.
Results:
• Capacity амбиентного an equivalent of a doze of scale — radiation in territory of an industrial platform is formed due to a natural radiating background and makes 0,08—0,15MK3e/hour;
• Capacity of a doze of scale — radiation in territory a vein of a zone, in buildings, premises(rooms), workplaces in industrial, administrative and public buildings — 0,05—0,18 мкЗв/hour;
• Volumetric activity emission in an atmosphere of air makes no more than 0,01 Бк/тЗ, that in 4 times it is less DO Анас;
• The maintenance of radon, Th and products of their disintegration in atmospheric air is defined(determined) at a level of a natural background (2,0 Бк/т );
• The maintenance technical radionuklids (90Sr, I37Cs) in ground Industrial platform and is defined(determined) by a vein of a zone at a level of a natural radiating background (0,15 Ku/ KM2 or 0,56x Iff Бк/м2);
• The maintenance radionuklids U in tests of subsoil waters makes 0,0020— 0,0025 mg/dm ;
• The maintenance radionuklids in water of sources of water supply, water of open reservoirs corresponds to
values of sanitary-and-hygienic specifications.
Conclusions:
• Radiating danger at a conclusion from operation ofradiation-dangerous manufacture ON «Start» from radioactive emissions in an atmospherefor the personnel, the population and the surrounding natural environment is absent;
• Annual doze loadings on the population due to industrial activity of the enterprise do not exceed 0,00012 % from limits of dozes, and radiating conditions in territory defme(determine) now natural радионуклиды (PH) 40K, mRa, mTh.
Введение
Атомная промышленность в СССР развивалась первоначально исключительно как составляющая военно- промышленного комплекса, в результате чего был достигнут военно-стратегический ядерный паритет между СССР и США. Обратной стороной стали радиационноэкологические последствия
промышленной деятельности предприятий ядерной отрасли. При этом, за счет сокращения ядерных вооружений, активно проводящееся с 90-х годов прошлого столетия, стали актуальными вопросы, связанные с выводом из эксплуатации (ВЭ) отслуживших свой срок или излишних в новых реалиях ядерно- и радиационно-опасных объектов. Одним из таких объектов стало предприятие ФГУП ФНПЦ «ПО «Старт» им. М.В.Проценко, на котором в течение 40 лет проводились работы с оружейными делящимися материалами (ОДМ) [1].
После завершения радиационноопасных работ в 2003 году в соответствии с постановлением Правительства от 29.03.1999 г. № 349-26 ПО «Старт» вступило в фазу ВЭ. Нормативной документацией федерального уровня определено, что одним из первых и основным этапом ВЭ является извлечение и удаление с ядерно- радиационно-опасного объекта (ЯРОО) делящихся материалов [5,6]. Это положение относится ко всем ЯРОО, но применительно к предприятию ПО «Старт» имеет свои особенности: использование на спецпроизводстве ОДМ при строгом учете и контроле обеспечивает высокие гарантии их нераспространения, а также удаления с территории объекта в рамках программ обращения с ОДМ. Таким образом, радиационная обстановка в зданиях спецпроизводства и на территории санитарно защитной зоны (СЗЗ) после завершения вывоза ОДМ определяется исключительно
радиоактивным загрязнением (РЗ) обору -дования и строительных конструкций.
Спецпроизводство ПО «Старт» имеет некоторые особенности как объект, подлежащий ВЭ:
• расположение в центре Европейской части страны с высокой концентрацией населения;
• необходимость ВЭ производства в целом, в том числе хранилища радиоактивных отходов (РАО);
• необходимость удаления всех радиоактивных веществ (РВ) и РАО с территории предприятия;
• низкие, но подпадающие под регламентацию, уровни радиоактивного загрязнения
(РЗ);
• экономическая необходимость использования освободившихся производственных помещений в неконтролируемых условиях без применения РВ.
Вывод из эксплуатации — это многоэтапный по времени и видам деятельности процесс осуществления комплекса мероприятий после окончания работ с ОДМ, направленный на достижение конечного состояния объекта, позволяющего использовать здания,
сооружения и территорию для других видов деятельности (в том числе без использования радиоактивных веществ). При этом должна быть обеспечена радиационная безопасность персонала и населения, как при проведении работ, так и после их завершения [5].
Процесс ВЭ включает в себя несколько этапов: предварительный, подготовительный, основной и завершающий. Основные виды работ, которые выполняются на каждом из этапов, показаны на рисунке 1. При этом в процессе ВЭ не должны увеличиваться радиационные риски, связанные с образованием таких видов РАО, которых не было при штатной работе объекта. Так, если в период деятельности спецпроизводства не происходило образование жидких радиоактивных отходов, то в процессе ВЭ их образование должно быть сведено к минимуму или ис-
предварительный
разработка программы обследования
вывоз с территории объекта ДМ
подготовительный
завершение вывоза
дм
Разработка ТЭО I проекта ВЭ
дезактивац ия зданий и сооружений
передача оборудования родственные предприятия
сбор и захоронение РАО
передача РАО на пункт захоронения
дезактивации хранилища РАО
реабимшция территории
заключительный
по\ный демонтаж
загрязненного
оборудования
завершение дезактивации и реабилитации территории
комиссионная
приемка
объекта
по\учение санитарно эпидемиологическог
Рис I Основные виды работ по выводу из эксплуатации спецпроизводства
ключено совсем.
Система обеспечения безопасности при ВЭ должна функционировать так, чтобы предотвратить несанкционированное
распространение РЗ, содержащего ОДМ за пределы спецпроизводства, а также обеспечить безопасность персонала и населения при выполнении мероприятий по ВЭ. Обеспечение безопасности при ВЭ организовано по принципу построения многоуровневой системы (табл.1), где на каждом уровне от разработки проектных решений до окончательного завершения работ необходимы понятная организация работ и взаимодействие различных органов надзора (контроля) и регулирования.
Существенное значение для принятия проектных и технологических решений имеет правильное установление категории объекта по потенциальной опасности. Для действующего предприятия ранее была установлена 1 категория. На период проведения работ по ВЭ установление ка
тегории необходимо обосновывать с учетом следующих характеристик: отсутствие на предприятии ОДМ; наличие поверхностного РЗ строительных конструкций и оборудования с уровнями, не превышающими допустимые для работ 3 класса; РЗ территории, обусловленное, в основном, выпадениями PH в результате аварии на ЧАЭС; выбросы и сбросы PH не превышают установленные для действующего предприятия нормативы и не оказывают регистрируемого влияния на окружающую среду; РАО, как накопленные, так и образующиеся относятся к категории низкоактивных. Анализ вышеперечисленных характеристик показывает, что в случае возникновения Ч С регистрируемое радиа-ционное воздействие на персонал и окружающую среду может быть оказано лишь на территории промплощадки и внутри зданий и сооружений. Поэтому, используя
консервативный подход, на период прове-дения ВЭ спецпроизводства совместным
Таблица 1
Система обеспечения радиационной безопасности при ВЭ спецпроизводства
Уровень Документ Проведение работ Надзор и контроль
Базовый уровень Санитарные правила ФМБА
Уровень проектных решений Проект ВЭ Проектная организация Экспертиза
ФМБА
Ростехнадзор
МЧС России
МПР России
Уровень технологической проработки Технологический процесс Предприятие ФМБА
Ростехнадзор
Технологические инструкции ГК «Росатом»
Инструкции по безопасности
Производственный уровень ОтчетЛакт) о выполнении работ Подразделения предприятия Служба главного инженера предприятия
Уровень контроля Заключение о соответствии объекта требованиями НД ФМБА ФМБА
Ростехнадзор
ГК «Росатом»
решением Регионального управления № 59 ФМБА России и администрации пред -приятия установлена третья категория объекта по потенциальной радиационной опасности.
Результаты комплексного радиационного обследования объекта
В 2003 году в соответствии с требо-ваниями ОСПОРБ-99 было выполнено комплексное инженерное и радиационное обследование подлежащего выводу из эксплуатации объекта. В 2009 году были по -лучены дополнительные данные, которые легли в основу проекта вывода из эксплуатации.
Определение остаточного РЗ поверх -ностей оборудования и строительных конструкций в зданиях и сооружениях выполнялось с использованием прямых и косвенных методов измерений. Для измерения общего и фиксированного РЗ использовался приборный метод, для измерения нефиксированного РЗ — метод мазков. В результате было установлено, что уро
вень загрязненности поверхностей альфа- активными изотопами составляет 1— 15 част/см2мин и не превышает допустимых значений, установленных для действующего производства. На Рис. 2 приведена диаграмма, показывающая соотношение поверхностей с наличием загрязнения альфа-активными радионуклидами и без такового. Из приведенных данных видно, что в относительных величинах наиболее загрязненными являются системы вентиляции и технологическое оборудование. При этом в результате спектрометрического анализа проб технологических отложений из систем вентиляции, канализации и строительных конструкций зданий установлено, что альфа-активность РЗ определяют техногенные РН 235и и 238и. То есть, обращение с ОДМ на предприятии не заканчивается этапом вывоза составных частей специзделий.
Площадь поверхности строительных конструкций зданий, загрязненных радионуклидами составляет около 20000 м2 при уровне загрязнения альфа-активными
Рис. 2. Относительная доля чистых и загрязненных альфа-активными РН поверхностей в прои зводственных зданиях
радионуклидами 1 — 15 част/см -мин.
Определение объёмной активности радионуклидов в воздухе, выбрасываемом вентиляционными установками в атмосферу, проводилось постоянно во время выполнения радиационно-опасных работ путём отбора пробы воздуха с последующим измерением активности радиоактивных аэрозолей в пробе [3].
Для определения активности аэрозолей, сорбированных на фильтрах, использовали установку, предназначенную для измерения скорости счета я-частиц с площадью датчика 20 см2.
В Таблице 2 приведены фактические выбросы РВ за последние шесть лет.
Таблица 2
Фактические выбросы РВ в атмосферу
Год Фактический выброс, Бк/год
2004 5,6-102
2005 3,0-Щ
2006 з.о-ю -
2007 8.1-10
2008 ] .99 10:
2009 7.96' 10'
Из данных Таблицы 2 видно, что фактические выбросы РВ в атмосферу в десятки раз ниже прогнозируемого расчетного уровня при проведении работ по ВЭ.
Годовые дозовые нагрузки на население за счет производственной деятельности предприятия, рассчитанные с учетом рассеяния радиоактивных аэрозолей на территории СЗЗ и за её пределами, не превышают 0.00012% от пределов доз для населения. Результаты ежедневного контроля мощности амбиентного эквивалента дозы (МЭД) гамма-излучения, которая является интегральным показателем состояния радиоэкологии и возможного влияния объекта на население и окружающую среду, в точке, расположенной на границе санитарно -защитной зоны спецпроизводства, с учетом возможного направления распространения выбросов РВ в сторону жилой застройки г. Заречного, за последние 3 года представлены на Рис. 3.
Из представленных данных видно, что в течение всего периода наблюдения на территории объекта и в СЗЗ отмечался уровень МЭД гамма-излучения, соот-
Дата проведения контроля
янв янв фев мар апр май июн иют авг сен окт ноя дек Дата проведения контроля
янв янв фев мар апр май июн июл авг сен окт ноя дек янв Дата проведения контроля
Рис 3 Результаты мониторингаМЭДгачча-изхучения' а - 2007г., 6- 2008г , в - 2009г
ветствующий естественному природному гамма-фону. Флуктуации обусловлены изменением естественного фона космического излучения, погрешностью приборов и методик, которая по оценкам составляет 15 -20% отн.
С целью определения основных до-зообразующих радионуклидов были выполнены спектрометрические измерения образцов грунта и почвы на территории промплошадки и за пределами санитарно -защитной зоны. Установлено, что ра
диационную обстановку в обоих случаях определяют в настоящее время естественные
40Тл 226п 232^1 г
радионуклиды К, Ra, Th, а в ближайшие 100 лет будет определять также радионуклид искусственного «чернобыльского»
происхождения 137Cs [2].
Содержание радона, торона и продуктов их распада в атмосферном воздухе определяется на уровне естественного фона (2,0 Бк/м3).
Плотность загрязнения почвы техно -генными радионуклидами «чернобыльского происхождения» на отдельных участках составляет 0,22-104—0,56-104 Бк/м2 (0,06- 0,15 Ки/км2).
В настоящее время на балансе предприятия находятся 6 действующих наблюдательных скважин, расположенных по пе -риметру хранилища твердых радиоактивных отходов. За весь период наблюдения концентрация радионуклида 238и в пробах фунтовых вод не превышала фоновых значений для региона Пензенской области и составляет 0,0020—0,0025 мг/дм3.
Содержание радионуклидов в воде источников водоснабжения, воде открытых водоёмов соответствует значениям санитарно -гигиенических нормативов.
Оценка выбросов радиоактивных веществ в атмосферу при проведении работ по выводу из эксплуатации объекта.
При выполнении штатной работы по сборке-разборке ядерных боеприпасов на
рабочих местах находились детали из низ-кообогащенного и высокообогащенного урана в открытом виде и из плутония-239 в закрытом виде. Поэтому, как показано выше, радиоактивное зафязнение, а также радиоактивные отходы содержат изотопы урана. Наличие плутония не подтверждается инструментальными методами.
Поскольку ДОАнас изотопов урана (3,310 2 Бк/м3 для урана-234; 3,7-10 2 Бк/ м3 для урана-235; 4,0-10'2 Бк/м3 для ура- на-238;) имеет один порядок, все расчеты проведены для урана-238.
В Таблице 3 приведены результаты оценочных расчетов прогнозируемого вы -броса радиоактивных веществ при выводе из эксплуатации спецпроизводства ПО «Старт» [3,7].
Приведенные выше данные показывают, что прогнозируемые величины объёмной активности воздуха рабочей зоны при дезактивации помещений и обращении с радиоактивными отходами будут ниже значений, регисфируемых при штатной работе спецпроизводства (эффективная доза внутреннего облучения не превышала 1 мЗввгод). Поэтому доза внутреннего облучения персонала при проведении работ по выводу из эксплуатации спецпроизводства на ПО «Старт» также будет ниже уровня регистрации 1 мЗв в год.
Таким образом, радиационная опасность при выводе из эксплуатации радиационно-опасного производства ПО
Таблица 3
Прогнозируемые источники выбросов радиоактивных веществ при проведении работ по выводу из эксплуатации
Наименование работ Прогнозируемый выброс
Объем воздуха, м3 Объемная активность, Бк/м3 Общая активность, Бк
Дезактивация стен и полов механическим способом 0,2-106 1,32Т0-3 400
Фрагментация ТРО 3,8Т05 0,01 3800
Компактирование ТРО 3,8Т05 0,1 38000
Демонтаж вытяжных систем 1,1410й 0,01 1440
Всего 43640
«Старт» от радиоактивных выбросов в ат-мосферу для персонала, населения и окружающей природной среды отсутствует, годовые дозовые нагрузки на население за счет производственной деятельности предприятия не превышают 0,00012% от пределов доз, а радиационную обстановку на территории определяют в настоящее время естественные радионуклиды (РН) 40К, 22^а,
2Th.
Литература
1. Заречный. История закрытого города. Книга 2. под. Ред. А.П.Киреева и др. Пенза: изд-во «Пензенская правда», 2001 г. - 632 с.
2. Камышанский С.И. Влияние аварии на Чернобыльской АЭС на формирование радиационной обстановки на территории ФГУП «ПО «Старт» // Новые промышленные технологии, 2004 г., № 1, с. 30 -32.
3. Камышанский С.И. Оценка влияния выбросов радиоактивных веществ радиационно-опасного производства ПО «Старт» на облучение населения.
// Новые промышленные технологии, 2003г., № 3, с. 42-45.
4. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09, утв. постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 07.07.2009 г. №47-73 с.
5. Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации комплектующего предприятия (СП ВЭ — КП - 05):2.6.1.Ионизирующее излучение, радиационная безопасность СП 2.6.1.23-25:постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 22.07.2005г.№ 17,27с.
6. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99): 2.6.1 Ионизирующее излучение, радиационная безопасность СП 2.6.1.799-99 М.: Минздрав России, 2000 - 98 с.
7. Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу — М.: Минэкологии России, 1999г.- 135 с.
