Дозиметры и радиометры

Дозиметрическая аппаратура, часть 1

Mon, 17 Dec 2012 01:54:38 +0400

Основные задачи, решаемые с помощью аппаратуры дозиметрического контроля: дозиметрический контроль персонала предприятий, на которых производят и применяют радиоактивные материалы, являлся одной из важных проблем с момента начала работ по атомному проекту. Однако в 40-е годы угрозу радиации явно недооценивали. О ее долтосрочных эффектах - генетическом и канцерогенном действии - почти не знали, не были известны симптомы так назьваемой лучевой болезни. Специальное Положение о контроле состояния работников комбината "Челябинск-40". было введено лишь в 1949 Г. после нескольких случаев тяжелого облучения (всего, по официальным данным, лучевое заболевание возникло более чем у 2000 работников комбината). Еще в 1951 г. средние дозы, получаемые работкиками радиохимического завода, бьли в 30 раз больше современных предельно допустимых доз (ПДД). Дозиметрический контроль стали осуществлять с помощью фотопленочных дозиметров, но они характеризовались малой точностью и недостаточной оперативностью. Лишь в последующие годы были создано несколько видов дозиметров разного назначения, точности и т.д. К дозиметрической аппаратуре относится большой класс приборов, поэволяюших измерять энергию. переносимую ионизируюшим излучением (параметры созданного радиационного поля) или переданную веществу (объекту), находящемуся в поле излучения, харахтеризующуюся мощностью поглощенной дозы или поглощенной дозой. Измерение поглощенной дозы и мощности поглощениой дозы излучения необходимо прежде всего для обеспечения контроля защиты персонала, работающего с источниками ионизирующих излучений или вблизи этих источников (профессионалъного облучения), и контроля за безопасностью труда персонала, а также для защиты населения. При определении эквивалентных и эффективных доз облучения необходимо учитывать различную относительную эффективность излучений, различных по виду и энергии. и неоднородность тканей и органов тела человека по плотности и чувствительности к радиационному воздействию. Существенно могут различаться и значения измеряемых величин - от минимальных, необходимых для постоянного (текущего) контроля облучения персонала в контролируемых условиях и при планируемом повышенном облучении. определяемых нормами радиационной безопасности, до значительных при радиационной аварии. В настоящее время организация дозиметрического контроля персонала регламентируется Нормами радиационной безопасности (НРБ-99), а также Методическими указаниями, разработанными в 1999 - 2000 гг. творческими коллективами по заданию Департамента безопасности и чрезвычайных ситуаций.

Дозиметрическая аппаратура, часть 2

Mon, 17 Dec 2012 02:11:45 +0400

Минатома РФ с участием ряда сотрудников СНИИПа (Б.В. Поленов. В.В. Коваленко. Л.В. Артеменкова. В.И. Лапшин. И.П. Мысев. В.И. Петров. В.М. Скаткин. А.Д. Соколов. Ю.П. Федоровский. Л.И. Цудечкис и др.) на основе нормативов НРБ-99. Методические указания устанавливают общие требования к определению индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организации контроля профессианального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. К индивидуальному дозиметрическому контролю внешнего профессианалъного облучения и к контролю радиационной обстановки. Контроль профессионального облучения является одной из главных частей системы обеспечения радиационной безопасности пер-сонала организации и заключается в получении информации о радиационной обстановке в помещениях и на рабочих местах в организации и об уровнях доз облучения персонала. Контроль доз профессионалъного облучения проводится для всего персонала организации. Контроль индивидуальных доз, соответствующих нормируемым величинам облучения персонала в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения, и при планируемом повышенном облучении проводится независимо. Для контроля профессионального облучения применяют: групповой дозиметрический контроль (ГДК) облучения, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работникнов на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания персонала в ЭТОМ помещении: индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) облучения, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника, либо поступления радионуклидов в организм каждого работника. При дозиметрическом контроле внешнего облучения определяют значения эффективной и эквивалентных доз внешнего облучения на основании индивидуальных систематических измерений операционных величин с помощью индивидуальных дозиметров. Дозы облучения работников являются показателем состояния радиационной безопасности в организации и служат основой для принятия мер радиационной защиты персонала. В настоящее время установлены следующие виды дозиметрического контроля, которые должны быть обеспечены соответствующей аппаратурой: текущий дозиметрический контроль, заключающийся в определении индивидуалъной дозы профессионального облучения работника в нормальных условиях эксплуатации источника ионизирующего излучения: оперативный дозиметрический контроль, заключающийся в определении индивидуальной дозы профессионального облучения работника при выполнении зaпланированных работ по дозиметрическим нарядам, связанных с возможным повышенным облучением. К таким работам относятся операции по ремонту и техническому обслуживанию оборудования, когда повышенное облучение планируется, а также работы в условиях планируемого повышенного облучения, включая работы по ликвидации последствий радиационных аварий: аварийный дозиметрический контроль, заключающийся в определении больших доз облучения работника в случае выхода источника излучения из-под контроля. Текущий контроль применяют при длителъном (хроническом или дискретном) облучении в контролируемых условиях при нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения. Оперативный контроль применяют в качестве дополнительного к текущему контролю при неолределенном характере облучения в нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения И/ИЛИ в качестве основного вида контроля при планируемом повышенном облучении. Аварийный контроль применяют в тех случаях, когда вероятность выхода источника из-под контроля. При дозиметрическом контроле профессианального облучения с помощью приборов и аппаратуры ДОЛЖНЫ измеряться или определяться значения доз облучения: полученные каждым работником за период контроля (период времени между последовательными измерениями) при нормальной эксплуатации источников ионизирующих изпучений (эквивалентные в органе и ткани и эффективные дозы, определенные по результатам индивидуальных измерений характеристик облучения всего тела или отдельных органов): определенные на основании измерений поступления радионуклидов в организм каждого сотрудника - ожидаемая эквивалентная доза при внутреннем облучении на основании результатов измерения содержания радионуклидов в теле человека или отдельных органов с помощью счетчика излучения человека (СИЧ) или другим методом: полученные в условиях планируемого повышенного облучения: полученные вследствие радиационной аварии и определенные по результатам измерений с помощью индивидуального аварийного дозиметра или набора дозиметров. Мииатома рф с участием ряда сотрудников СНИИПа (Б.В. Поленов. В.В. Коваленко. Л.В. Артемеикова. В.И. Лапшин. И.П. Мысев. В.И. Петров. В.М. Скаткин. А.Д. Соколов. Ю.П. Федоровский. Л.И. Цудечкис и др.) на основе нормативов НРБ-99. Методические указания устанавливают общие требования к определению индивидуальных эффекти·вных и эквивалентных доз и организации контроля профессианального облучекия в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. к ШlДИВИ/IYальному дозиметрическому контролю внешнего профессианалъного облучения и к контролю радиационной обстановки. Контроль профессионального облучения является одной из главных частей системы обеспечения радиационной безопасности персонала организации и заключается в получении информации о радиацИОIO-lОЙ обстановке в помещениях и на рабочих местах в организации и об уровнях доз облучения персонала. Контроль доз профессионалъного облучения проводится ДJ1Л всего персонала организации. Контроль индивидуальных доз. соответствующих нормируеllIЫМ величинам облучения персонала в нормальных условиях эксплуатации источникОВ ионизирующего излучения. и при планируемом повышенном облучении провоДИТСЯ независимо. для контроля профессионального облучения upименя:ют: групповой дозиметрический контроль [ГДК) облучения. заключающийся в определении индивидуальных доз облучения работнинов на основании результатов измерений характеристик радиационной обстановки в рабочем помещении (на рабочих местах) с учетом времени пребывания персонала в ЭТОМ помещении: индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) облучения. закп:ючающийся в определении индивидуальных доз облучения работника на основании результатов индивидуальных измерений характеристик облучения тела или отдельных органов каждого работника либо ПОC'JYПЛения радионукл:идов в организм каждого работника. При дозиметрическом контроле внешнего облучения определяют значения эффективной и эквивалентных доз внешнего облучения на основании индивидуальнъIX систематических измерений операциош{ых величин с помощью индивидуальных дозиметров. IЪдoBыe дозы облучения работников являются покаэателем состояния радиационной безопасности в организации и служат основой для принятия мер радиационной защиты персонала. В настоящее время установлены следующие виды дозиметрического контроля. которые должны быть обеспечены соответствующей аппаратурой:

Дозиметрическая аппаратура, часть 3

Mon, 17 Dec 2012 02:28:33 +0400

в зависимости от условий работы для контроля внешнего облучекия. могут быть использованы индивидуальные дозиметры фотонного, бета -фотонного и нейтронного излучений. Для группового дозиметрического контроля используют как стационарную аппаратуру, установленную на рабочих местах и в производственных помещениях, так и переносную, пригодиую для проведения контроля на рабочих местах. Наконец, следует упомянуть о таких типах дозиметрической anларатуры, как anларатура для npоведения измерений не только в стационарных, но и в импульсных полях, а также о медицинских и бытовых дохиметрах. Из существующих в мировой и отечественной дозиметрии около 20 методов и типов технических средств, применявшихся и npименяемых в различные периоды времени для определения степени облучения персанала, подвергающегося радиационному воздействию от источников ионизирующего излучения, специалистами СНИППа были предложены к применению, использованы и усовершенствованы наиболее современные и перспективные из них. Они предназначались для обеспечения всех видов дозиметрического контроля внешнего и внутреннего облучения персонала. Особенностью проведенных в СНИИПе работ явилось то, что практически все они завершались созданием опытных образцов дозиметрической anпаратуypы. а затем ее серийным освоением на различных заводах Минсредмаша и других ведомств. Специалисты СНИИПа и серийных заводов организовали массовый выпуск приборов и детекторов потребность в которых была наибольшей (например, бытовых дозиметрических приборое после аварии на Чернобыльской АЭС было выпущено около 1 млн шт.). Комплексное решение поставленных задач дозиметрического контроля позволило обеспечить четкий, достоверный радиационный контроль персонала Министерства рф по атомной энергии и других ведомств страны. Использующих источники ионизирующих излучений, личного состава армии и военно-морского флота, а также населения. Индивидуальные дозиметры внешнего облучения Большой удельный вес в работах СНИИПа в области дозиметрии имело и имеет создание индивидуальных дозиметров внешнего облучения. 3а прошедшие гoды были выполнены многочисленные разработки дозиметров, использующих так называемые конденсаторные ионизационные камеры, газоразрядные и полупроводниковы, импульсные детекторы: дозиметров, основанных на принциnах термолюминесценции и измерения под действием облучения вольтамперных характеристик полупроводниковых переходов. Первые по времени работы, выполненные в СНИИПе, были связаны с ислолъзованием конденсаторных ионизациооных камер -устройств, содержащих электроды, разделенныe высококачественным изолятором и заряжаемые внешним источником напряжения до начальной разности потенциалов. Под действием ионизирующего излучения, создающего ионизацию в объеме камеры. Разность потенциалов уменьшается пропорционально дозе облучения. В ряде выполненных устройств (так называемых прямопокаэывающих) эту разность напряжений измеряли с помощью специального электрометра, вмонтированного в корпус камеры, а в некоторых (-слепых-) на отдельном измерительном пульте. Обычно внешним корпусом камеры являлся цилиндрический дюралюминиевый корпус: воздухоэквивалентные стенки толщиной менее 1 мм прессовались из токопроводящего полимера. Первые работы по созданию индивидуальных ионизационнъых камер дозиметров гамма-иэлучения относятся к началу 50-х годов. когда были разработаны дозиметры с диапазоном измерений от 0.5 до 5 Р и от 5 до 50 Р на основе малогабаритной ионизационной камеры с воздухоэквивалентными стенками и со стирофлексным конденсатором (разработка Н.М. Хлюстикоа. Е.А. Иванова и др.). Считывание значений накопленной дозы проводилось на специальном зарядно-измерительном пульте. Характеристики дозиметров были невысоки (например, диапазон измерений составлял всего один десятичный порядок, саморазряд камер мог доходить в сутки до 7% от максимальной дозы диапазона измерения), а в измерительном пульте использовались прямонакальные электрометрические лампы. В последующие годы было выполнено еще несколько разработок подобных дозиметров. В 1954 г. был разработан индивидуальный дозиметр с диапазоном измерений от 0.02 до 2 Р (разработчики Н.М. Хлюстиков. Л.Н. Синева. Р.Ф. Орлина и др.). Комплект индивидуального дозиметрического контроля КИД - 1 СОСТОЯЛ из 20 или 10 пар камер (у которых объем и значение емкости были подобраны так, что обеспечивался диапазон измерений 0.02--0.2 Р или 0.2-2 Р) и зарядно-измерительного устройства с ламповым вольтметром для измерения напряжения на камере. В 1956 г. бьла разработана Большой удельный вес в работах СНИИПав области дозиметрии .имело и имеет создание индивидуальных дозиметров внешнего облучения. 3а прошедшие гoдЪl были выполнены

Дозиметрическая аппаратура, часть 4

Mon, 17 Dec 2012 02:45:24 +0400

новая модификация слепого дозиметра рентгеновского и гамма-излучений. Весь диапазон измерений был разбит на два поддиапазона: 0.005-0.05 Р и 0.05-1 Р соответственно (диапазон энергий составлял от О, 15 до 2 МэВ с алюминиевым экраном и от 20 до 150 юВ со снятым алюминиевым экраном). В зарядно-измерительном устройстве для определения изменений напряжения на камере использовался ламповый вольтметр с малой входной емкостью и высоким ВХОДНЫМ сопротивлением. Дозиметры были освоены в серийном производстве на радиозаводе им. В.И. Ленина (г Минск). На базе некоторых технических решений, реализованных в этих дозиметрах, в ПО им. СЛ. Королева (г Киев) были созданы прямопоказывающие дозиметры ДК-02 с за-рядным устройством ЗД-5, рассчитанные на массовый промышленный вьпуск. Диапазон измерений у этих дозиметров составлял 0.01-0.2 Р, а уменьшение напряжения на камере, лропорциональное дозе облучекия, измерялось миниатюрным электроскопом, вмонтированным внyrpь дозиметра. В 60-70-х годах разработка новых модификаций индивидуальных конденсаторных дозиметров в СНИИПе была продолжена коллективом специалистов (Батюшин. В.И. Зуев. ЛЛ. Клюкин. Б.В. Мух:ачев. Б.В. Немировский. Д.Г. Синельников. В.В. Шиnyлин. и др.). Бьшо проведено несиольк научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, в результате которых бьли разработаны дозиметры для измерения доз в диапазоне от 10 до 300 Р в полях фотонного и нейтронного (по тепловой составляющей) излучения, зарядное устройство для каамер на пьезокерамике, зарядно-контактный узел и ряд других устройств. а в специализированных организациях - дозиметрические конденсаторы (АО "Элитан" r. Харьков). токопроводящий материал на базе воздухоэквивалентного полимера (ПО "Пластполимер". r. Санкт-Петербург), пьезокерамика для зарядного устройства (г. Волгоград). Б 1972 г. в СНИИnе на основе набора "слепых» камер ионизационных дозиметров были разработаны дозиметры Д-2Р фотонного излучения с диапазоном измерений от 5 мР ДО 5 Р (разработчики В.С. Жернов. А.А. Денисов. Б.Ф. Ломзин и др.: комплекты выпускались заводом г. Златоуст). В приборах было использовано мarнитное кодирование индивидуального номера дозиметра. В 1976 г. была начата разработка линейки прямопоказывающих дозиметров с верхними значениями измеряемых величин 300 мР. 10. 30. 100. ЗОО. 500 и 1000 Р (разработчики Л.П. Клюкин. В.Л. Гиммельфарб. В.В. Шиnyлин. НА Шлыков и др.). К сожалению, серийное производство ЭТИХ дозиметров организовано не был, одна из ЭТИХ моделей дозиметров изготавливалась только на опытном производстве СНИИПа. в 1993-1995 гг. в СНИИПе бьт разработан комплект дозиметров фотонного излучения ДДС-07Н, состоявший из 10 прямопоказывающих ионизационных камерных индивидуальных дозиметров ДДС-02 и зарядного устройства ЗД-6. Диапазон измеряемых величин составлял от 0.1 до 2 м3в. На основе оптимального выбора толщины и конфиrypации стенок и чувствительного объема ионизационной камеры диапазон энергии регистрируемого фотонного излучения был расширен в области малых энергий и составил 20 кэВ - 1.25 МэБ. Комплекты дозиметров ДДС-07Н выпускало ПО им. СЛ. Королева (г. Киев). В дозиметрах со вспышечными фосфорами (термолюминесцеитных дозиметрах) использовалась способность электронов в некоторых веществах под действием ионизирующего излучения локализоваться на метастабильных уровнях и освобождаться под действием стимулирующего света или нагрева облученного вещества с уровней захвата ("ловушек") в нормальное состояние, создавая световую вспышку. При ЭТОМ в определенных пределах высвеченная светосумма пропорциональна поглощенной энергии ионизирующего излучения. В 1958 г. коллективом специалистов СНИИПа под руководством В.С. Филонова были проведены цикл исследования и разработка опытных образцов термолюминесцентных приборов, характеристики которых явились отправным моменто для формулирования технических требований к термотоминофору, термолюминесцентному детектору и способу нагрева детектора. Работы по исследованию параметров люминофоро и созданию термотоминесцентных детекторов и приборов на их основе с 1960 г. возглавил А.Д. Соколов. Основные усилия коллектива бьши направлены на определение путей создания термолюминесцентного дозиметра быстрых нейтронов хронического облучения. Реализация наиболее эффективного метода регистрации быстрых нейтронов по протонам отдачи наталкивалась на два серьезных противоречия. Во-первых, целесообразное с точки зрения увеличения чувствительности детектора к быстрым нейтронам повьшение процентного содержания водорода приводило к снижению тер-мостойкости материала радиатора. Во-вторых,

Дозиметрическая аппаратура, часть 5

Mon, 17 Dec 2012 02:55:00 +0400

пpактически ДЛЯ всех люминесцентных материалов наблюдалось СНИЖение конверсиоююй эффективности при регистрации тяжелых заряженных частиц (В данном случае протонов отдачи) по сравнению с лerкими, тогда как для расчета эффективной дозы (относительной биологической эффективности. коэффициента качества и т.п.) необходимо было обратное соотношение конверсионной эффективности ПО крайней мере в 10-20 раз. В результате ислытаний большого числа различных материалов на термостойчостъ, уровень фонового свечения и npозрачность для радиатора. ВЫбор был остановлен на кремнийорганическом каучуке, в то время как решение второй задачи потребовало привлечения специалистов-люменисцентщиков, для решения этих задач коллективом бьл устаномен многолетний творческий КОНТакт со специалистами Института физики и астрономии АН ЭССР (Ч.Б. Лущик. Ф.А. Савихин. И.В. Язк и др.). Одновременно потребовалась разработка новой методики определения основного параметра термолюминанофора, адекватного отношению протон/ гамма или для конкретной конструкции детектора. Для зффективной регистрации доз по гаМма-излучению Коллективом были разработаны технические требования к термоmoминесцентному поликристаллическому фтористому литию. поисковые исследования ПО которому были проведены в Институте физики АН ЛатвССР под руководством К.К Шварца, а промышленная разработка Вторым заводом ГИЛХ (И.А. Величко. Е.О. ЛяЛИН и др.). Промышленный выпуск поликристаллического термолюминесцентного фтористого ЛИтия позволил коллективу специалистов СНИИПа разработать технологию горячего прессования таблетированных термолюминесцентных детекторов и на их основе кассету индивидуального дозиметра гамма - излучеНИЯ. Впервые ЭТИ дозиметры. а также блок их прогрева были Использованы в дозиметрической установке Пеликан, предназначавшейся ДЛЯ разрабатываемого в те годы межпланетного КОсмического аппарата ДЛЯ длительного космического полета с облетом планеты Марс и возвращением на Землю. Для индивидуальной дозиметрии нейтронов и гамма-излучения на основе люминофора СаSО были разработаны дозиметры трех типов - Д-IГ. Д-IБ и Д-lт' входившие в комплект КИД-5. Дозиметр Д-IГ предназначался для измерения дозы, обусловленной фотонным излучени,ем с энергией ОТ 0.3 до 3 МэБ. В состав дозиметров тепловых нейтронов Д - I Т входил борат т-пия LiB02. Наконец, в детекторе быстрых нейтронов прессматериалом и ИСточником протонов было органическое стекло. В целях создания МОНолитного термолюминесцентного детектора. конструктивно-технологическое решение которого позволило бы обеспечить получение на основе ОДнотипных технологических операций дозиметров raммaизлучения кожных дозиметров и дозиметров быстрых нейтронов, указанным коллективом бьш разработан детектор, который получил условное наименование 'флажОК".

ОСНОВНЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К МЕРАМ БЕЗОПAСНОСТИ ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ

Mon, 17 Dec 2012 09:34:00 +0400

Все требования к мероприятиям по обеспечению общей и радиационной безопасности участников ядерных испытаний и населения разрабатывались под руководством 3-го Главного управления при Минздраве СССР. В основу требований были положены результаты работы подчиненных зтому Управленню лечебно-профилактических и санитарно-гигиенических подразделений, а также медико-санитарных частеи (МСЧ), развернутых на предприятнях атомной промышленности и в научных учреЖдениях для постоянного наблюдения за состоянием здоровья персонала. В состав руководства испытаниями ядерного оружия, которыи определялся постановлением Правительства СССР, обязательно входил представитель Минздрава СССР. В первые годы испытании им был начальник 3-го Главного управления - заместитель министра здравоохранения А.И.Бурназян, а в последующие годы - его заместители, представители З-го Главного управления или Института биофизики. Перед началом каЖдОГО испытания составлялась программа обеспечения общей н радиацнониой безопасности, которая утверЖдалась руководством Минздрава СССР, Минсредмаша СССР, Минобороны СССР и разработчиков ядерных зарядов. Представитель Минздрава СССР, входя в состав руководства испытаниями, постояннО контролировал выполнение этих программ. На основании результатов анализа имеющихся радиобиологичееких данных и материалов, содержащих полученные при первых ядерных испытаниях сведения о поражающих факторах ядерных взрывов, разрабатывались методы прогнозирования степеней поражений, которые могут возникнуть при воздеиствии воздушной ударной волны, светового излучения, проникающеи радиации и радиоактивного загрязнения местности. Результаты прогнозирования использовались при составлении конкретных программ обеспечения безопасности как участников испытании, так и населения в районах, прнлегающих к полигону. Если с термическими, механическими, химическими и другими источниками опасности для живого организма специалисты были знакомы задолго до начала испытаний ядерного оружия, то знаний об особенностях поражающего действия радиационных факторов было явно недостаточно для разработки конкретных мер безопасности проведения первых ядерных испытаниЙ. При обосновании защитных мероприятий от воздействия радиации, а затем и при организации и проведении медицинских обследований жителей загрязненных районов необходимо было учитывать величины доз облучения, при которых исключалась бы возможность лучевых поражений. Величины безопасных доз облучения изменялись ВО времени по мере накопления НОВЫХ научных данных о поражающем воздействии ионизирующих излучений на живые организмы. Нормы радиационной безопасности в их изменение во времени Эволюция критериев и методов обеспечения радиационной безопасности персонала и населення представляет определенныи научный интерес, поскольку с их разработкой связан целый зтап в развитии отечественной науки и, в частности, радиобиологии, радиационной медицнны, радиационной гигиеиы и радиационной безопасности. Взгляды на критерии и методы обеспечения радиационной безопасности существенным образом и,менялись по мере накопления знаний о биологических последствиях воздействия ионизирующих излучений на жнвые организмы. Это важно еще в связи с тем, что в разные периоды проведения ядерных испытаний действовали различные нормативы радиационной безопасности, то есть то, что раньше считалось вполне безопасным, в настоящее время не соответствует современным требованиям. В СССР разработка научно обоснованных критериев безопасности персонала предприятий атомной промышленности и населения практически началось в 1946 году, когда были организованы Радиационная лаборатория Академии Медицинских наук СССР и биофизический отдел в Институте гигиены труда и профзаболеваний [1]. В интересах расширения объема исследованнй и ускорения разработки нормативов, обеспечивающих радиационную безопасность, на базе Радиационной лаборатории в 1946 году был создан Институт биофизики. Первым его директором стал действительиый член Академии иаук СССР Г.М.Франк. В решении сложных проблем, связанных с обеспечением радиационной безопасности, был использоваи и меЖдународный опыт, в котором ведущая роль принадлежала Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ). Сведения, содержавшиеся в периодически издаваемых с 1955 года зтой Комиссией материалах и документах [2], использовапись в нашей стране при разработке национальных нормативов и правил защиты людей от воздействия ионнзирующих нзлучений и радиоактивных веществ. Однако в период проведения в СССР ядерных испытаний в атмосфере (1949-1962 годы), особеино на их начальном зтапе (1949-

Радиационная безопасность на полигоне, часть 2

Mon, 17 Dec 2012 09:36:30 +0400

1951 годы), в стране не существовало основного государственного нормативного документа - Норм раднационной безопасности (НРБ). Первые официальные НРБ, регламентирующие "допустимые" дозы внешнего и внутреннего облучения, были приняты в СССР только в 1969 году [3]. Следует отметить, что необходимость разработки мероприятий по обеспечению радиационной безопасности возникла еще в ходе выполнения научно-исследовательских работ, связанных с разработкой производства ядерных взрывчатых веществ (плутония¬239, урана-235 и др.), которыми руководил И.в.курчатов [4-7]. Но особенно потребность в осуществлении мероприятий по защите появилась с началом эксплуатации первых предприятий атомной промыwленноети и ПОДГОТОВКИ испытаний ядерных зарядов на Семипалатинском полигоне. Еще до пуска в СССР атомного реактора Ф-I, на котором в декабре 1946 года была осуществлена первая в Европе и Азии управляемая цепная ядерная реакция, в стране была создана Государственная служба радиацнонной безопасности, которую возглавил А.И.Бурназян. Он привлек к разработке норм и правил работы с радиоактивными веществами, а также методов и при боров контроля облучения ведушие институты Академии наук и Минздрава СССР. Известно, что разработкой ядериого оружия руководил научно-технический совет Первого главного управления при Совете Министров СССР. В рамках зтого Совета, состоявшего из крупнейших ученых страны, была сформирована Секция м! 5 медико¬санитарного контроля, которую возглавили будущие академики В.В.Парин (председатель) и Г.М.Франк (ученый секретарь). На первом заседании 24 апреля 1946 года Секция м! 5 одобрила предложения Я.Б.Зельдовича об организации индивидуального фотоконтроля "лучистой вредности" ионизирующих излучений и о выпуске дозиметрических приборов. Сотрудниками Радиационной лаборатории были разработаны интегрирующие дозиметры, оснащенные напеРСТКО8ЫМИ ионизационными камерами и фотопленками. Такие дозиметры были крайне необходнмы как для оценки поражающего действия ядерного взрыва, так и для реализации мероприятий по радиационной защите. Их стали использовать для контроля радиационной обстановки, при проведении различных радиобиологических экспериментов с животными, а также при подготовке и осуществлении первых ядерных взрывов. С 1948 года все вопросы изучения воздействия радиации на организм человека, а также разработку различных нормативов, регламентирующих работы с использованием ионизирующих излучений, поручили Институту биофизики, подчинив его 3-му Главному управлению при Минздраве СССР [8]. Под руководством 3-го Главного управления была создана самостоятельная система медицинского обслуживания персоналз, занятого на предприятиях, в научных учреждениях и организациях атомной промышленности, а также система контроля за обеспечением радиационной безопасности участников ядерных испытаний. Мероприятия по обеспечению радиационной безопасности населения, проживавшего вблизи ядерного полигона, имели свои особенности, заключающиеСJl в ТОМ. ЧТО контроль за возможностью облучения населения осуществлялея не путем измерения индивидуальных доз, а по результатам наблюдения за радиационной обстановкой. Для разработки мер защиты населения использовались данные, полученные при наблюдениях за образованием радиоактивных облаков и их распространением в атмосфере в зависимости от направления встра, результаты измерений мощностей доз гамма-излучения с помощью воздушных и наземных средств, отбора и анализа проб объектов внешией среды на содержание радиоактивных веществ, а также данные прогнозов радиационной обстановки, разработанных иа базе математических моделей и статистических оценок. Следует отметить, что во время ядерных испытаний в атмосфере контроль за радиационной безопасностью участников испытаний и населения проводился с использованием временных внутриведомственных и межведомственных документов Минздрава, Минсредмаша и Минобороны СССР, в разработке которых принимали участие сотрудники Института биофизики и 3-го Главного управления при Минздраве СССР. Одна из первых рекомендаций по допустимому облучению людей ионизирующими излучениями была разработана в 1946 году Г.М.Франком, Л.ЛЛетаветом, Н.о.панасюком и Б.Г.Дубовским под названием "Толерантные дозы различных видов радиации" [9]. Согласно представленным в рекомендациях данным. "допустимая доза облучения" и населения, и персонала составляла 0,2 рентгена в сутки или 60 рентген в год. Исходя из этих дозовых нагрузок, были рассчитаны предельно допустнмые концентрации (ПДК) радиоактивных веществ в воздухе и воде без днфференциации их по изотопам. Так ПДК бета-излучателей в воздухе составляла 2х 10•' Ки/л, а альфа-излучателей - lxI0•1O-1хlО•11 Ки/л, в воде - 'хl0" Ки/л и 1 х 1 О ., Ки/л, соответственно. В рекомендациях, разработанных в 1948 году, величина "допустимой дозы облучения" была уменьшена в два раза и составляла 0,1 рентген в сутки или 30 рентген в год [10]. По воспоминаниям участников первого ядерного испытания в 1949 году

Радиационная безопасность на полигоне, часть 3

Mon, 17 Dec 2012 09:38:21 +0400

[I 1,12] руководство испытаниями в отдельных случаях допускало однократно или в течение года внешнее облучение персонала в дозах до 50-100 рентген, В 1953 году "допустимая доза облучения" была снижена до 0,05 рентген в сутки и до 15 рентген в год [13], Следует отметнть, что вплоть до 1957 года не существовало различий в величинах допустимых доз облучения персонала, работавшего на предприятиях атомной промышленноети, участников ядерных испытаний и населения [14-16J, Поворотным этапом в развитии взглядов на обеспечение радиационной безопасности населения, проживавшего на радиоактивно загрязненных территориях, стали "Санитарные правила СП-233-57"(l7], разработанные в 1957 г, сотрудниками Института биофизики Н,ЮТарасенко, НГГусевым, А,Н.Мареем и Г.м.пархоменко, в отличие от предыдущих санитарных правил (сп-129-53) они содержали более подробный перечень санитарных нормативов. В приложении к ним были указаны величины предельных ДОЗ внешнего гамма•воздеЙствия на все тело: для персонала - 15 бэр в год, для иеработающих непосредственно с источниками ионизирующих излучений - 1,5 бэр в год, для всего населения страны дозы внешнего гамма•излучения не ДОЛЖНЫ были превышать дозы от естественного фона. Таким образом можно констатировать, что различия в величинах "допустимых доз облучеиия" персонала и населении впервые в СССР поивились в 1957 году. Санитарные правила СП-133-57 по существу заложили основу отечественного санитарного законодательства в области радиационной безопасности, у истоков которого стоял видный организатор военного и гражданского здравоохранении А.И.Бурназин. Упомянутые Санитарные правила имели большое значение при решении вопросов, связанных со снижением дозовых нагрузок на население при проведении всех ядерных испытаний в атмосфере. Однако наиболее полно научные концепции, разработанные специалистами в области нормирования воздействия ионизирующих излучений на человека, были отражены в санитарных правилах СП• 333-60 [18]. В них были включены данные о величинах пдк дли большого количества раднонуклидов, которые могли содержать си в воде, воздухе рабочих помещений, в пределах территорий санитарно¬защитных зон И, что особенно важно, на территориях населенных пунктов, Эти пдк были определены дифференцированно с учетом возможного облучении трех групп критических органов человека в соответствии с их радиочуветвительностью. К сожалению, эти санитарные правила не учитывали такого важного фактора как миграция радионуклидов по пищевым цепочкам. Но, даже имея такой недостаток, СП-ЗЗЗ-60 использовались в нашей стране вплоть до 1969 года, то есть до поивлении первых государственных "Норм радиационной безопасности" (НРБ-69) [3]. В разработку НРБ-69 большой вклад внесла Национальнаи комиссии по радиационной защите (НКРЗ), котораи была создана при Минздраве СССР в 1965 году. Ее первым руководителем был известный ученый А.АЛетавет [19,20]. В 1976 году начали действовать новые НРБ•76 [21], которые были разработаны на основе результатов анализа большого объема материалов, содержащих сведения о последствиях воздействия радиации на организм человека, а также с учетом накопленного опыта по осуществлению мероприятий радиационного контроля на предприитиих атомиой промышленности и измерений содержания радиоактивных веществ в объектах внешней среды, Большой вклад в разработку этих НРБ внес директор Института биофизики (ныне ГНЦ РФ - ИБФ) академик РАМН Ильин Л.А., который много лет возглавлил НКРЗ, В НРБ-76 были введены такие понитии как допустимые и контрольные уровни радиоактивного загризнения, допустимое остаточное загрязнение кожных ПОКрО808 после санитарной обработки, допустимое сод~ржание естественных радионуклидов в строительных материалах и др. Величины "допустимых доз облучения" остались неизменными как в НРБ-76. так и в разработанных в 1987 г, НРБ-76/87 [22]. В Российской Федерации руководство разработкой норм радиационной безопасности было поручеио Российской научной комиссии по радиационной защите (РНКРЗ), возглавлиемой академиком РАМН А.Ф.цыбом, С учетом международных рекомендаций [23] РНКРЗ разработаны новые НРБ-96 [24], а Федеральным собранием принит закон "О радиационной безопасности населении" [25]. Однако последние рекомендации о допустимых дозах облучения населения не следует относить к тем событиям. которые имели место в период проведения ядерных испытаний в атмосфере, так как основнаи часть дозовых нагрузок за прошедшее время уже успела реализоваться почти в полном объеме. В табл. 3, I в хронологическом порядке показано изменение величин "допустимых доз облучения•' при различных ситуациях радиационного воздействия, а также представлен перечень основных нормативных документов, разработанных при участии и под руководством 3-го Главного управлении при Минздраве СССР, до 1969 года, то есть до поивлении первых государственных "Норм радиационной безопасности" (НРБ-69) [3]. В разработку НРБ-69 большой вклад внесла Национальнаи комиссии по радиационной защите (НКРЗ), котораи была создана при Минздраве СССР в 1965 году. Ее первым руководителем был известный ученый А.АЛетавет [19,20]. В 1976 году начали действовать новые НРБ·76 [21], которые были разработаны на основе результатов анализа большого объема материалов, содержащих сведения о последствиях воздействия радиации на организм человека, а также с учетом накопленного опыта по осуществлению мероприятий радиационного контроля на предприитиих атомиой промышленности и измерений содержания радиоактивных веществ в объектах внешней среды, Большой вклад в разработку этих НРБ внес директор Института биофизики (ныне ГНЦ РФ - ИБФ) академик РАМН Ильин Л.А., который много лет возглавлил НКРЗ, В НРБ-76 были введены такие понитии как допустимые и контрольные уровни радиоактивного загризнения, допустимое остаточное загрязнение кожных ПОКрО808 после санитарной обработки, допустимое сод~ржание естественных радионуклидов в строительных материалах и др. Величины "допустимых доз облучения" остались неизменными как в НРБ-76. так и в разработанных в 1987 г, НРБ-76/87 [22]. В Российской Федерации руководство разработкой норм радиационной безопасности было поручеио Российской научной комиссии по радиационной защите (РНКРЗ), возглавлиемой академиком РАМН А.Ф.цыбом, С учетом международных рекомендаций [23] РНКРЗ разработаны новые НРБ-96 [24], а Федеральным собранием принит закон "О радиационной безопасности населении" [25]. Однако последние рекомендации о допустимых дозах облучения населения не следует относить к тем событиям. которые имели место в период проведения ядерных испытаний в атмосфере, так как основнаи часть дозовых нагрузок за прошедшее время уже успела реализоваться почти в полном объеме. В табл. 3, I в хронологическом порядке показано изменение величин "допустимых доз облучения·' при различных ситуациях радиационного воздействия, а также представлен перечень основных нормативных документов, разработанных при участии и под руководством 3-го Главного управлении при Минздраве СССР,

Радиационная безопаснгость на полигоне, часть 4

Mon, 17 Dec 2012 09:41:15 +0400

Таблица 3.1. Допустимые дозы облучения персонала (категория А), части населения (категория Б). Основные нормативные документы СССР, регламентирующие эти дозы Допустимая доза Лите· Годи облучения, ра- категория рентгеи (бэр) тур- Примечанис облучаемых ный людей за З3 ГОД ИСТQЧ- сутки ник 1 2 3 4 5 1946 0.2 60 9, 19 Различий 8 допустимых дозах внешнего облучения персонала (участников испытаний) населения не существовало. 1950 0.1 30 14 В случае аварии допускалось однохратное облучение в дозе 25 р .за время не менее 15 МИН, а за год· не более 100 Р. 1953 0.05 15 13.15 тоже 1957 Категория А 0.05 15 17 Неработающие 1.5 тоже с РВ (категория Б) Все население нсвыше природ- ного d>OHa 1961 В случае аварии допус- Категория А - 5 18,20 скалось однократное Категория Б - 0.5 облучение в дозе 25 Р. Все население - 0.05 Нормировалось загрязнение продуктов питания, воды, воздуха и различных объектов внешней ct>CдЬJ. 1969 (НРБ-69) Впервые введено "онятие Категория А . 5 3 "предел дозы" (ПД) Категория Б - 0.5 ВОЗМОЖНОГО облучения Все население 0.17 ограниченной части населения (5 бэр за (категория Б) и всего 30 лет) иаселеиия (категория В). 1976 (НРБ-76) Категория А - 5 21 Категория Б - 0,5 1987 (НРБ- 76/87) - Категория А - 5 22 Категория Б 0.5 Иэ даннык табл. 3. следует, что в период проведения ядерных испытаний в атмосфере (1949-1962 гг.), когда могли формироваться локальные следы радиоактивного загрязнения, основным критерием опасности воздействия ионизирующих излучений считалась доза внешнего гамма-облучения населения, определяемая расчетным способом с использованием данных радиационной разведки об уровнях радиации на загрязненной местности. Дозы внутрениего облучения оценивались, но их вклад в суммарный эффект имел второстепенное значение и по своей величине был как бы сопоставим с величиной ошибки опредепення дозы внешнего облучения [26,27]. Допустимые дозы облучения с течением времени (по мере накопления новых сведений о бнологическом действни излучений) снижались вплоть до окончания ядерных испытаний в атмосфере и фактически с начала 60-х годов и до настоящего времени остались неизменными для персонала и населения. Вместе с уменьшением величин допустимых ДОЗ облучения становились более жесткими и производственныс нормативы, используемые в атомной промышленности: допустимые величины концентраций РВ в воздухе, степени загрязнения поверхностей и содержание раДИDНУКЛИДОВ в организме человека. Особенно были ужесточены нормативы для альфа-активных радионухлидов (ппутоний, полоний и др.). По инициативе начальника отдела изучения радиоактивного загрязнения Семипалатинского полигона с.л.турапина и прн поддержке службы радиационной безопасности было организовано систематическое измерение содержания в воздухе альфа-активных радионуклидов как на территории полигона, так и за его пределами. К изложенному выше следует добавить, что правила радиационной безопасности зачастую нарушались самнми участниками ядерных испытаний. Для этого они находили достаточно веские аргументы, исходя при этом из научных интересов. В период проведення ядерных испытаний выполнялось много различных научно-исследовательских работ, связанных с оценками медико-биологических и раднационно-гигиенических последствий, и прежде всего при воздействии излучеиий в поражающих дозах. Было получено много важных сведений, необходимых для организации деятельности Гражданской обороны страны, отработки мер защнты гражданского населения и личного состава войск от поражающих факторов ядерного оружия. Полученные данные былн использованы 1 2 3 4 5 1996 (НРБ-96) На основании ст. 29. П.2 Категория А - 5 24 Федерального закона [25] Категория Б - 0.5 указанные допустимые пределы доз ВВОДЯТСЯ в действие с I января 2000 года.

Радиационная безопасность на полигоне, часть 5

Mon, 17 Dec 2012 09:45:14 +0400

также и ДЛЯ разработки дополнительных мер по снижению степени радиационного воздействия на население, проживавшего вблизи Семипалатинского полигона. Так, при двух сериях ядерных испытаний в атмосфере, проведенных в 1961-1962 годах (67 наземных и воздушных взрывов), величина годовой допустимой дозы внешнего облучения населения была принята равной 1.5 рентген. Кроме Toro. для повышения радиационной безопасности населения были введены строгие ограничения на величину мощностей ядерных взрывов и на условия их осуществления, главным образом, метеоусловий [28, 29J. В те годы считал ось, и зто было согласовано с руководством Семипалатинской области и Казахской ССР, что соблюдение принятых ограничений может полностью обеспечить радиационную безопасность населения. Поэтому жителей районов, прилегающих к полигону, не предупреждали заблаговременно о времени проведения испытаний. В последующим это стало одной из причин появления недоверия у местного населения к деятельности полигона и возникновению антиядерного движения ~IСемипалаТИНСkИЙ ПОЛИГОН ¬Невада". Изложенное выше дает определенное представление о тех изменениях во взглядах на нормы и методы обеспечения радиационной безопасности персонала и населения в период проведения ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне. 3.2. Служба безопасности полигона, основные задачн н npннцнпы организации ее работы Службу общей и радиационной безопасности полигона можно считать преемницей службы радиационной безопасности предприятий атомной промышленности, которая начала свою деятельность под руководством З-го Главного управления при Минздраве СССР примерно за три года до начала ядерных испытаний. В те ronbI в стране уже начали функционировать экспериментальные и промышленные реакторы, которые нарабатывали наряду с плутонием сотни миллионов кюри различных радионухлидов. Позтому необходимо было обеспечить не только ядерную безопасность работы предприятий атомной промышленности, но и радиационную безопасность производственного персонала и населения, проживающего вблизи зтих предприятий. Понимая это, ученые-ядерщики совместно с медиками с первых дней создания в СССР атомной промышленности стали большое внимание уделять разработке мероприятий, обеспечивающих радиационную безопасность персонала и населения [4]. По мере накопления опыта работы с радиоактивными веществами совершенствовались методы и техника обеспечения радиационной безопасности. Для обслужнвания работников атомной промышлеННОСТII началась подготовка врачеЙ-радиологов. На объектах создавались службы дозиметрии. При подготовке к проведеllИЮ первых ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне и разработке способов обеспечения радиационной безопасности был широко использован опыт промышленности. Организационно осуществить это было не сложно, поскольку как в промышленноети, так и на полигоне становление служб радиационной безопасности происходило под руководством' З-го Главного управления, которое возглавлял А.И.Бурназян. Изучением последствий воздействия радиации на организм человека и разработкой всех видов нормативов при работе с радиоактивными веществами занимался Институт биофизики. Эти нормативы затем были использованы при разработке требований к мерам безопасности проведения ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне. Разработкой конкретных мер безопасности при проведении испытаний занималась служба радиационной безопасности полигона. 3.2.1. Основные цели и задачи службы РадИационной безопаености полигона Подготовка полигона к проведению ядерных испытаний требовала от персонала соблюдения особых мер безопасности. Позтому на полигоне одновременно с ero подготовкой к первому ядерному взрыву, осуществленному 29.08.49 r., начала действовать служба безопасности проведеНИJl ядерных испытаний. Основной целью создания службы безопасности полигона было обеспечение общей и радиаЦИОIIНОЙ безопасности участников испытаний ядерного оружия, личного состава воинских частей гарнизона, жителей населенного пункта 11 М" (в последующем города Курчатова), а также населения, проживавшего за пределами полигона. Составной частью службы безопасности полигона была служба радиационной безопасности, методы работы которой постоянно совершенствовались по мере накопления данных о последствиях поражающего действия факторов ядерных взрывов и изменения во времени взглядов на допустимые уровни воздействия радиации [1].Служба безопасности полигона призвана была решать конкретные задачи, ОСНОВНЫМИ ИЗ которых были:

Радиационная безопасность на полигоне, часть 6

Mon, 17 Dec 2012 10:43:36 +0400

• разработка инструкций по общей и радиационной безопасности, доведение их содержания до сведения всех участников испытаний, а также организация контроля за соблюдением их требований; • организация н проведение радиацнонной разведки в районе взрыва и на следе радиоахтивного облака в пределах Опытного поля; • получение данных о мощностях доз гамма-излучения в местах пребывания личного состава на Опытном поле и на следе радиоактивного облака; • обеспечение средствами индивидуальной защиты и осуществление дозиметрического контроля облучения личного состава, находящегося на Опытном поле ИШ1 на следе радиоактивного обпака, а также работающего с различными загрязненными объектами в других местах полигона; • регламентирование (ограниченне) времени пребывания личного состава в зонах воздействия ионизирующих излучений; • обеспечение санитарной обработки личного состава, дезактивации обмундирования, снаряжения и автотранспорта; • организация и про ведение совместно с медицинской службой полигона обследования личного состава н прикомандировзнных ЛИЦ. привлекаемых к работам с радиоактивными веществами; • организация систематического контроля за облучением личного состава и наблюдение совместно с медицинской службой полигона за состоянием здоровья людей, подвергшихея воздействию ионизирующих излучений; • обобщение результатов наблюдений за СОСТоянием здоровья участников испытаний, Выполнявших различные работы на местности, загрязненной радиоактивными веществами; • уничтожение (захоронение) загрязненных объектов и радиоактивных отходов, образующихся в результате деятельности полигона. В программе, которую составляли руководители испытаниями и утверждало Правительство страны, значительное место занимали вопросы обеспечения общей и радиационной безопасности. На период испытаний программой устанавливались предельно допустимые дозы облучения персонала и населения, а также уровни радиоактивного загрязнения поверхностей бета- и гамма-актнвными веществами. Известно, что самая большая годовая суммарная мощность ядерных испытаний, выраженная в тротиловом эквиваленте (1970 кт из общей мощности 6600 кт за весь период атмосферных взрывов на Семипалатинском полигоне), пришлась на 1956 год, в течение которого было осуществлено 3 наземных и 5 воздушных ядерных взрывов. Поэтому в качестве примера следует прнвести нормативы радиационной безопасности из программы испытаний 1956 года. Для участников испытаний, признанны.х медицинской комиссией годными к работе с радиоактивными веществами, предельно допустимая доза составляла 1 рентген в сутки при их систематическом облучении. но не более 25 рентген за весь год. ЛUЦi1, дозы облучения которых превышали установленные допустимые суточные дозы, должны были отстраЮlтьCJI от дальне~их работ с радиоактивными веществами на такое число днеи, которое соответствовало степени их переоблучения в предыдущие дни работы. При работе в лабораториях и вивариях предель//о допуотимая доза облучения БЬUlа равна 0,2 рентгена в сутки. На период испытаний БЬUlи прWUlты следующие предельно допустимые уровни загрязнения радиоактивными веществами [ 17]: • поверхность тела человека (за исключением рук) 1500 pacпaдoвlMuнx~l; • руки - 3500 pacпaдoвlMиHXCМ'; , • обмундирование (BepXНJIR одежда) - 10000 pacпaдoвlMUНx~ ; • спецодежда, перчатки. обувь, техника и поверхности рабочих мест - 20000 pacпaдoвlMиHX~'; • воздух в рабочих помещениях лабораторий и вивариев - 20 распадовlминхлитр; • предельно допустимые уровни загрязнения поверхностей и воздуха рабочих помещений альфа-активными веществами БЬUlи установле//ы в 1000 раз меньшими, чем уровни загряз//ения бета-активностью. На территории Опытного поля (да и в пределах самого полигона) зоной, загрязненной радиоактивными веществами, считалась зона с уровнем радиации JO мР/Ч и выше. Работы в загрюненных районах с уровЮlAlи радиации более 10 Р/ч допускались только по письменному разреше//ию руководства испытаниями. Приведенные выше данные о допустимых дозах облучени~ участников испытаний и уровнях загрязнения поверхностеи соответствовали нормативам, которые действовали в тот период на предприятиях атомной промышленности.

Радиационная безопасность на полигоне, часть 7

Mon, 17 Dec 2012 10:45:14 +0400

наблюдения за радиационной обстановкой н реализации мер по защите населения. Начиная с 1953 года при осуществлении мощных взрывов представители службы безопасности, находившиеся в населенных пунктах с радиостанциями, оловещались о времени проведения испытаний и объеме мероприятий, необходимых для обеспечения безопасности населения (например, вывести жителей населенных пунктов из домов, чтобы они не получили травм при прохождении фронта слабой ударной волны, предварительно открыв окна и двери и т.д). В населенные пункты, где ие было радиостанций, с самолетов или вертолетов сбрасывались вымпелы с указанием времени взрыва и сроков проведения необходимых мероприятий. Получив такое сообщение, представители службы безопасности проводили работу по обеспечению безопасности жителей населенных пунктов. Конечно, не всегда все проходило гладко. В отдельных населенных пунктах разбивались слабо закрепленные стекла и сотрудникам полигона приходилось восстанавливать разрушения после испытаний. В период интенсивного проведения ядерных испытаний для обеспечения выполнения задач, поставленных перед службой безопасности полигона в ее составе по временному штату организовывались следующие подразделения: • отдел общей безопасности; • отдел радиационной разведки; • отдел контроля и дозиметрического сопровождения; • отдел индивидуального контроля облучения; • пункты специальной обработки на аэродромах городов Курчатова и Семипалатинска. За правильностью выполнения мероприятий по обеспечению радиационной безопасности на площадке "ш•" на Опытном поле. а также в жилом городке полигона и на азродроме города Семипалатинска несли персональную ответственность руководители подразделений. Для обеспечения участников испытаний средствами защиты и полевым обмундированием развертывался склад материально-технических средств. Следует отметить, что при проведении радиационной разведки в 1949 и 1951 годах дозоры действовали в прорезиненных костюмах, используемых в химических подразделениях Сухопутных войск, и в изолирующих противогазах. "Тяжелая" защитная одежда снижала производительность труда разведчиков и персонала, работавшего в зонах радиоактивного загрязнения, и способствовала повышению величин доз внешнего гамма-облучения ~ основной радиационной опасности. Позтому в последующем вполне обоснованно перешли на использование сначала фильтрующих противогазов, а затем и респираторов типа "Лепесток". Прорезиненные противохимические костюмы были заменены на хлопчатобумажные комбинезоны с и капюшонами, которые выдавались вместе с нателЬНblМ бельем, резиновыми сапогами, перчатками, респираторами и противопыльными очками в санпропускнике площадки "Ш". Индивидуальные дозы облучения личного состава при проведении первых испытаний измерялись с помощью рентгеновских пленок ФИ-l и ФИ-2, которые содержались в кассетах, выдаваемых каждому выезжавшему на Опытное поле или работавшему с радиоактивными веществами. Затем иаряду с каССетами стали выдаваться индивидуальные дозиметры ДП-21 с диапазоном "змерений до 50 Р. В период проведении интенсивных испытаний, например в 1956 году, в состав службы радиациоиной безопасности по временному штату входили 33 офицера и 113 сержантов и солдат. Кроме того, нз числа сотрудников испытательных групп и команд было подготовлено 250 дозиметристов для обеспечения контроля за уровнями радиации и радиоактивным загрязнением поверхностей непосредственно на рабочих местах. Важное значение придавалось разработке памяток и инструкций о правилах поведения в радиоактивно загрязненной зоне и обеспечению ими сотрудников, участвующих в испытаниях. Снабжение службы безопасности полигона специальной техникой, транспортом, а также выполнение радиационной разведки. дезактивации и санитарной обработки ПРО80дилоеь. в основном, силами отдельного технического батальона, а снабжение подразделений радиационной безопасности дозиметрической аппаратурой и ее градуировка возлагалась иа бюро измерительных при боров опытно-научной части полигона (сектор 5 иа площадке "О"). Наибольшее напряжение сил от личного состава подразделений службы безопасности полигона требовалось в подготовительный период, Т.е. перед началом испытаний И, естественно, в ДНИ проведения испытаний. В подготовительный период служба радиационной безопасности, укомплектованная личным составом и материально-техническими средствами, выполняла следующие работы: • разрабатывала новые и корректировала разработанные ранее инструкции и планы по обеспечению общей и радиационной безопасности участников испытаний и жителей пункта "М", а так же инструкции о порядке информирования начальников полевых групп и команд о радиационной обстановке на рабочих площадках Опытного поля; • проводила мероприятия по обеспечению безопасности участников испытаний в выжидательных районах и на наблюдательных пунктах, а также в районах сосредоточения населения пункта "М";

Радиационная безопасность на полигоне, часть 8

Mon, 17 Dec 2012 10:46:37 +0400

• осуществляла подготовку площадок Опытного ПОЛЯ к проведенню радиационной разведки и дозиметрического контроля, а также разрабатывала методику развеД)(и радиоактивного загрязнения территории Опытного поля с использованием бронетехники и автомобильного транспорта. В подготовительный период личный состав подразделеиий службы радиационной безопасности отрабатывал свои фуикциональные обязаиности и проверял необходимую рабочую документацию. Проводились обучение и тренировки разведывател.ьных подразделений, а также подготовка дозоров для осуществления дозиметрического контроля за работающими в загрязиенных районах и для уточнения радиационной обстановки на рабочих местах личного состава испытательских групп и команд. На площадке "Ш" развертывапся. диспетчерский пункт ДnJl выдачи после взрыва руководителям испытательских групп н команд (а их часто насчитывалось несколько десятков) информации о радиационной обстановке на Опытном поле. Кроме того, подготавливалСR к работе передовой диспетчерский ПУНКТ, который в ДНИ испытаний развертывалея на Опытном поле в 3•5 км ОТ ПЛОЩaдJ

Радиационная безопасность на полигоне, часть 9

Mon, 17 Dec 2012 10:47:57 +0400

ответственность за безопасность. В распоряжение начальников ПУНl

Радиационная безопасность на полигоне, часть 9

Mon, 17 Dec 2012 10:49:38 +0400

Измерение уровней радиации при ведении радиационной разведки проводилось, как правило, без выхода разведчиков из машин на загрязненную местность, • I анные радиационнои разведки по отдельным направлени~м сводились в таблицы, обобщались и наносились на специалЬН~lе карты (схемы), по которым участников испытаНий информировали о радиационной обстановке на поле. Контроль за соблюдением участннками испытаний правил радиационной безопасности во время работ на Опытном поле, в лабораториях, вивариях, авиачастях, подразделениях и Т.Д. осуществлялся в соответствии с утвержденной программой испытаиий и инструкциями по радиационной безопасности. Во время работ на Опытном поле контроль осуществляли инспектора и контролеры отдела контроля и сопровождения, а за ЛИЧНЫМ составом, работавшим в лабораториях, вивариях, на аэродромах и пунктах специальной обработки офицеры, ответственные за радиационную безопасность в структурах полигона (пунктах IOШ". "М" и др.). Распоряжениями начальников лабораторий н других подразделений ПОлигона из состава сотрудников назначались офнцеры, ответственные за соблюдение правил безопасности при работах с радиоактнаными веществамн и для контроля за выполненнем инструкцнй по безопасностн. В состав испытательских групп и команд. экипажей машин, самолетов, вертолетов и т.д. назначались дозиметристы сопровождения. Работа в зонах, загрязненных радиоактивными веществамн, без сопровождения дозиметристов строго запрещалось. Дозиметристы сопровождения перед выходом rpynn и команд в загрязненный район должны былн выполнить следующие операцин: • провернть наличие разрешеннй на ведение работ в загрязненной зоне; • получить средства индивидуального контроля облучения и раздать нх по ведомости; • ознакомить личный состав групп и команд с данными о радиационной обстановке; • проверить наличие. исправность и подгонку средств защиты; • проверить работоспособность Дозиметрнческих при боров н доложить начальникам о готовности личного состава к выходу в загрязненный район. При следовании rpynn к месту работы в загрязненном районе Д иметристы сопровождения постоянн.о следили за показаниям~ пр боров н по достижении загрязненнои зоны, за границу которои пр ималась мощность дозы излучения 10 мР/ч, докладывали об это начальникам групп, чтобы они могли подать команду на пр енение средств защиты органов дыхания. Во время работы в загрязненной зоне дозиметристы уточняли рад ционную обстановку непосредственно на рабочих местах и след ли за тем, чтобы время пребывания людей в загрязненной зоне не n евышало допустимого, а также не разрешали личному составу захо ить (заезжать) на местность с уровнями раднации выше 10 Р/ч. ри следовании rpynn из загрязненного района дозиметристь~ следи и за спадом уровней радиации и по достижении показании приб ов 10 мР/ч докладывали старшим rpynn о выходе из загряз енной зоны. 3атем дозиметристы собирали у личиого состава rpynn средства индивидуального дозиметрического контроля и сдавали их по месту получения вместе с раздаточными ведомостями в те ПУНКТЫ, где они были получены. В дальнейшем весь Л_ИЧНЫЙ состав rpYnnbI направлялся на контролъио•распределительныи пост пункта спецнальной обработки и действовал по указанию начальников rpynn .. Важное значение имел доклад дозиметристов сопровождения ответственным офицерам службы радиациониой безопасности о всех замеченных ими нарушеннях при работе личного состава rpynn в загрязненном районе. С докладом дознметрнстов всегда знакомился представитель Минздрава СССР. в состав руководства испытаниями всегда входил представитель Минздрава СССР, на которого возлагался контроль эа правильностью выполнения меропрнятнй по обеспеченню безопасности персонала и населення при проведенин ядерны~ нспытаннЙ. Руководство испытаниямн состояло из руководителеи Министерства средиего машиностроения, Мннистерства обороны и Миннстерства здравоохранення СССР или нз нх доверенных лнц. Руководством иcnытaHWlМи утверждалос. Положение об ответственном представителе Минздрава СССР при испытаниях ядерного оружия. В одном из таких положений, утвержденном в 1958 году, приводился следующий nеречень прав и обязанностей: 1. На период каждого испытания ядерного оружия Ми1l3драв СССР назначает ответственного представителя.

Радиационная безопасность на полигоне, часть 11

Mon, 17 Dec 2012 10:51:23 +0400

разрушеннй н поврежденнй различных сооружений, расположенных на территории полигона и в окружающих полигон населенных пунктах, оценить степень радиоактивного загрязнения на след облака ядерного взрыва. Эти данные давали возможность выбрат такие условия проведения испытаний, при которых обеспечивалис минимальное облучеиие иаселения и оптимальные материалЬНi расходы на проведение испытаний и ликвидацию последствий. Решение вышеуказанных вопросов прежде всего бьtо подчинено интересам обеспечения общей и раднационн й безопасности участников испытаний и населения в район х, расположенных вблизи полигона. Несмотря на то, что разработка методик прогиозирования, K~> и провсдение самих расчетов, относилиеь к компетенции специалюуов физико-технического профиля, результаты прогнозов имели болtое значение и для специалистов медицинского профиля рн организации меДИ1Со•биологичсехих исследований и обеспеч нии безопасности проведения испытаний. Ниже рассматриваются некоторые общие вопросы прогнозирования, имеющие основное зиачение. Речь пойдеr об обеспечеиии безопасности в зонах воздействия ударной волны, светового излучения и радиоактивного загрязнения местности. Воздействие зтих поражающих факторов ядерного взрыва следует учитывать в первую очередь. Зона ВQздействия воздушной ударной ВОЛНЫ.Известно, ЧТО в ближней зоне взрыва при нзбыточном давлении во фронте ударно.Й ВОЛНЫ более 0,1 кгс/см1, которое может быть опасным для люден, расположенных на открытой местности, метеорологические условия не оказывают существенного ВЛИЯНИЯ на параметры ударной волны. Была разработана методика расчета величины избыточного давления во фронте отраженной и головной ударных волн на различных расстояниях, исходя из свойств однородной воздушной безграничной среды при нормальных атмосферных условиях, с учетом ряда показателей . высоты взрыва, расстояния ОТ цеН11'а или эпицентра взрыва и его тротилового эквивалента. На больших расстояниях наличие неоднородностей в атмосфере, обусловленных метеорологической обстановкой, приводило к тому, что различные участки фронта ударной волны двигались в пространстве с разными скоростями. В силу зтого, форма фронта волиы отличалась от первоначальной сферической тем сильнее, чем большее расстояние проходилось волной. Это приводило К усилению или ослаблению поражающего действия ударной волны. Метеорологические характеристики верхней атмосферы, как правило, достаточио устойчивы и зависят лишь от времени года. ~ районе размещения Семипалатинского полигона осенне-зимни ... и период, (основной период проведения ядерных испытании) арактеризовался восточным переносом воздушиых масс и язанным с ним преимущественно односторонним (на восток) спространеиием отраженных ударных волн. Существовало два принципа или способа защиты от действия у арной волны: это вывод людей из возможной зоны поражения и У~lТие. Необходимо было либо находиться в зоне, достаточно уд енной от центра взрыва для того, чтобы воздействие ударной во ны ядерного взрыва было не опасным, либо пред~рииимать меры за иты, оставаясь в пределах радиуса ее опасного деиствия. Принцип "вывода людей" определял необходимость эвакуации нас ения из районов возможного поражения ударной волной, котdрый определялся методом прогнозирования. Из пого следовало, ЧТО полигоны, предназначенные ДЛЯ испытании ядерного оружия, должны были иметь значительную по размерам зону отчуждения, на территории которой отсутствовали бы даже малонаселенные пункты, что практически трудно достижимо, или же нужно было использовать значительные силы и средства для временной эвакуации довольно большого количества людей с их, подчас, СЛОжным хозяйством (скотом, машинами и др.). Следуя другому принципу обеспечения безопасиости - принципу "укрытия", руководство ядерными испытаниями должно было, учитывая мощность взрыва и метеорологические условия, оценивать степень надежности существующих укрытий для участников испытаний и необходимость возведения новых, а также принимать меры для обеспечения безопасности населения, нахоДившегося в зоне распространения отражениой ударной волны. На Семипалатинском полигоне при проведении испытаний в 1955-1957 года ядерных зарядов большой мощности (с тротиловым зквивалентом около 2 Мт) безопасное давление не более 0,01 кгс/см' было определено на расстояниях 55 км в секторе с азимутами сторон 10-60 град., на расстояниях 110 км - в секторе с азимутами сторон 60-207 град., на расстояниях, в среднем, 70-100 км - в секторе с азимутами сторон 207¬350 град и на расстояниях 110 км - в секторе с азимутами сторон 350¬10 град. Большое значение в обеспечении безопасности участников испытаний и населения, имела четкая организация системы оповещения о необходимости принятия тех или иных мер защиты, а также хорошо налаженный контроль за исполнением принятых при каждом испытании решений по вопросам безопасности. Эффективность защитных мер возрастала, если среди населения, иаходящегося в зоне возможного поражающего действия ударной волиы, проводилась соответствующая разъяснительная работа. За пределами Опытного поля в результате воздействия светового излучения ядерного взрыва могли возникать поражения органа зрения людей - ожоговая травма сетчатки или временное ослепление.

Радиационная безопасность на полигоне, часть 12

Mon, 17 Dec 2012 10:52:36 +0400

Прогнозирование слепящего и ожогового действия светового излучення производил ось с учетом вида и мощности взрыва, расстояния от центра взрыва, состояния атмосферы и времени суток. Для расчета дальности возможного слепящего действия при наблюдении за огненным шаром взрыва оценивалась максимальная освещенность на сетчатке глаза и определялась минимальная слепящая яркость в завнсимости от яркости окружающего фона в разное время суток. Ожоги сетчатки глаз могли возникать в результате фокусирования на небольших ее участках интенсивных световых потоков, что способно было вызывать нарущение функции сетчаткн, а иногда и потерю зрения, если ожог приходилея на желтое ПЯТНО или сосок зрительного нерва. На основании результатов прогнозирования, как правило, рекомендовалось осуществление следующих мероприятий: • запрещение наблюдения незащищенными глазами процесса развития огненного щара ядерного взрыва; • для наблюдения огненного шара следовало использовать специальные защитные очки; • использование оптнческнх приборов для наблюдения за развитием огненного шара запрещалось; • представители службы безопасности наряду с оповещением о запрещении наблюдения за взрывом и контролем исполнения этого распоряжения в соответствующих опасных зонах проводили с населеиием разъяснительную работу о мерах и способах зашиты органа зрения. За пределами запретной зоны полигоиа световое излучение ие представляло опасности для населения. Прогнозирование радиоактивного загрязнения местности при ядерных взрывах имело очень важное значение для обеспечения радиациоиной безопасности участников испытаний и населения. Оно проводилось с учетом характеристик взрыва (тротиловый эквивалент ядерного заряда) и метеорологической обстановки, с обязательным определением направлення и скорости ветра на разлнчных высотах в слое от поверхности земли н до высоты подъема верхней кромки облака, а также с оценкой ролн атмосферных осадков. Результаты прогнозирования масштабов и степени радиоактивного загрязиеиия местности сопоставлялись с допустимыми дозами и уровнями радиации, установленными на период проведения конкретного испытания. С помощью расчетов по соотношениям, изложенным в специальных руководствах и справочниках, можно было определить ожидаемый максимальный уровень радиации (мощности дозы излучения) в центре или в эпицентре взрыва, дозы облучения участников испытания в случае пересечения ими района эпицентра взрыва с помощью транспортных средств с различными коэффициентами защиты, а также оценивать степень загрязнения и размеры зон с различными дозами до полного распада радиоактивных веществ по следу движения облака взрыва. Вследствие ошибок, возникающих при определении скорости и направления ветра, его изменчивости во времени и в пространстве 8 период формирования следа, влияния атмосферных осадков и рельефа местностн и т.Д. действительная радиациониая обстановка нередко существенно отличалась от прогнозируемоЙ. Поэтому постоянно возникала необходнмость в уточнении радиационной обстановки. Для этого с помощью воздушных и наземных средств передвижения проводилась радиационная разведка локального следа радиоактивного загрязнеиия на всю глубину его формирования. Кроме того, 8 районах выпадения радиоактивных веществ в интересах осуществления защитных мероприятий, направленных на снижение доз внешнего и внутреннего облучения, проводилась работа по организации раднационно-гигненических обследований. В качестве основы для гигиенической оценки радиационной обстановки принималнсь нормативные документы, которыми определялись величины предельно допустимых уровней облучения (ПДУ) и предельно допустимых концеитраций (ПДК) радиоактивиых веществ в пищевых продуктах, питьевой воде и воздухе. В зимний период допускал ось несколько большее загрязнение местности радиоактивными веществами, так как зимой увеличивается роль экранирующих свойств зданий, в которых человек находится значительную часть суток. Кроме того, зимой значительно уменьшается вероятность попадания в организм радноактивных веществ с продуктами питания, поскольку в пищу используются продукты, собранные ранее с полей и огородов в хранилища и склады, а молочный скот не использует открытых пастбищ. Особое вннмаиие при уточиении радиациоиной обстановки уделялось населенным пунктам, загрязненным радиоактивными веществами. В зтом случае проводили детальную наземную гамма¬съемку с помощью полевой дозиметрической аппаратуры, определяли степень радиоактивного загрязиения всех объектов внешней среды и дозы облучеиия. Следует отметить, что вопросы обеспечения радиациоиной безопасности при проведении ядерных испытаиий на Семипалатинском полигоне были в центре внимания не только начальника полигона и его штаба, но и 3•го Главного управления при Минздраве СССР. Почтн на каждое испытание приезжал его начальник А.И.Бурназян вместе с ведущими специалистами Института биофизики, которые обобщали данные о радиоактивном загрязнении объектов внешней среды, дозах облучения участников

Радиационная безопасность на полигоне, часть 13

Mon, 17 Dec 2012 10:53:58 +0400

испытаний и населени~ и делали ВЫВОДЫ о ВОЗМОЖНОМ влиянии нонизнрующих излучений на здоровье людей. Служба радиацнонной безопасностн полигона хотя и не подчинялась непосредственно А.И.Бурназяну и другим представителям Минздрава СССР, но в своей практической работе полностью руководствовалась нх рекомендация м н и указаниями. Благодаря своему служебному положению, авторнтету и лнчному общению с И.В.Курчатовым и другимн руководителямн атомиой программы А.И.Бурназян постоянно был в курсе всех проблем, стоящих перед службой радиационной безопаеноеТJt полигона, и помогал ей в решении многих организационных и методических вопросов.

Дозиметрическая и радиометрическая аппаратура для населения и персонала

Thu, 20 Dec 2012 19:00:28 +0400

Хотя за прошедшие годы разработчики дозиметрической аппаратуры значительно повысили ее технические характеристики, весьма остаются задачи дальнейшего совершенствования. В первую очередь это относится к построению систем дозиметрического контроля, основывающихся на персональных вычислительных машинах и хранящих информацию в постоянно обновляемой электронной базе данных дозиметрического контроля. В настоящее время проведены работы по созданию систем, которые осуществляют постоянный контроль индивидуальных эффективных доз облучения (с учетом внешнего и внутреннего облучения), полученных за регламентированный срок, год, любые пять лет и всю трудовую деятельность лицами из числа персонала при хроническом, планируемом, повышенном и аварийном облучении (в том числе и на других предприятиях, при командировках и пр.), и сопоставляют текущие значения доз облучения с пределами доз для выявления случаев превышения фактическими значениями доз облучения граничных значений (пределов доз). Существенна для таких систем возможность на основании результатов измерений группового дозиметрического контроля рассчитывать время, в течение которого конкретное лицо из персонала может проводить работы в помещении с определенной радиационной обстановкой (т.е. осуществлять прогноз облучения). Выполнение таких систем автоматизированного дозиметрического контроля предполагает создание технических средств, позволяющих вводить в ПЭВМ данные из устройств первичного получения дозиметрической информации - считывателей данных индивидуальных доз внешнего облучения, СИЧ, приборов, измеряющих мощности дозы облучения и входящих в аппаратуру группового дозиметрического контроля, и т. д. Поскольку оценку дозы облучения необходимо осуществлять с учетом взвешенных коэффициентов пересчета в значения эффективных доз, одной из актуальных задач является раздельное измерение дозы обучения для излучения разного вида (гамма-, бета-, нейтронного излучения). для частиц разной энергии и т.д. Например, актуальной задачей является создание прямопоказывающего сигнального дозиметра нейтронов для оперативного и аварийного дозиметрического контроля. В таких системах, например, периодически считываются результаты измерения индивидуальных дозиметров, регистрирующих эффективную дозу облучения тела, эквивалентную дозу, полученную при воздействии на хрусталик глаза, кожу, кисти и стопы. Последние значения пересчитываются к эффективной дозе с учетом установленных коэффициентов и суммируются как общая эффективная доза внешнего облучения. На основании данных по объемной активности воздуха в рабочем помещении и объему воздуха, вдыхаемому работником, а также с учетом выведения активности из организма и распада активности определяется предполагаемая эффективная доза внутреннего газоаэрозольного облучения работающего, эти данные наряду с результатами измерений с помощью СИЧа служат для оценки предполагаемой эффективной дозы внутреннего облучения, суммируются с результатами измерения дозы внешнего облучения и используются для сравнения с установленными дозовыми npеделами. Такая база данных позволяет оценивать и допустимую эффективную дозу для работы в последующий период времени.

Медицинские дозиметры

Thu, 20 Dec 2012 19:08:38 +0400

С учетом опpеделенной специфики использования дозиметров в клинической медицине был разработан ряд специальных приборов. В качестве примера можно привести переносной медицинский рентгеноме-гр PM-1M, который позволял измерять дозу рентгеновского излучения с энергией фотонов от 12 до 60 кэВ и от 80 до 250 кэВ, а также с энергией 1.2 МэВ. В комплект прибора входило несколько ионизационных камер: основная объемом 2 смЗ. позволявшая измерять дозу в пределах от 1 0 до 1000 Р, диафрагмовая объемом 0.2 смЗ, позволявшая измерять дозу в пределах от 100 до 50 000 Р, объемом 0.5 смЗ для внутриполостных измерений и большого объема (2000 смЗ), позволявшая измерять дозу в пределах от 1 до 10 мР (для измерений характеристик радиационной защиты). Рентгенометр был снабжен устройством. которое вырабатывало управляющий сигнал о прекрашении облучения при достижении заданной дозы. Для измерений в клинических условиях мощности дозы, создаваемой рентгеновским и гамма-излучениями, были разработаны переносные медицинский микрорентгенометр МРМ-1 и рентгенометр РП-1, использовавшие в качестве детекторов ионизационные камеры с алектромегрическими усилителями. Прибор МРМ-1 позволял измерять мощность дозы в пределах от 720 мкР/ч до 3.6 Р/ч при основной погрешности измерений ±10%. а прибор РП-I - от 360 мкР/ч до 36 Р/ч (в состав прибора входили два детектора: один с камерой объемом 2000 смЗ использовался для измерения мощности дозы от 360 мкР/Ч до 0.36 Р/ч и другой с камерой объемом 20 смЗ - от 36 мР/ч до 36 Р/ч). В рентгеновских кабинетах, научных и лечебных медицинских учреждениях также широко исполъзовались сцинтилляционные дозиметры, дозимеры-радиометры фотонов ИМЭД-1 и различные модификации прибора P3C-10H, приборы СД-01М и ДКГ-14П, рассмотренные в предыдущих разделах.

Дозиметрическая аппаратура, часть 6

Thu, 20 Dec 2012 19:37:54 +0400

Люминофора, кодирование индивидуального номера методом перфорации, и т.д.). К разработке комплекта КИД-08 при создании конкретных блоков и узлов были привлечены дополнительно специалисты. Результатом разработки явилось создание комплекта индивидуальных дозиметров кид-08, целый ряд параметров которого существенно превосходит аналогичные параметры предыдущей модели. Комплект КИД-08 по сравнению с предыдущей моделью имел следующие преимущества: в 3 раза более широкий диапазон регистрации доз гамма-излучения, в 2-5 раз меньший предел основной погрешности, в 6-13 раз меньшее время получения результата измерения, в 10 тысяч раз больший объем кодирования номера дозиметра, в 2 раза меньшее количество манипуляций оператора при выдаче дозиметра и измерений показаний и в 2 раза меньшие габариты и массу индивидуального дозиметра. В кассете размещались две таблетки, для измерения дозы, созданной фотонным и бета-излучениями. В дозиметрах индивидуальный номер записывался при помощи комбинаций отверстий и считывался при протяжке кассеты через пару светодиод-фотодиод. Комплект индивидуальных дозиметров КИД-08 осваивается в серийном производстве на Курском приборном заводе «Маяк». По результатам выполненных при исследовании и создании термолюминисцентных люминофоров, детекторов и дозиметров было получено не менее 16 авторских свидетельств на изобретение и опубликовано 37 статей. докладов на конференциях и семинарах различного уровня. Индивидуальные дозиметры внешнего облучения, использовавшие счетчики Гейгера, основывались на зависимости средней частоты сигналов, вырабатываемых ими на выходе, от мощности дозы. К 1976 г. уровень развития микроэлектроники. интеграции микросхем и накопленный в СНИИПе опыт разработки малогабаритной космической аппаратуры позволили приступить к созданию промышленных портативных электронных приборов индивидуального дозиметричетрического контроля, использующих малогабаритные счетчики Гейгера. Первыми устройствами такого типа, в которых индикация уровня мощности дозы осуществлялась по частоте мигания индикаторной лампочки и щелчков в телефонах-наушниках, были миниатюрные сигнализаторы гамма-излучения Соловей-1 и Соловей-3. С появлением экономичных промышленных жидкокристаллических цифровых индикаторов были начаты работы по созданию электронных прямопоказывающих сигнальных дозиметрических приборов с применением зтих индикаторов. Для отображения измерительной информации был использован цифровой компактный, экономичный, надежный жидкокристаллический дисплей, освоение которого только началось в СССР (изготовитель НПО «Платан» (г. Фрязино Московской области. На дисплее отображались четыре цифры и четыре точки, а распайка его выводов проводилась на печатной плате. В течение более 20 лет дисплей успешно применялся и применяется в настоящее время в различных миниатюрных дозиметрах, дозиметрах-радиометрах и других малогабаритных приборах, разработанных в стране. После проработки различных вариантов исполнения для серийного выпуска были отобраны три модификации прибора (ситнализатор-иидикатор ДРС01), цифровой электронный сигнальный дозиметр (измеритель дозы) ДЭС-04 и комбинированный (измеритель мощности дозы и дозы) цифровой электронный сигнальный дозиметр ДКC-04. В качестве детектора в этих приборах был использован миниатюрный газоразрядный счетчик Гейгера СБМ-21 с фильтром, обеспечивающим компенсацию энергетической зависимости чувствительности при регистрации фотонов. а также детектирование бета-частиц и тепловых нейтронов. Приборы имели удобные режимы работы Измерение, Порог, световую и звуковую сигнализацию, аккумуляторное или батарейное питание. Диапазон измерения и значения порогов сигнализации были выбраны с учетом нормативов НРБ-76. Эти первые отечественные электронные цифровые сигнальные дозиметрические приборы в 1986-198l гг. были освоены в серийном npоизводетве на заводе ИМПУЛЬС. г. ПЯТИГОРСК (всего было выпущено около 10 тыс. приборов). Преимущества таких приборов - возможность оперативно, практически в любой момент времени измерять мощность дозы и дозу на рабочем месте. Наличие звуковой и световой сигнализации в приборах позволяло предупреждать персонал об угрозе переоблучения при увеличении уровня радиации или вхождении в неконтролируемую зону. Все это обусловило их более широкое применение по сравнению С прямопоказывающими карандашными камерно-ионизационными дозиметрами, которые также использовались для оперативного дозиметрического контроля, преимущества сигнальных прямопоказывающих: дозиметров

Дозиметрическая аппаратура, часть 7

Sat, 22 Dec 2012 09:56:27 +0400

Автоматизированная дозиметрическая система «Козодой» разработана на основе электронных сигнальных дозиметров, называемую на Западе «Real time system». Система состояла из автоматизированного считывателя информации и дозиметра фотонного излучения и его номера, 32 хранилищ на 16 дозиметров каждое (всего до 512 дозиметров) и комплекта цифровых и «слепых» электронных дозиметров. В системе были предусмотрены проверка работы дозиметров от встроенного в считыватель бета - источника и подзарядка использованных в качестве источников питания аккумуляторов. Съем дозиметрической информации и номера дозиметра осуществлялся без электрического контакта оптопарой с кодированием. Для этой цели считыватель был снабжен инфракрасным портом. Следующей моделью электронных прямопоказывающих сигнальных дозиметров в период 1990-1991 гг стал интеллектуальный. дозиметр ДКГ-01И. Прибор предназначался для оперативного измерения мощности эквивалентной дозы, дозы фотонного излучения и оценки с помощью звуковой сигнализации уровня мощности эквивалентной дозы. В дозиметре использовались два газоразрядных счетчика СИ-29БГ и СИ-34Г с компенсирующими фильтрами. Они обеспечивали диапазон измерений, равный семи десятичным порядкам по мощности дозы, начиная с 0.1 мк3в/ч (естественного фона), что стало необходимым после аварии на Чернобыльской АЭС даже ДЛЯ карманных приборов, и пяти десятичным порядкам по дозе начиная с 10 мк3в. Использование специализированной БИС «Доза» позволило существенно расширить возможности дозиметра, в том числе применять его в аварийных условиях, обеспечивать автоматическое переключение детекторов и Т.Д. Информация отображалась на цифровом жидкокристаллическом дисплее ИЖЦ5-4/В. Прибор имел устанавливаемые пороги сигнализации.

Дозиметрическая аппаратура, часть 8

Sat, 22 Dec 2012 09:59:02 +0400

Дозиметр ДКГ-01И выпускален на АО «Импульс» (г. Пятиторск), а входящая в его состав БИС «Доза» была использована при разработке других модификаций электронных прямопоказывающих дозиметров. Накопленный опыт создания электронных прямопоказывающих дозиметров позволил после аварии на Чернобыльской АЭС успешно решить проблему обеспечения населения страны бытовыми Дозиметрическими приборами. По существу, был создан новый класс приборов - индикаторов ионизирующего излучения, предназначенных для оценки радиационной обстановки населением в быту. Наиболее удачные модели бытовьrx: дозиметрических приборов стали сразу использоваться, как профессиональные, в том числе цифровой сигнальный дозиметр ИР-02 (ДБГ-01Н). Выпушенная на заводе «Импульс» (г. Пятигорск) партия этих приборов использовалась для определения радиоэкологической обстановки на ядерных полигонах, например на Новой Земле. Пороговый цифровой сигнальный дозиметр СИМ-05 (-Юпитер») использовался и как бытовой, и как пpофессианалъный, особенно в зарубежных странах, куда ОН широко экспортировался и где не существует понятия « бытовой дозиметр» Бытовой цифровой сигнальный дозиметр-радиометр ИРД-02Б (МКС-83Б «Эксперт-М») обладавший достаточно высокими техническими характеристиками, начал применяться дозиметрическими службами радиационного контроля, в том числе радиоэкологами. Затем после проведения государственных испытаний и получения сертификата Госстандарта об утверждении типа средств измерений он стал широко использоваться в качестве профессионального прибора для измерения

Дозиметрическая аппаратура, часть 9

Sat, 22 Dec 2012 10:04:29 +0400

Мощности дозы фотонного излучения и плотности потока бета-частиц. Прибор использовали для радиоэкологического мониторинга, контроля загрязнения радиоактивными веществами сельскохозяйственных и пищевых продуктов, контроля полигонов захоронения, в том числе свалок, контроля металлолома. Он нашел широкое применение, как носимое оперативное средство борьбы с радиационным терроризмом в службах безопасности всех уровней, включая Службу безопасности президента страны. Организацию мелкосерийного выпуска и последовательное совершенствование характеристик носимого дозиметра-радиометра ИРД-02 осуществлял СНИИП. На основе применения дозиметра-радиометра ИРД-02 для Банка России была создана методика по выявлению и контролю денежных билетов с радиоактивным загрязнением. Прибором ИРД-02 были оснащены все расчетно-кассовые центры Банка России, часть учреждений Сбербанка России, многие коммерческие банки, а также некоторые зарубежные банки. С помощью прибора ИРД-02 было выведено из оборота большое число отечественной и зарубежной валюты, загрязненной радиоактивными веществами. обеспечена радиационная безопасность работников банков и населения. которые могли быть подвергнуты облучению от денежных билетов. Упрощенной версией этого прибора, пригодной для подобных исследований, стал МС-04б «Эксперт». Дальнейшее совершенствование портативных электронных цифровых дозиметров и дозиметров-радиометров было направлено на улучшение измерительных характеристик приборов, расширение их функциональных возможностей, круга решаемых задач и введение в приборы элементов интеллекта. Оно проводилось путем широкого использования современных достижений в микропроцессорной технике, средствах отображения информации и технологии. В 1996 – 2000 годах появилась возможность использования зарубежной элементной базы и конструктивов, технический уровень и дизайн прямопоказывающих электронных дозиметров-радиометров стали близкими к лучшим зарубежным образ Дальнейшее совершенствование портативных электронных цифровых дозиметров и дозиметров-радиометров было направлено на улучшение измерительных характеристик приборов, расширение их функциональных возможностей, круга решаемых задач и введение в приборы элементов интеллекта. Оно проводилось путем широкого использования современных достижений в микропроцессорной технике, средствах отображения информации и технологии. В 1996 – 2000 годах появилась возможность использования зарубежной элементной базы и конструктивов, технический уровень и дизайн прямопоказывающих электронных дозиметров-радиометров стали близкими к лучшим зарубежным образ

Дозиметрическая аппаратура, часть 10

Sat, 22 Dec 2012 10:07:27 +0400

В этот период был разработан комплекс приборов нового поколения - приборы XXI вена, соответствующие по основным харэхгеристикам нормативам НРБ-99. Портативный носимый сигнальный интеллектуальный дозиметр-радиометр МКС-08П «Навигатор» обеспечивал измерение мощности амбиентного эквивалента дозы и дозы фотонного излучения, плотности потока бета- и альфа-частиц, объемной активности. Программа работы прибора обеспечивалась микропроцессором, предусматривавшим возможность про ведения измерений с заданной погрешностью. Отображение информации в приборе осуществлялось с помощью матричного жидкокристаллического дисплея, а в качестве детектора использовался торцевой счетчик СБТ -10 со съемным фильтром. Разработан набор миниатюрных карманных дозиметров и дозиметров-радиометров. Один из них - интеллектуальный дозиметр-радиометр МКС-09П - предназначался для измерения мощности индивидуального эквивалента дозы и эквивалента дозы фотонного излучения, сигнализации о достижении установленных пороговых значений мощности дозы и дозы. определения удельной активности по фотонному излучению, плотности потока бета-частиц и индикации плотности потока альфа-частиц. В качестве детектора в приборе был применен малогабаритный торцевой газоразрядный счетчик с тонким слюдяным окном БТ-1. Прибор снабжался съемным фильтром, в состав прибора входил микроконтроллер PicJ6C57, а цифро-аналоговое отображение результатов измерения и измеряемых единиц осуществлялось с помощью

Дозиметрическая аппаратура, часть 11

Sat, 22 Dec 2012 10:14:12 +0400

импортного матричного жидкокристалличесного дисплея. Двухканалъные сигнализаторы ДОЗЫ СД-01М и ДКГ-14П предиазначались для оперативного контроля дозовых нагрузок фотоннoгo излучения на руки и все тело оператора. Они применялись при работах по переработке ядерного горючего. приrотовлеюш и расфасовке препаратов, coдepжащих радионуклиды проведение технических и медицинских операций с использованием рентгеновского излучения. Для оценки средств зarциты от ионизирующего излучения. Детекторы конструктивно выполнены в виде наручных часов, в которых установлены газоразрядные счетчики СБМ-21. При контроле облучения рук детекторы располагалиеь на запястье, а при контроле всего тела - в нагрудном кармане. В приборе СД-01М при достижении устанавливаемых программным путем пороговых значений индивидуального эквивалента дозы вырабатывались звуковой и световой сигналы. В приборе ДКГ-14П отображение информации об измеряемых значениях мощности индивидуального эквивалента дозы, дозы в единицах измерения осуществлялось с помощью трехразрядного жидкокристаллического дисплея. Диапазон измерений составлял от 1 мкЗв/ч до 100 мЗв/ч. Звуковая сигнализация о превышении порогов по мощности дозы и дозе обеспечивалась одновременно с индикацией канала. Значения дозы, набранной в каждом канале, сохранялись в памяти прибора в течение года. Дозиметры фотонного излучения ДКГ-12П1, ДКГ-12П2 и ДКГ-12ПЗ представляли собой миниатюрные цифровые приборы, предназначенные для измерения мощности индивидуального эквивалента дозы и индивидуального эквивалента дозы фотонного излучения, а также сигнализации о достижении установленных пользователем пороговых значений мощности дозы и дозы. Приборы отличались типами используемых в них газоразрядных счетчиков, определявших диапазон измерения мощности дозы и дозы фотонного излучения (БТ-1, СБМ-21 и два счетчика СИ-29БГ и СИ-З4Г соответственно). В дозиметре ДКГ -12П 1 диапазон измеряемых величин составлял от 0.1 до 1000 мк3в/ч. а в дозиметре ДКГ-12ПЗ за счет автоматического переключения детекторов в зависимости от уровня радиации - от 0.1 мкЗв/ч до 1 Зв/ч. в приборе был использован микроконтроллер Pic16C57. Информация об измеряемых значениях мощности дозы и дозы и единицах измерения отображалась на цифровом однострочном жидкокристаллическом дисплее. По запросу пользователя на дисплей выводится значение дозы или максимальное значение мощности дозы за время измерения. Сигна-

Дозиметрическая аппаратура, часть 12

Sat, 22 Dec 2012 10:18:39 +0400

лизация о превышении установленных значений по мощности дозы и дозе - звуковая, но различная по виду звучания. Дозиметр фотонного излучения ДКГ-1ЗП представлял собой модификацию прибора ДКГ-12П. В нем в качестве детектора был применен газоразрядный счетчик СБТ-18. позволявший проводить измерение мощности индивидуального энвивалента дозы и индивидуального эквивалента дозы рентгеновской области спектра фотонного излучения, а также обеспечивать сигнализацию о достижении установленных пользователем пороговых значений мощности дозы и дозы. Остальные характеристики и параметры прибора ДКГ-1ЗП были близки к характеристикам и параметрам прибора ДКГ-12П. По результатам выполненных работ при создании портативных электронных сигнальных прямопоказывающих дозиметров было получено около 15 авторских свидетельств на изобретения и опубликовано около 40 статей, докладов на конференциях и семинарах различного уровня. Также были использованы полупроводниковые детекторы. Например, как профессиональный бьл использован миниатюрный карманный цифровой дозиметр фотонного излучения DG-101. В приборе, позволяющем проводить измерения мощности дозы и дозы, в качестве дeтектора был применен ППД. Малые размеры, удобная конструкция в сочетании с хорошими измерительными характеристиками позволили широко использовать этот дозиметр, в частности, при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС на объекте. Укрытие

Дозиметрическая аппаратура, часть 13

Sat, 22 Dec 2012 10:27:43 +0400

Введение в практику первых Норм радиационной безопасности (НРБ-69) поставило перед дозиметрическими службами предприятий Минатома РФ и других ведомств, в том числе радиологичеекими лабораториями санэпидемстанций Россанэпиднадзора, ряд принципиально новых задач, связанных с оценкой содержания радиоактивных веществ в теле человека. Решение этих вопросов потребовало новых методических подходов к осуществлению радиационного контроля и некоторого технического переоснащения служб радиационной безопасности. Индивидуальный дозиметрический контроль внутреннего облучекия заключается в вычислении значения ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения на основании результатов индивидуального контроля поступления радионуклидов в организм человека через органы дыхания. Индивидуальное поступление радионуклидов рассчитывается по данным измерений: содержания гамма-излучающих радионуклидов в теле человека или в его отдельных органах с помощью счетчиков излучения человека (СИЧ) с использованием функции выведения радионуклида из всего тела или его отдельных органов; выведения альфа- бета-излучающих радионуклидов из тела человека с помощью биофизических методов с использованием функции удержания радионуклида в теле человека; объема выдыхаемого воздуха и объемной активности радионуклида в нем за время выполнения работ непосредственно в зоне дыхания работника с помощью индивидуального пробоотборника радиоактивных аэрозолей и с учетом применяемых средств индивидуальной защиты. Содержание радиоактивных веществ, инкорпорированных в теле отдельных сотрудников предприятий или жителей, определяется с помощью прямых и косвенных методов дозиметрии. Однако косвенные методы дозиметрии внутреннего облучения, основанные на восстановлении доз облучения по анализу выделений могут дать только ориентировочную oцeнку содержания радионуклидов в организме из-за значительных колебаний скоростей распределения и накопления их у различных индивидуумов. Кроме того, эти методы весьма трудоемки, в результате чего широкое использование их в практике ограничено. Наиболее приемлемым и современным является метод дозиметрии внутреннего облучения с использованием СИЧ, позволяющий прижизненно измерять содержание инкорпорированных радиоактивных веществ во всем теле или в различных органах и тканях и тем самым определять ожидаемую эффективную или эквивалентную дозу внутреннего облучения. К 1969 г в мире насчитывалось более 180 действующих СИЧ, причем большая их часть являлась стационарными, позволяющими измерять содержание радиоактивных веществ от 0.001 предельно-допустимого содержания (ПДС), такая высокая чувствительность была получена в результате установки счетчиков в специальном помещении с защитой от внешнего фона и очисткой воздуха, изготовления блоков детектирования с минимальной удельной радиоактивностью, активной и пассивной защитой.

Дозиметрическая аппаратура, часть 14

Sat, 22 Dec 2012 10:41:09 +0400

В 1969 г. закончена разработка аварийного счетчика индивидуального экспресс-дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала атомных ледоколов (СИЧ "Кашалот-6"). Этот счетчик должен был с наибольшей достоверностью, максимально оперативно и простым способом измерять содержание инкорпорированных радио нуклидов, позволять проводить измерения содержания радио нуклидов во всем теле и легких и измерять содержание радионуклидов от 0.1 предельно-доnyстимомого содержания (ПДС) и выше. Известн,. что при попадании внугрь организма радионуклиды 137CS и Са распределяются равномерно по телу. Данное положение налагало вполне определенные требования на выбор геометрии измерений. Конструкция СИЧ должна была обеспечивать необходимую чувствительность, требуемую для надежного измерения 0.1 ПДС, и позволять надежно работать в условиях качки с креном 450 при постояююм воздействии механических ударов и вибраций. В результате проведенных исследований была выбрана нестандартная rеометрия измерения, при которой субъект размещается в кресле и сгибается над детектором. Блок детектирования с кристаллом NaJ(11) диаметром и высотой по 63 мм крепился на штативе, который обеспечивал перемещение блока на определенное, строго фиксированное расстояние до поверхности тела обследуемого субъекта. Импульсы с блока детектирования подавались на многoкaналъный анализатор. Этот прибор был введен в эксллуатацию на атомном ледоколе "Ленин", градуировка СИЧ проводилась с помощью фантомов человека. В большинстве случаев были использованы фантомы, наполненные водным раствором с определенной активностью радионуклида. Фантомы изготавливались из тканеэквивалентных материалов (плексиглас, полистирол, виниnласт и т.д.). Точность определялась степенью приближения фантома к телу человека и стандартностью воспроизведения геометрии и условий измерения. Было использовано несколько категорий фантомов, различающихся точностью моделирования тела человека и определения удельных концентраций радиоиуклидов, для повышения точности измерений было npоведено определение градуировочных коэффициентов на различных фантомах, использующихся для оценни внутреннего содержания нуклидов цезия с помощью переносноro СИЧ на основе радиометра фотонного излучения РУБ-О 1 П6. Разброс градуировочного коэффициента, полученный с разными фантомами, не превышал ±20%, что позволяло применять для градуировки любой тип фантома.

ЭЛЕКТРОННО-ФИЗИЧЕСКАЯ И СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКАЯ АППАРАТУРА

Sat, 19 Jan 2013 17:47:11 +0400

Потребность в приборах для измерения ионизирующих излучении возникла с первых шагов становления атомной науки и техники. Среди этих приборов большое место сразу заняли универсальные устройства, позволявшие измерять плотность потоков альфа- и бета-частиц, фотонного излучения и нейтронов и предназначавшиеся, в частности. для экспериментальных исследований в ядерно-физических лабораториях. Также как и в других областях науки и техники - механике. электричестве. оптике, теплоте и т.п ., для определения характеристик объектов атомной техники необходима специфическая измерительная аппаратура. Ею явились приборы для измерения характеристик ионизирующих излучений. источников ЭТИХ излучений. создаваемых ими полей и передачи ими энергии веществу. Многообразие характеристик ионизирующих излучений привело к появлению большой номенклатуры различных по назначению и параметрам приборов. Детекторами излучений в приборах сначала были в основном счетчики Гейгера и реже импульсные ионизационные камеры. а техническими средствами для выполнения первых приборов - электронные устройства импульсной техники. выполнявшиеся с применением вакуумных ламп и на первых порах заимствованные из радиолокационной техники. Довольно быстро разработка таких приборов оформилась в новое направление радиоэлектроники - электронику ядерной физики. со своей спецификой и большим разнообразием решаемых задач. За 50 с лишним лет произошла смена нескольких поколений этой аппаратуры. каждое из которых характеризовалось типом наиболее распространенных детекторов ионизирующих излучений. элементной базой и использовавшимися структурными и схемотехническими решениями.

Первые приборы для радиационных измерений

Sat, 19 Jan 2013 17:48:48 +0400

Первые единичные экземпляры приборов для экспериментальных ядерно-физических исследований, построенные по сегодняшним меркам по весьма простым схемам. громоздкие, потреблявшие большую мощность от сети. создавались силами специалистов ряда групп. лабораторий и отделов в институтах и организациях. проводивших работы по атомному проекту: в Лаборатории М 2 (с 1949 г. Лаборатория измерительных при боров (ЛИПАН СССР). позднее Институт атомной энергии им. ия. Курчатова (ИАЭ). а сейчас Российский научный центр «Курчатовский институтч. руководители работ М.С. Козодаев. А.А. Марков и л.п. Цитович. Физическом институте АН СССР (ФИАН). руководитель работ И.Б. Штраних. Физико-энергетическом институте. " Обнинск (ФЭИ). руководитель работ Л.А. Маталин. нии ядерной физики МГУ (НИИЯФ). руководитель работ А.А.Санин и т.д. При этом преимущественно создавались не завершенные измерительные приборы. позволявшие определять характеристики источников и полей излучения. а их компоненты - достаточно универсальные. функционально и конструктивно завершенные устройства (которые впоследствии стали функциональными блоками и даже узлами). Разнообразное сочетание этих компонентов - детекторов ионизирующих излучений. источников питания детекторов. усилителей сигналов детекторов. устройств отбора этих сигналов по амплитуде и времени. счетчиков числа импульсов. измерителей средней частоты сигналов детекторов.

Первые приборы для радиационных измерений часть 2

Sat, 19 Jan 2013 17:52:04 +0400

таймеров - и составляло аппаратуру, необходимую для исследователей. Первые приборы для мелкосерийного выпуска были созданы в конце 40-х - начале 50-х годов под руководством группы специалистов Лаборатории М 2 во главе с М.С. Козодаевым. В ОДНОЙ из лабораторий. а впоследствии в СК6 завода М 696 в 1947 r. была создана установка типа «Б». для счета ядерных частиц (содержавшая счетчик гейгера, пересчетную схему с электромеханическим счетчиком ПС-64. осциллографы и выпрямитель). В этом же году была разработана установка типа «Д» (В состав которой входили перечисленные выше устройства. за исключением осциллографов). В 1947 г. появились установки типа «Ж» (широкополосный усилитель). «И» и «Л». В последующие годы был создан ряд устройств, позволявших компоновать необходимую аппаратуру для работы с детекторами ионизирующих излучений: разработанный в 1950 г. линейный высокочастотный усилитель для работы с ионизационными камерами при исследовании альфа- и бета-радиоактивных материалов 'Кедр. (граничная полоса пропускания 50 кГц). созданные в 1952 г. усилитель импульсов «Рябина- и широкополосный усилитель «Ракита», стабилизированные выпрямители ВСМ. ВСЭ2500 «Орех», и т.д, Базовой для аппаратуры тех лет было выполненное в 1948 г. пересчетное устройство ПС-64 (разрешающее время 50 мкс, пересчет ОТ 1:1 до 1:64). которое было выпущено, например, заводом N 696 в количестве более 1 О тыс. шт В отделе измерительных устройств завода М 528 в те же годы была разработана установка типа «А» для регистрации числа импульсов от счетчиков Гейгера. С образованием ЦКБ- 1 в одной из его лабораторий. руководимой Л.Н. Синевой. сосредоточивается разработка серийной электронно-физической аппаратуры. Так, в 1953 -1954 гт; были созданы широкополосный усилитель «Смородина», измеритель средней частоты импульсов «Тюльпан» (предельная частота импульсов 5х 100000 имп.с]. двоичная пересчетная установка 6-2 (коэффициенты пересчета 4: 16 и 64, максимальная частота входных сигналов 6400 имп.с). счетное устройство ПС-16 с регистрацией числа импульсов на электромеханическом счетчике и предварительным их пересчетом двоичными триггерами. установка для выделения и счета совпадений и антисовпадений «Яблоня» (разрешающее время отбора совпадений 0.1 мкс. разработка 1952 г.) и еще ряд других приборов. На первом этапе работ были весьма ограничены теоретическая основа проводимых разработок и техническая литература по созданию аппаратуры для экспериментальной ядерной физики. Подлинной школой для разработчиков аппаратуры были вышедшие в 1949 г. книга В.И. Векелера. Л.В. Грошева и Б.М. Исаева -Ионизационные методы исследования излучений». в 1951 т. книга Э.Элмора и М.Сендса «Электроника в ядерной физике».

Первые приборы для радиационных измерений часть 3

Sat, 19 Jan 2013 17:53:29 +0400

в 1951 г. книга Б. Росси и Г. Штауба «Ионизационные камеры и счетчики», первая отечественная монография по ядерной электронике А.М.Бонч-Бруеви:ча «Применение электронных ламп в экспериментальной физике», а также книга В.И. Гольданского. А.В. Куценко и В.И. Подгорецкого «Статистика отсчетов при регистрации ядерных частиц». Огромную роль в становлении коллективов создателей аппаратуры для ядерно-физических исследований играли регулярно проводившиеся до конца 60-х годов в Институте атомной энергии конференции по ядерной электронике. Инициатором и бессменным руководителем этих конференций был А.А. Марков.

Создание электронно-физической аппаратуры второго поколения

Sat, 19 Jan 2013 17:54:52 +0400

в середине 50-х ГОДОВ происходит первая смена поколений электронно-физической аппаратуры. связанная с усложнением ставившихся задач и обусловленная тремя факторами. Первым из них было появление сцинтилляционных детекторов и их широкое распространение в приборах и установках, Счетчики Гейгера. применявшиеся преимущественно в приборах первого поколения. давали информацию. как правило. о плотности потоков частиц и квантов. Сцинтилляционные детекторы сделали возможным создание более информативных приборов и использование в массовой аппаратуре методов отбора ионизирующих излучений по энергии и методов спектрометрии излучений по энергии. Другим фактором явился промышленный выпуск транзисторов. вытеснивших к концу 50-х годов электронные вакуумные лампы из схем приборов и позволивших усложнившуюся с применением пропорциональных импульсных детекторов аппаратуру сделать экономичнее. надежнее. меньших габаритов и массы. Наконец, еще одним фактором, также связанным с усложнением приборов. было изменение методов построения аппаратуры и переход от приборного метода выполнения устройств к функционально-блочному. Приборы. разрабатывавшиеся в те годы для работы со сцинтилляционными счетчиками. первоначально выполнялись на вакуумных лампах, были рассчитаны на размещение на столе или в стойке, имели значительную массу (20-30 кг) и потребляли от сети большую мощность (150-350 Вт). Номенклатура этих приборов. создававшихся коллективом, упомянутым выше. была весьма широка. Например, для определения интегрального спектра амплитуд импульсов в 1954 г. были разработаны

Создание электронно-физической аппаратуры второго поколения часть 2

Sat, 19 Jan 2013 17:56:08 +0400

широкополосный усилитель с каскадом дискриминации УШ-2 «Сирень» (коэффициент усиления 3·100000, время нарастания выходного импульса 0,2 мкс) и интегральный дискриминатор ИД-2, а для измерения дифференциальных амплитудных распределений - амплитудные дифференциальные одноканальные анализаторы ААДО-1, АДД-1, АДД-2 (разработчики Н.М. Хлюстяков и др.), для усиления импульсов, вырабатываемых сцинтилляционными датчиками, в 1953 г. был разработан усилитель УШ-10 «Эвкалипт» (коэффициент усиления Ф 10000, время нарастания выходного импульса 0,04 мкс) и позднее спектрометрический импульсный усилитель УИС-2 (разработчики Е. И. Рехин и др ., коэффициент усиления 10000, время нарастания выходного импульса 0.3 мкс, коэффициент допустимой перегрузки 300, интегральная нелинейность не более 1%). Регистрацию двойных, тройных и четверных совпадений позволял проводить прибор ПС-4 (минимальное разрешающее время 0.5 нс),

Создание электронно-физической аппаратуры второго поколения часть 3

Sat, 19 Jan 2013 17:58:02 +0400

двойных совпадений и антисовпадений прибор ПС-6 (разработчики этих приборов П.Л. Чернов и др.). отбор импульсов двойных совпадений с регулируемым интервалом задержки - прибор 6ДС-l (разработчики В.Г. Бо6ьиrевидр .. минимальное разрешающее время прибора 0.01 МКС). а измерение интервалов времени от 0.01 до 10000 с и задание временных интервалов от ) до L О 000 с - электронный секундомер ЭС-l. Наиболее распространенным прибором тех лет были счетные установки. предназначенные для регистрации числа импульсов, вырабатываемых

Создание электронно-физической аппаратуры второго поколения часть 4

Sat, 19 Jan 2013 17:58:58 +0400

детектором за время измерения (ЭКСПО31щию). Так, прибор ПС-10000 -Флокс- (год выпуска 1954. разработчики А.Л. Сибилев и др.) обеспечивал возможность счета за заданное время числа импульсов электромеханическим счетчиком с предварительным пересчетом четырьмя декадами на вакуумных лампах с индикацией их состояния неоновыми лампочками (максимальная частота входных сигналов 50 000 имп./с. минимальное разрешающее время 1 мне). а прибор «Волна» (разработчики Н.М. Хлюстинов и др.) - счет числа импульсов пятью декадами (максимальная частота входных сигналов 80 000 имп./с). Малогабаритный пересчетный прибор ПС-IОО содержал пять декад: одну быструю ламповую с индикацией на неоновых лампочках 11 четыре на декатронах (разрешающее время прибора составляло 10 мкс). Пересчетный прибор ПС-20. входивший в состав радиометра 6-3. содержал шесть счетных декад. выполненных на декатронах (разрешающее время прибора составляло 50 мкс), Наряду с приборами. которые являлись компонентами устройств для экспериментальных исследований , были разработаны и полностью завершены установки со сцинтилляционными детекторами - спектрометры и универсальные радиометры для научных и прикладных исследований. Так. например. установка ПС-5М позволяла осуществлять измерение плотности потоков альфа-частиц и гамма-излучения с помощью сцинтилляционных счетчиков альфа- и бета-частиц и гамма-излучения с помощью цилиндрического и торцевых счетчиков Гейгера. а также гамма-излучения с помощью интегральной ионизационной камеры. В состав прибора помимо нескольких блоков детектирования входили пересчетная установка

Создание электронно-физической аппаратуры второго поколения часть 5

Sat, 19 Jan 2013 18:00:13 +0400

ПСТ-l00 (пять счетных декад на декатронах, быстрый ламповый десятичный узел пересчета. секундомер на декатронах), интегратор тока, осуществлявший преобразование тока ионизационной камеры в пропорциональную ему частоту импульсов, и высоковольтный выпрямитель. Первым сцинтилляционным спектрометром, разработанным в институте в 1955 _ 1957 ГГ .. была установка «Вьюга», (работа проводилась по заказу Ленинградского университета для изучения схем распада радиоактивных нуклидов; разработчики Л.С. Горн, Е.И. Рехин. И.И. Рогушин. М.Л. Каган. А.Н. Маршева и др.). Она содержала два измерительных канала (сцинтилляционные детекторы, усилители и дифференциальные дискриминаторы), быстро-медленную схему совпадений, счетчик импульсов на декатронах с первой быстрой декадой на вакуумных пампах и источники питания. Спектрометр экспонировался на Всемирной брюссельской выставке в 1958 г. и был награжден Золотой медалью. Б 1956 г. был разработан один из первых промышленных отечественных сцинтилляционных блоков детектирования: _ сцинтилляционная приставка типа П-З49-1. выпускавшаяся серийно на заводе № 696. Она содержала помимо ФЭУ сменные детекторы (в частности, в качестве детектора альфа-частиц был применен сцинтиллятор ZnS(Ag)). После промышленного освоения различных сцинтилляторов. В том числе наиболее распространенных в приборах монокристаллов NaI(ТI), во второй половине 50-х годов было разработано несколько типов сцинтилляционных блоков детектирования ионизирующих излучений (разработчики М.И. Арсаев. г м. Дикарева. В.В. Матвеев. А.К Медведева, А.Д. Соколов и др.), Большое распространение получил универсальный сцинтилляционный датчик УСД-1 («Ромашка») со сменными детекторами - NaI(TI), ZпS(Ag). стильбен и др. Для регистрации альфа-активных препаратов в условиях бета- и гамма-фона, бета-активности препаратов в жидком, твердом и порошкообразном состоянии при сопровождающих их альфа- и гамма-излучениях (была возможность оценивать энергию бета-излучателей в диапазоне ОТ 0.2 до 1.5 МэВ), потоков быстрых и тепловых нейтронов при гамма-фоне до 0.2 мР/с и энер- гетического распределения

гамма-излучение

Sat, 19 Jan 2013 18:06:25 +0400

гамма-излучения. Были созданы также бетаспектрометрический датчик БСД-IС с кристаллами антрацена. комплект временных сцинтилляционных датчиков УСД-4 с кристаллами стильбена и детекторами на основе сцинтиллируюшей пластмассы (рассчитанный на работу с быстрыми схемами совпадений и временными анализаторами). сцинтилляционный гамма-датчик ГСД-4,т с двумя кристаллами NaJ(Тl). осуществлявший измерения в геометрии 2л и 4л и др. Б 1970 Г. была пророведена разработка унифицированных блоков детектирования гамма-квантов и заряженных частиц «Воря». содержавших стандартные кристаллы Na1(Тl). детекторы на основе сцинтиллирующей пластмассы и антрацена. к концу 50-х - началу 6О-х годов относятся работы, выполнявшиеся в СНИИПе и направленные на улучшение функции реакции на моноэнергетическое гамма-излучение (ослабление комптоновской составляющей спектра) сцинтилляционных детекторов (В.В. Матвеев. М.И. Арсаев. СА. Валдин. Н.А. Вартанов. Л.С. Горн. П.С. Самойлов. А.Д. Соколов. Б.И. Хазанов и др.).

Создание электронно-физической аппаратуры второго поколения часть 6

Sat, 19 Jan 2013 18:07:12 +0400

к ним относятся разработки спектрометров «полного поглощения с размещением препарата в кристалле «с колодцем» или со сложеннем сигналов от двух сцинтилляционных детекторов (использовались кристаллы NaI(Tl) размерами 80х80 и 120x120 мм). спектрометров антиикомптонсвских совпадений, с дополнительным защитным детектором (сигналы основного и охранного детекторов отбирались схемой антисовпадений: использовались охранные кристаллы размером 100x 150 мм с колодцем. цилиндрические сборки кристаллов NaI(Тl) размером 2ООх200 мм с колодцем и охранный пластмассовый кристалл размером 400х400 мм. с колодцем), «антинсмптсновсного двухдетекторного спектрометра" (с вычитанием распределения сигналов, полученных от дополнительного детектора с органическим сцинтиллятором, из распределения сигналов основного детектора), «комптоновского спектрометра совпадений» (с размещением источника между двумя расположенными вплотную друг к другу детекторами размером ЗОх10 мм) и трехдетекторного парного спектрометра. отбор, счет числа импульсов, измерение их средней частоты и т.п., - выделялись в автономные, схемотехнически и конструктивно завершенные блоки. выполнявшиеся на типовых шасси и рассчитанные на размещение в типовых стойках. Для повышеиия технологичности изготовления приборов, упрощения их настройки и унификации схемотехнических и конструктивных решений при создании электронно-физической аппаратуры второго поколения был развит новый метод ее выполнения функционально-блочный. Ряд устройств, осуществлявших в аппаратуре наиболее распространенные операции (функции) - усиление импульсов, их амплитудный и временной

ОРГАНИЗАЦИЯ МЕРОПРИЯТИЙ ПО УТОЧНЕНИЮ РАДИАЦИОIПЮЙ ОБСТАНОВКИ И САНИТАРНО-ГИГИЕНИЧЕСКОЙ ОЦЕНКЕ ПОСЛЕДСТВИЙ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МЕСТНОСТИ

Sat, 19 Jan 2013 18:35:35 +0400

Радиационная разведка на территории районов, расположенных вокруг Семипалатинского испытательного полигона, с той или иной степенью надежности и точности проводилась после всех ядерных взрывов, но особенно после которых можно было ожидать выпадения радиоактивных аэрозолей за пределами зоны отчуждения полигона. Эти данные представлены в официальных отчетах, содержащих сведения о проведении испытаний ядерного оружия. В отдельных случаях радиационная обстановка, усложненная метеоусловиями, не в полной мере соответствовала имеющимся представлениям о распределении плотности загрязнения местности радиоактивными веществами в зависимости от расстояния вдоль оси следа, высоты взрыва) его мощности и т.д. Часто невозможно было учесть влияние атмосферных осадков, которые повышали уровни радиации на местности, особенно в дальней зоне за пределами территории полигона. Такая ситуация, например, сложилась после испытания 24 августа 1956 года, когда радиоактивный след, располагавшийся к восток-юго-востоку от Опытного поля, имел несколько точек на местности с максимальными дозами излучения. Были и другие подобные ситуации. В таких случаях задача уточнения обстановки путем проведения детальной наземной радиационной разведки имела особое значение. Этой работе руководители 3-го Главного управления при Минздраве СССР уделяли большое внимание, особенно с 1956 года, когда началась систематизация и обобщение данных о радиоактивном загрязнении, полученных различными министерствами и ведомствами СССР.

Организация мероприятий по оценке радиационной обстановки часть 2

Sat, 19 Jan 2013 18:37:17 +0400

В течение нескольких лет в 3-м Главном управлении работала объединенная группа специалистов, которая обобщила практически все имеющившиеся в те годы экспериментальные материалы и подготовила объемные тематические отчеты. В настоящее время значительная часть отчетов, находящихся в архивах, стала открытой и доступной научной общественности. Ниже приведены основные обобщенные данные о радиационной обстановке и результаты санитарно-гигиенической оценки последствий радиоактивного загрязнения местности после проведения ядерных испытаний.

Основные данные о радиоактивном загрязнении местности и объектов

Sat, 19 Jan 2013 18:38:02 +0400

По результатам анализа архивных данных, имеющихся в научных отчетах, которые были подготовлены по первичным материалам ядерных испытаний, можно восстановить величины уровней радиации на местности после всех без исключения взрывов, ставших причиной радиоактивного загрязнения территорий различных районов вокруг полигона, начиная с первого испытательного взрыва 29 августа 1949 года. На этой основе с большой степенью надежности может быть определена доза внешнего облучении жителей загрязненных районов, если доза облучения до полного распада радиоактивных веществ превышала 0.3-0.5 рентгена (Р). Точность расчета в значительной мере зависит от величины дозы излучения: с увеличением дозы увеличивается и точность расчета. Учитывая точность при меняемых методик и использованных при измерениях дозиметрических приборов. можно считать, что в среднем приводимые ниже дозы облучения населения имеют в 95% случаев погрешность не более ±50%. При расчетах доз облучении считалось, что среднее значение коэффициента защиты населении от гамма-излучения с учетом условий жизнедеятельности равно 0.7. Результаты расчета доз излучения на радиоактивных следах, образовавшихся после ядерных взрывов, которые внесли основной вклад в радиоактивное загрязнение местности вокруг полигона, приведены в табл. 6.1. Приведенные в табл.6.1 данные о дозах излучения на местности и дозах внешнего облучения населения на следах радиоактивного загрязнения являются наиболее достоверными, Т.К. они определены с

Sat, 19 Jan 2013 18:39:01 +0400

Основные данные о радиоактивном загрязнении местности и объектов часть 2

Sat, 19 Jan 2013 18:39:49 +0400

использованием результатов, полученных методом инструментальных измерений в ходе ведения радиационной разведки. Во всех случаях данные радиационной разведки в значительной степени уточняли результаты прогнозирования, которые носили предварительный характер и был н предназначены в основном дли того, чтобы иметь представления о возможных масштабах радиоактивного загрязнения местности после каждого ядерного испытания. По результатам радиационной разведки было определено положение на местности радиоактивных следов, после которых дозы гамма-излучения за пределами зоны полигона превышали 0,1 нли 0,5 рентгена. На карте-схеме представлены следы радиоактивного загрязнения, "выходящие" с территории Семипалатинского полигона, с указанием изолиний доз излучения на местности ДО полного распада продуктов взрыва [7-9]. На рис.6.1 видно, что радиоактивное загрязнение районов, прилегающих к полигону, связано главным образом (в хронологическом порядке) с наземными ядерными взрывами, произведенными 29.08.1949 г., 24.09.1951 г., 12.08.1953 г., 24.08.1956 г., 07.08.1962 г., самым крупным воздушным взрывом мегатонного класса, осуществленным 22.11.1955 Г., и с подземным экскавационным взрывом 15.01.1965 г., предназначенным для создания искусственного водоема при слиянии пересыхающих летом рек Чаган и Ащи-Су. Остальные наземные ядерные взрывы были малой и сверхмалой мощности и их радиоактивные следы формировались либо полностью на территории полигона либо выходили за пределы запретной зоны с практически незначительными дозами излучения на безлюдной местности. Максимальные масштабы радиоактивного загрязнения наблюдались после наземного термоядерного взрыва 12 августа 1953 гoдa мощностью 400 кт. Облако этого взрыва, пройдя район оз. Заисан, разделилось на три части. Самая нижняя часть (высотой до 5,5 км) "пошла" по малому кругу в районе городов Березовка, Омск, Караганда, Коунрад. Максимальная доза на этом следе не превышала 500 мР. Средняя часть облака высотой до 12 км "пошла" по среднему кругу через населенные пункты Березовка, Омск, Кокчетав, Шадринск, Свердловск, Нураты вблизи Аральского мори Наманган. Максимальная доза гамма-излучения до полного распада продуктов взрыва на данном следе не превышала 200 мР. Самая высокая часть облака (высотой более 12 км) двигалась в направлении г.Кыэыл (республика Тува) - озеро Байкал [7].

Основные данные о радиоактивном загрязнении местности и объектов часть 3

Sat, 19 Jan 2013 19:06:33 +0400

Особенно следует остановиться на нспытаннн 07.08.1962 Г., когда вместо ожидаемого воздушного ядерного взрыва произошел наземный. В день испытания была неустойчивая, практически штилевая погода, даже при временном усилен ни ветра его скорость не превышала 1 О км/ч. В г.Курчатове, расположенном на расстоянии около 70 км от места взрыва) регистрация радиоактивных выпадений началась примерно через 12 часов после взрыва. Очевидно, в это же время радиоактивное облако пересекло р.Иртыш и, спустя 30 - 32 часа после взрыва, было зафиксировано повышение гамма-фона в пос.Изаестковый, а также в с.Семиярское. Выпадение радиоактивных осадков в г.Семипалатинске, судя по загрязнению планшетов, выставленных на территории диспансера .N94, произошло через 1.6 суток (почтн 39 часов) после взрыва. При этом средняя скорость той части облака, которая двигалась в направлении г.Семипалатинска, составляла 4 - 5 КМ/Ч. Основная часть радиоактивного облака взрыва 07.08.1962 г. привела к небольшому загрязнению значительной территории Алтайского края с дозами внешнего облучения населения от 0.1 до 1.2 рентгена. В пересчете на 1 сутки после взрыва мощность дозы гамма- излучения в некоторых населенных пунктах составляла, мР/ч: Г.Семипалатинск 0.06 - 0.28 Семиярское 1.4 Топольное 4.4 Канонерка 1.8 Новопокровка 1.0 Возвращаясь к общей оценке степени влияния ядерных испытаний на масштабы радиоактивного загрязнения территорий, прилегающих к Семипалатинскому полигону, следует отметить, что воздушные взрывы малого (мощи остью до 1 О кт) и среднего (до 100 кт) калибров за пределами полигона приводили лишь к незначитепьному повышению гамма-фона. Но они никогда не были причиной формирования доз облучения населения, превышающих допустимые пределы, которые существовали в то время 8 нормативных документах. Основное влияние на масштабы радиоактивного загрязнения территорий за пределами полигона оказали, как было показано выше. наземные ядерные испытания. Естественно, что кроме локального загрязнения местности по следу движения облака ядерного взрыва, пронсходило также радиоактнвное загрязнение различных объектов внешней среды (почвы, растительности, воды и др.), что отрицательно сказывалось на санитарно-гигиенической обстановке в районах выпадения радиоактивных веществ.

Загрязнение почвы и растительности

Sat, 19 Jan 2013 19:07:37 +0400

Изучение степени радиоактивного загрязнения почвы и растительности имело очень важное значение для оценки доз внутреннего облучения, величины которых в значительно и степени зависели от потребления населением загрязненных продуктов питания животного и растительного происхождения. Систематическая санитарно-гигиеническая оценка опасности радиоактивного загрязнения почвы и растительности началась только после наземного ядерного взрыва 24 августа 1956 года, ставшего причиной выпадения радиоактивных осадков, в том числе вместе с дождем, на территории Семипалатинской и Восточно-Казахстанской областей. Распределение плотностей радиоактивного загрязнения по следу этого взрыва было неравномерным . Максимальное радиоактивное загрязнение, вызванное выпадением атмосферных осадков, произошло в районе г. Устъ-Каменогорска. Проведенные после взрыва измерения показали, что степень загрязнения почвы пропорциональна уровням радиации на местности. Данные о степени загрязнения почвы и растительности на 25 сентября 1956 года в районах, расположенных вблизи Семипалатинского полигона, представлены в табл. 6.2 [1]. Таблица 6.2. Степень радиоактивного загрязнения почвы и растительности (разнотравья) по состоянию на 25 сентября J 956 года Содержание радиоактивных Населенный пункт, Расстояние от веществ в пробах, Ки/кг вблизи которого центра Опытного наземная отобрана проба поля, км почва расти- тельность Рубцовек 350 4.10" 2.10"· 4х 1 О·, Семипалатинск 160 8.10-' 5х 1 О·, - 8.10" Чарекая 250 l.5xIO·' 1.10" Аягуз 330 7.10" з.10-' Кара-Аул 200 6.10" 1х10-' Саржал 100 1.3xI0" 6x10" Майское 60 3х 1 О" IxIO" Баян-Аул 150 7.1Q-8 5x10" Содержание - (1-2) .10-' (1-2) .10" естественного ра- дионуклида калия-40 I (тоновая концентрация) Из данных табл. 6.2 следует, что, во-первых, наибольшая степень загрязнения почвы была отмечена в Семипалатинской области, на

Загрязнение почвы и растительности часть 2

Sat, 19 Jan 2013 19:08:46 +0400

территории которой сформировалось большинство радиоактивных следов наземных ядерных взрывов, и, во-вторых, содержание естественного радионуклида калия-40 в почве и растительности практически не отличалось от содержания в них продуктов ядерных взрывов, и ЭТО нужно учитывать при проведении расчетов. Исследование послойного загрязнения почвы показало. что на целинных участках земли спустя несколько лет после осуществления взрывов наиболее загрязненным оказался поверхностный слой почвы глубиной до 1 см. Он содержал в 5-10 раз больше активности, чем слой почвы на глубине от 3 до 4 см. Загрязнение вспаханных участков местности происходило на глубину пахоты, т.е. до 16-20 см. После 1958 года, по мере внедрения методов радиохимии и появления спектрометрической аппаратуры, стали проводиться исследования по определению содержания в различных объектах внешней среды биологически опасных радионуклидов: стронция-90, цезия-137 и йода-l 3 1. В поверхностном слое почвы на следе взрыва 1956 года стронция-90 содержалось примерно 8% от величины общей активности [3]. Наличие радиоактивных веществ в почве приводило к проникновению ИХ в наземную растительность. Данные радиометрических исследований проб травы и злаковых растений, выполненных в J 956 году силами комплексных экспедиций Института биофизики и сотрудниками полигона, представлены в табл.6.3. Таблица 6.3. Содержание радиоактивных веществ в наземной части растительности по состоянию на 25 сентября 1956 года

Загрязнение почвы и растительности часть 3

Sat, 19 Jan 2013 19:09:39 +0400

года 1 2 3 4 У сть- Каменоговск 20 - - с-з Передовой 1.4 1.3 - Шемонаиха 3.0 - · ПАВЛОДАРСКАЯ ОБЛАСТЬ' МОСТИХ 1.5 - - Майское 1.9 0.9 0.9 Долонь 1.7 1.0 · Бестерек 1.6 - - Молдары 1.6 - - КАРАГАНДИНСКАЯ ОБЛАСТЬ Шоптыкупь 3.8 0.9 · с-э ИМ. Абая 4.3 0.9 - к-з 30 лет 1.1 Казахстана 2.2 . Содержание естественного радионуклида 0.5 - Калня-40 - Удельная активность проб, пхlО-1 Киlкг Район отбора проб пастбищное наземная часть прошлогоднее разнотравье, злаковых сено (солома) воздушносухое растений I 2 3 4 СЕМИПАЛАТИНСКАЯ ОБЛАСТЬ Сапжал 2.6 1.9 2.2 Каоа-Аел 1.6 - 0.9 Знаменка 2.0 0.9 - Семипалатинск 1.7 - - Жана-Семей 1.2 - - ВОСТОЧНО-КА3АХСТАНСКАЯ ОБЛАСТЬ Аблвкетка 2.8 - - совхоз Заветы Ильича 1.6 0.8 0.1 Кнвпичный завод 2.3 . . Самосновка 1.8 0.4 3.2

Загрязнение почвы и растительности часть 4

Sat, 19 Jan 2013 19:16:38 +0400

в 1959 году все эти населенные пункты вошли в состав Семипалатинской области. Проведенные радиометрические исследования показали также, что содержание радиоактивных веществ в наземной части растении и в корневой системе было примерно одинаковым. В растениях, имеющих важное значение для сельскохозяйственного производства, был обнаружен стронций-90, находившийся в подвижной (водорастворимой) форме. Переход радионуклидов в растворимое состояние зависел от физических свойств радиоактивных частиц, основная часть которых после наземного ядерного взрыва находилась в оплавленном состоянии. В 1962 г. впервые в натурных условиях были проведены исследования по определению концентрации радионуклидов йода в смывах с растительности в районе Топольное (после взрыва 07.08.1962 г.) и Г.Семипалатинска (после взрыва 25.09.1962 г.). По результатам измерений было установлено, что в смывах (водой) с растительности содержание радионуклидов йода на одни сутки после взрыва не превышало 2.5% от суммарной активности продуктов ядерного взрыва, содержащихся в растительности (степное разнотравье).

Загрязнение воды открытых водоемов

Sat, 19 Jan 2013 19:17:40 +0400

В ходе работы комплексной экспедиции в 1956 году началось обследование открытых водоемов для оценки ИХ радиационногигиенического н санитарного состояния. Производились измерения содержания радиоактивных веществ в воде рек Иртыш, Ульба (в г. Усть-Каменогорск), Малая Ульба (у д.Горная Ульбинка), Аягуз (у ст. Аягуз), озер Аир и Сагот, а также в воде других водоисточников. По состоянию на 25 сентября 1956 года содержание активности в воде открытых водоемов находилось в пределах от 4х 10·10 до 2,2х 1 0-' кюри на литр. Если учитывать, что та масса воды, которая была загрязнена во время выпадения радиоактивных веществ из облака взрыва, ушла к моменту отбора проб далеко вниз по течению, то можно считать измеренное загрязнение воды, в основном, следствием смыва активности дождевыми водами с территории, прилегающей к водоемам, т.е. считать такое загрязнение явлением вторичного порядка. Низкое и практически безопасное содержание радиоактивных веществ в некоторых водоемах позволило высказать предположение, что онн быстро связывались коллоидами грунта. Подтверждением этому являлась разница в 3-4 порядка между удельной активностью воды и донных отложений. Более высокие уровни загрязнения диа озер и рек былн зафиксированы только на локальных следах. Это свидетельствовало о малой растворимости оплавленных радиоактивных частиц и их быстром оседании на дно. Наиболее значимые уровни радиоактивного загрязнения водных растений были отмечены ТОЛЬКО в водоемах с высокой степенью загрязнения донных отложений, о чем свидетельствуют результаты анализа проб, отобранных из старицы р. Иртыш вблизи села Коробейниково (6,4х 1 О" Ки/кг) И ИЗ ручья у Октябрьского поселка г. Усть-Каменогорска (5,6хI0·7 Кн/кг). Анализ степени загрязнения донных отложений и рыб, пробы которых были ВЗЯТЫ в разных частях реки Иртыш, показал, что по мере удаления от района г.Усть-Каменогорска уровни загрязнения уменьшались. Так, в районе жилого городка полигона (пункт "М") активность нла на дне реки Иртыш составляла от lxl0" Ки/кг до 4,5х 1 О" Ки/кг, а в районе села Ермак Павлодарской области- 6,4хI0" Ки/кг. Приведенные выше данные о радиоактивном загрязнении окружающих полигон территорий, дают основание предположить, что концентрация радиоактивных веществ в воде непосредственно после формирования следов была несколько выше. Однако возможность более или менее длительного употребления населением

Загрязнение воды открытых водоемов часть 2

Sat, 19 Jan 2013 19:18:20 +0400

воды с высоким содержанием радиоактивных веществ практически маловероятна. Что же касается рыбы, вылавливаемой в этих водоемах, то уровни ее загрязнения были достаточно малы, поэтому использование ее в пищу не вызывало опасений. Некоторое превышение активности костей над активностью мышечной ткани вылавливаемой в водоемах рыбы позволяло предполагать об отложении в костях остеотропных радионуклидов, в частности, стронция-89 и стронция-90. Таким образом радиоактивное загрязнение воды открытых водоисточников происходило не только при выпадении аэрозолей из облака ядерного взрыва, но и в результате смыва атмосферными осадками радиоактивных частиц с поверхности почвы, окружающей водоемы, а также во время весенних паводков. Кроме того, наибольшая, но постоянная десорбция активности из донных отложений водоемов и биомасс могла поддерживать радиоактивное загрязнение воды. Результаты радиационно-гигиенической оценки водоемов, расположенных в зоне влияния ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне, свидетельствовали о том, что отмеченные уровни загрязнения воды и рыбы не были опасными для здоровья населения, т.к, поступление радионуклидов в организм человека с водой и рыбой не превышало допустимых пределов [1, 2,10]. Неоднократно проводились радиометрические исследования проб питьевой воды из колодцев населенных ПУНКТОВ всех четырех областей (Карагандинская, Павлодарская, Семипалатинская и Восточно-Казахстанская), окружавших полигон. На момент обследования концентрация радиоактивных веществ в питьевой воде также не превышала допустимых уровней.

Загрязнение продуктов питания

Sat, 19 Jan 2013 19:18:57 +0400

Продукты питания растительного и животного происхождения ЯВЛЯЮТСЯ конечным звеном биологической цепи, по которой радиоактивные вещества могут поступать непосредственно в организм человека. Изучение степени загрязнения радиоактивными веществами продуктов питания жителей населенных пунктов, находящихся в зоне влияния ядерных испытаний, являлось необходимым условием для полной характеристики радиационно-гигиенической обстановки в этой зоне. Особый интерес представляли те продукты питания, которые являлись основной частью суточного рациона местных жителей и с которыми в организм человека поступала основная доля

Загрязнение продуктов питания часть 2

Sat, 19 Jan 2013 19:19:51 +0400

радионуклидов. К таким продуктам прежде всего были отнесены хлеб, мясо, молоко, а в некоторых районах - картофель и овощи. В 1956 году было проведено обстоятельное исследование степени радиоактивного загрязнения продуктов питания в целом ряде населенных пунктов, расположенных вокруг полигона (табл. 6.4). Таблица 6.4. Содержание радиоактивных веществ в продуктах питания жителей населенных пунктов Семипалатинской, ВосточноКазахстанской. Павлодарской и Карагандинской областей по состоянию на начало июля 1958 года [1,2]

Загрязнение продуктов питания часть 3

Sat, 19 Jan 2013 19:20:58 +0400

у дельная активность пооб пх 1 о·, Киlкг Пшени- Район отбора проб ца Хлеб Мясо Молоко Карго- Овощи (урожая феяь 195; года СЕМИПАЛАТИНСКАЯ ОБЛАСТЬ Саржал 7.2 1.0 3.6 1.2 - - Кара-Аул 1.5 3.4 3.6 0.8 - - Знаменкв 3.5 1.5 2.8 1.5 3.6 17.0 Семипалатинск 1.7 - 2.7 0.7 2.0 4.0 ВОСТОЧНО-КА3АХСТАНСКАЯ ОБЛАСТЬ Аблахетха - 1.4 1.5 1.4 1.6 2.8 Кирпичный завод - 0.5 - 1.0 4.6 1.9 Самсонов ка 19.0 3.0 2.1 0.9 3.6 3.2 ШеМОН8иха 1.6 1.4 1.5 1.7 2.5 5.8 ПАВЛОЛ АРСКАЯ ОБЛАСТЬ') Мостик 4.1 3.7 5.2 1.7 4.3 0.9 Майское - 2.0 2.2 1.7 3.0 - Долань 2.8 3.3 - 1.4 3.8 2.0 Бестерек 3.5 2.8 2.5 - 8.1 - Молдары - 6.4 3.4 1.3 - - КАРАГАН ПИНСКАЯ ОБЛАСТЬ ШОЛТЫХУЛЬ 7.9 2.9 3.2 1.7 - - с-з им. Абая 36.0 2.6 3.3 1.1 5.7 10.5 К-] 30 лет Казахстана 28.0 2.6 3.8 1.1 - - Содержание естест- венного радионукли- да калия-аё 3.5 1.2 2.3 1.2 3.0 2.3

Загрязнение продуктов питания часть 4

Sat, 19 Jan 2013 19:22:07 +0400

Из данных табл. 6.4 видно, что наиболее высокая степень загрязнения пшеницы урожая 1957 года была отмечена в поселке Саржал (к-з им. Тельмана), в селе Самсоновка, в совхозе им. Абая и в колхозе 30 лет Казахстана. Это вполне согласовывалось с данными радиационной обстановки в районах расположения этих населенных пунктов. В частности, в совхозе им. Абая и колхозе 30 лет Казахстана в период уборки урожая выпадали радиоактивные осадки вместе с дождем после воздушного ядерного взрыва 22 августа 1957 г. мощностью около 0,5 мегатонны [11]. В 1958 г., когда отсутствовали мощные испытательные взрывы, удельная активность молока, в основном находилась на уровне естественного содержания калия-40. Только в четырех населенных пунктах (llIемонаиха, Мостик, Майское и Шоптыкуль) активность проб молока определялась продуктами ядерных взрывов. Удельная активность хлеба почти во всех перечисленных в табл. 6.4 населенных пунктах, расположенных на загрязненной территории, превышала в 2-3 раза естественное содержание в нем калия-40. После "случайных"наземных ядерных взрывов, осуществленных в 1962 г., были впервые проведены Ю.С.Степановым с сотрудниками измерения содержания радионуклидов йода в пробах молока, отобранных в загрязненных населенных пунктах (Семиярское, Жарма, Знаменка, Новопокровка). В ходе исследований было установлено, что на одни сутки после взрыва содержание йода-131 в молоке составляло от 2х 1 о·, до 12х 1 о·, Ки/л или примерно 90% от суммарной активности молока. для оценки доз внутреннего облучения населения, проживавшего в зонах радиоактивного загрязнения и потреблявшего продукты местного производства, загрязненные радиоактивными веществами, необходимо было знать количество радионуклидов, которые могли поступить в организм человека вместе с пищей и водой.

Оценка поступления в организм человека радиоактивных веществ вместе с пищевыми продуктами

Sat, 19 Jan 2013 19:23:20 +0400

Результаты анализа архивных материалов с данными о радиационно-гигиенической обстановке в районах, прилегающих к Семипалатинскому полигону, показали, что условия жизни и состав рациона питания жителей этих районов были различны и в определенной степени определялись социальным положен нем и национальным составом населения. С учетом этих различий все население обследованных районов было разделено на три основные группы: 1) городское население; 2) сельское население (русское); 3) сельское население (казахское). К первой группе было отнесено население городов Семипалатинск, Усть-Каменогорск и поселков Аблакетка, Кирпичный завод, Жана-Семей и Молдары. Ко второй - жители населенных пунктов Саисоновка, Шемонаиха, Канайка, К-] Передовой, с-з им.Абая, Долонь, Мостнк, Майское н Знаменка. К третьей группе - население поселков Шоптыкуль, к-з 30 лет Казахстана, Кара-Аул, к-з им. Тельмана (Саржал) н Бестерек. Для каждой группы населения по данным работ [I,2] был составлен примерный суточный пищевой рацион, который представлен в табл. 6.5. Таблица 6.5. Примерные суточные пищевые рационы различных групп населения

Оценка поступления в организм человека радиоактивных веществ вместе с пищевыми продуктами часть 2

Sat, 19 Jan 2013 19:24:47 +0400

Наименование Потребление продуктов различными группами населения продукта в сутки, грамм питания городское сельское сельское (оусское) (казахское) Хлеб 600 900 800 Мясо 100 250 1000 Овощи 1000 300 - Молоко 200 300 1000 Вода 2500 2500 2500 Расчетами было установлено, что в организм городского жителя поступало 4,lx10" Ки, сельского жителя (русского) - 2,9x10" Ки и казахского 4,lxl0" Ки естественного радио нуклида К-40. На основании результатов радиометрических исследований продуктов питания (табл. 6.4) были рассчитаны величины возможного поступления радиоактивных веществ в организм человека с суточным рационом питания, характерным для жителей обследованных населенных пунктов. Результаты таких расчетов приведены в табл. 6.6, для составления которой была сделана выборка населенных пунктов, в которых наблюдалось максимальное суточное поступление продуктов ядерных взрывов в организм человека.

Оценка поступления в организм человека радиоактивных веществ вместе с пищевыми продуктами часть 3

Sat, 19 Jan 2013 19:26:56 +0400

блица 6.6. Максимальное поступление в организм человека продуктов ядерных взрывов с суточным рационом питания, характерным для жителей ряда сельских населенных ПУНКТО8 (без учета естественной радиоактивности) по состоянию на начало июля 1958 года Национальность Суточное поступление Населенные пункты преобладающего продуктов ядерных населения взрывов, ОХ 1 0-9 Ки Самсонов ка русское 9.4 Мостик русское 3.5 Бестерек казахское 3.4 Саржал казахское 5.0 Кара-Аул казахское 3.2 в населенных пунктах с максимальным радиоактивным загрязнением рационов питания были отмечены повышенные уровни радиации на местности, а также повышенное загрязнение почвы, растительности и водоемов. Для снижения доз внутреннего облучения населения районов, прилетающих к полигону, важно было определить, с какими продуктами питания в организм человека поступала максимальная доля радиоактивных веществ. Результаты такой оценки (табл. 6.7) служба радиационной безопасности полигона использовала для разработки н принятия мер по снижению поступления продуктов ядерных взрывов в организм жителей загрязненных районов. Данные, представленные в табл. 6.7, показывают, что наибольшее количество радиоактивных веществ поступало в организм городских жителей вместе с овощами и хлебом. То же самое можно сказать и о сельских жителях русской национальности. Наибольшее поступление радиоактивных веществ в орган из м сельских жителей казахской национальности связано с потреблением ими, главным образом, мяса и хлеба, а также 'Кумыса. У этой группы населения в пищевом рационе отсутствовали овощи, а мясо и кумыс являлись основными продуктами питания в суточном рационе.

Оценка поступления в организм человека радиоактивных веществ вместе с пищевыми продуктами часть 4

Sat, 19 Jan 2013 19:28:08 +0400

в населенных пунктах с максимальным радиоактивным загрязнением рационов питания были отмечены повышенные уровни радиации на местности, а также повышенное загрязнение почвы, растительности и водоемов. Для снижения доз внутреннего облучения населения районов, прилетающих к полигону, важно было определить, с какими продуктами питания в организм человека поступала максимальная доля радиоактивных веществ. Результаты такой оценки (табл. 6.7) служба радиационной безопасности полигона использовала для разработки н принятия мер по снижению поступления продуктов ядерных взрывов в организм жителей загрязненных районов. Данные, представленные в табл. 6.7, показывают, что наибольшее количество радиоактивных веществ поступало в организм городских жителей вместе с овощами и хлебом. То же самое можно сказать и о сельских жителях русской национальности. Наибольшее поступление радиоактивных веществ в орган из м сельских жителей казахской национальности связано с потреблением ими, главным образом, мяса и хлеба, а также 'Кумыса. У этой группы населения в пищевом рационе отсутствовали овощи, а мясо и кумыс являлись основными продуктами питания в суточном рационе.

Оценка поступления в организм человека радиоактивных веществ вместе с пищевыми продуктами часть 5

Sat, 19 Jan 2013 19:42:33 +0400

Наимено- Поступление радиоактивных веществ в организм жителей различных областей, Группы ванне пвоценты населения продукт. Воеточно- Семипала- Павло- Караган- питания Казахста- ТИНСКU д~ская динекая некая область о пасть область область Хлеб 28 19 83 68 Городское Мясо 5 5 7 14 Овощн 58 73 - - Молоко 5 3 6 15 Вод. 4 - 4 3 )(леб 6.9 6 30 45 С Мясо 8 10 20 15 е русское Овощи 16 75 20 31 л Молоко 5 7 8 6 ь Вода 2 2 2 3 с Хлеб 25 38 28 20 к казахское Мясо 33 50 31 64 о ОВОЩИ О О О О е Молоко (кумыс) 35 11 21 14 Вода 7 1 20 2

Оценка поступления в организм человека радиоактивных веществ вместе с пищевыми продуктами часть 6

Sat, 19 Jan 2013 19:44:19 +0400

Таблица 6.7. Поступление радиоактивных веществ с различными продуктами питания в организм жителей ряда областей Казахстана в 1958 г. Надежным способом контроля за уровнем внутреннего облучения населения являлось определение содержания радиоактивных веществ в выделениях людей (в кале и моче). Полученные в 1957 году и в последующие годы специалистами комплексных медицинских экспедиций результаты анализов проб выделений людей изложены в отчетах, подготовленных по итогам работы экспедиций [12 и др.]. По результатам измерения проб, проведенных в период с 5 июня по 5 августа 1958 г. специалистами Института биофизики, диспансеров N9 3 и 4 и полигона, составлена табл. 6.8, в которой приводятся данные о содержании радиоактивных веществ в выделениях жителей (всего 778 проб мочи и кала) 13 обследованных населенных пунктов, которые подвергались загрязнению во время проведения ядерных испытаний в 1949, 1953, 1956 и 1957 годах (кроме п.Шеманаиха, который являлся контрольным населенным пунктов). Данные табл. 6.8 показывают, что в период проведения обследований в выделениях жителей семи населенных пунктов, четыре из которых расположены на территории Семипалатинской области, отмечалось превышение содержания радиоактивных веществ искусственного происхождения над естественным содержанием калня-40. Это объясняется тем, что только в населенных пунктах Восточно-Казахстанской и Карагандинской областей наблюдалось относительно "молодое" загрязнение местности после ядерных испытаний 24 августа 1956 года и 22 августа 1957 года. Максимальное загрязнение долгоживущими биологически опасными радионуклидами стронция-90 и цезия-l37 имело место в населенных пунктах Саржал (к-з им.Тельмана) и Кара-Аул Семипалатинской области после самого мощного наземного ядерного взрыва 12 августа 1953 года.

Оценка поступления в организм человека радиоактивных веществ вместе с пищевыми продуктами часть 7

Sat, 19 Jan 2013 19:45:13 +0400

Анализ МОЧИ Анализ кала Сум- Превы- маркая шенне коли- актив- коли- актив- а!СТИВ- над Населенные чество ность, чество ность, насть содержа- пункты 3И3- nxlO" ана- nxlO" суточных нием ес- лизав ки ЛИЗОВ КН выделе- тествен- ний, ной ак- nxIO"KH тивности (пх1 О·, Ки), % СЕМИПАЛАТИНСКАЯ ОБЛАСТЬ Сапжал 14 2.7 9 1.6 4.3 8 Каеа-Аул 9 3.5 4 2.4 5.9 45 Знаменка 15 2.6 13 1.5 4. 2 Семипалатинск 13 2.6 13 1.6 4.2 3 ВОСТОЧНО-КАЗАХСТАНСКАЯ ОБЛАСТЬ Аблвкетка 18 2.3 7 1.3 3.6 - Кирпичный 6 1.6 3 0.6 2.2 - завод Самсоновка 15 2.7 16 2.1 4.8 17 Шемонаиха 41 2.3 24 1.1 3.4 - Усть- 24 2.1 17 1.4 3.5 - КЗМСНОГОDСК ПАВЛОДАРСКАЯ ОБЛАСТЬ') Лолень 1 89 I 1.7 I 81 I 1.6 I 3.3 I . Молдары 1 130 1 1.4 1 116 1 .2 I 2.6 1 - КАРАГАНДИНСКАЯ ОБЛАСТЬ с-з им. Абая 53 2.7 38 2.2 4.9 20 к-з 30 лет 6 2.7 4 3.3 6.0 48 Казахстана

Оценка поступления в организм человека радиоактивных веществ вместе с пищевыми продуктами часть 8

Sat, 19 Jan 2013 19:48:16 +0400

в период работы в 1958 г. первой комплексной экспедиции Минздрава СССР специалистами, входившими В ее состав, было обращено внимание на ряд недостатков в обеспечении радиационной безопасности населения при проведении ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне [12]. Так было отмечено, что до 1956 г. оценка степени воздействия радиационного фактора ядерных взрывов на здоровье населения проводилась только по величине внешнего гамма-облучения с использованием в основном межведомственных нормативов, разработанных для аварийных ситуаций на предприятиях атомной промышленности или для чрезвычайных ситуаций. При этом вклад внутреннего облучения за счет поступления радиоактивных веществ внутрь организма человека, к сожалению, практически не учитывался. Не велось и специального систематического наблюдения за состоянием здоровья населения, проживавшего в прилегающих к полигону районах. Кроме того, было обращено внимание на недопустимость проведения ядерных испытаний в период созревания и массовой уборки урожая, поскольку это приводило К радиоактивному загрязнению зерна и фуража [13]. Специалисты различного профиля, работавшие в составе комплексных экспедиций, рекомендовали также сократить количество наземных ядерных испытаний и уменьшить мощность взрывов; провести научные исследования с целью обоснования предельно допустимых уровней загрязнения объектов внешней среды, включая продукты питания местного производства, в разное время года и при различных условиях проведения испытаний; для изучения радиационно-гигиенической обстановки и оценки последствий проведения ядерных испытаний организовать на базе областных санитарно-эпидемиологических станций Казахской ССР и Алтайского края Российской Федерации радиометрические лаборатории для систематических наблюдений за уровнем загрязнения почвы, водоемов, атмосферного воздуха и продуктов питания.

Оценка поступления в организм человека радиоактивных веществ вместе с пищевыми продуктами часть 9

Sat, 19 Jan 2013 19:49:39 +0400

Обследование в период проведения ядерных испытаний в атмосфере условий жизни и быта жителей ряда населенных пунктов Семипалатинской, Восточно-Казахстанской, Карагандинской и Павлодарской областей показала, что санитарно-гигиеническая обстановка и в городах, и особенно в сельской местности, не удовлетворяла элементарным санитарным нормам. Было отмечено, что условия жизни населения, в частности, санитарно-гигиенические и социально-бытовые находились на очень низком уровне. Отсутствовали бани, канализационные сети, регулярная очистка территории населенных пунктов, чистая вода. Питание жителей и городов, и сельской местности было неполноценное, однообразное. Все это являлось причиной высокой заболеваемости населения, особенно желудочно-кишечными н различными инфекционным н болезнями (туберкулез, бруцеллез, сифилис и др.), что, в свою очередь, затрудняло выявление признаков заболеваний, являющихся следствием радиационных воздействий. Наиболее полное представление о степени воздействия на здоровье населения радиационного фактора после ядерных взрывов могла дать оценка

Дозы внешнего и внутреннего облучения населения некоторых районов, расположенных вблизи полигона

Sat, 19 Jan 2013 19:50:33 +0400

При определении доз внешнего и внутреннего облучения критических органов человека всегда возникали трудности, обусловленные необходимостью использовать для оценки величин этих доз только расчетные методы. Для выполнения расчетов с заданной степенью точности и надежности необходим был довольно большой набор исходных данных, количество которых чаще всего было недостаточно. Прежде всего трудности были связаны с отсутствием данных динамических наблюдений за изменением характеристик гамма-поля в период прохождения облака взрыва или после окончания формирования радиоактивного загрязнения местности, данных об изменении во времени, в силу подвижности людей, коэффициентов экранирования, а также с недостатком сведений о радионуклидном составе выпадений и показателях метаболизма радионуклидов у людей различного возраста и пола и т.д, Положение было сложное, но не безнадежное, Т.К. минимально необходимый объем знаний и данных был накоплен. Поэтому расчетные величины доз облучения населения носили и носят ориентировочный характер. Однако необходимо подчеркнуть, что в тех случаях, когда возникали трудности в выборе методики для расчета, всегда использовали тот вариант, который приводил к некоторому завышению величины дозы. Следует отметить, что методы оценки доз облучения населения постоянно совершенствовались, а при проведении расчетов учитывался целый ряд положений и обоснований, которые дополняли существовавшие методы и позволяли получать более достоверные величины доз, Так при расчете доз внешнего облучения учитывались следующие положения: была выбрана критическая группа населения - чабаны, полеводы и др., которые находились открыто на местности до 16 часов в сутки; ·использовались определенные кратности экранирования (коэффициенты ослабления) гамма-излучения местными зданиями и сооружениями (деревянными, саманными, кирпичными), величина которых составляла 3-5 в период формирования следа и 13-15· на сформировавшемся следе облака взрыва;

Дозы внешнего и внутреннего облучения населения некоторых районов, расположенных вблизи полигона часть 2

Sat, 19 Jan 2013 19:51:27 +0400

учитывалось время подхода фронта радиоактивного загрязнения к данному населенному пункту и время вселения после предварительной эвакуации жителей (Саржап, Кара-Аул, Сарапан и др.); учитывался тот факт, что значительная часть дозы внешнего облучения формировалась в течение первых суток (до 60%) и более 90% за первую неделю от дозы до полного распада продуктов взрыва. При расчете доз внутреннего облучения также использовался ряд важных положений; ·характеристики биологической доступности различных радионуклидов в составе радиоактивных продуктов ядерных взрывов. Например, только по 2% радиоактивности стронци.-90 и цезия-137 вымывалось желудочным соком из оплавленных частиц, выпавших на следах взрывов 1949, 1951 и 1953 годов, и до 30-60% - на следе подземного ядерного взрыва с выбросом грунта, осуществленного 15 января 1965 г. Биологическая доступность радионуклидов йода, определенная для радиоактивных выпадений наземного ядерного взрыва 7 августа 1962 года, составляла в дальней зоне до 70% от их количества, удерживаемого пастбищным разнотравьем. Аналогичные характеристики биологической доступности йода имели выпадения и после подземных ядерных взрывов с выбросом грунта. Биологическая доступность трития была равна единице. особенности вертикальной миграции радионуклидов в почву. Наибольшее проникновение радионуклидов в почву отмечено на боровых песках в районе Долони, оно было равно 50-70 см. Наименьшее проникновение - на степных суглинках и каштановых почвах, например, в районе Саржала. практическое отсутствие изменения плотности загрязнения почвы за счет горизонтальной миграции радиоактивных частиц из зоны следа (при том, что ветровой перенос мелких азрозолей имел место). эмпирические соотношения между радиоактивным загрязнением растительности и других объектов внешней среды и мощностью дозы гамма-излучения на местности, Для анализа проб почвы, растительности и других объектов внешней среды, пищевых продуктов и воды использовались радиохимические, а впоследствии и спектрометрические методы [15,16]. Использование результатов дозиметрических медико-биологических исследований и обследований позволило дать объективную оценку доз облучения проживавшего вблизи полигона (табл. 6.9).

Дозы внешнего и внутреннего облучения населения некоторых районов, расположенных вблизи полигона часть 3

Sat, 19 Jan 2013 19:52:03 +0400

в табл. 6.10 приведены данные, характеризующие максимально возможные дозы облучения костной ткани и нижнего отдела желудочно-кишечного тракта с учетом загрязнения пищевых продуктов биологически опасными радионуклидами [1,2,18]. Таблица 6.9. Дозы облучения жителей некоторых населенных пунктов, расположенных на радиоактивных следах ядерных взрывов [14,17] Доза гамма-излучения до Вероятная доза Год фор- полного распада облучения ЩИТОВИДНОЙ мирова- продуктов взрыва, сГр железы, сГр ния заг- Населенный рязнения пунkТ на облучение открьггой населения" дети взрослые местности I долоиь 201 150 8000 2000 Топольное 68 50 2800 700 Наумовка 72 53 3000 750 Локоть 38 28 1600 400 1949 8еселОЯDСК 17 12 780 190 Кvnья 9 6 380 23 Коасношекоас 2.6 1.8 120 30 Бийск 0.4 0.3 20 5 Солтан 0.4 0.3 20 5 1951 Кайнаn 9 7 - . 1953 Саожал 250 422) . - Кара-Аул (Абай) 150 132) - - 1956 Усть- Каменогооск О 8 300 80 Знаменка 3 2 - - Кvnчатов 1.2 1 - - Топольное 1.1 0.8 58 14 1962 Наумсвка 1.1 0.8 60 15 Локоть 0.33 0.23 12 3 Курья 0.1 0.08 7 2 измерений, населения населения, • Примечания: При обычных условиях жизнедеятельности населения. С учетом отселения жителе".

Дозы внешнего и внутреннего облучения населения некоторых районов, расположенных вблизи полигона часть 4

Sat, 19 Jan 2013 19:53:41 +0400

Максимально возможные дозы облучения внутренних органов жителей населенных пунктов, расположенных в наиболее загрязненных районах Дозы облучения костной Дозы облучения Населенный пункт нижнего отдела ткани, сЗв желудочно-кишечного тракта сЗ. Саржал 112 38 далонь 104 4 К,йнао 5 I Данные, представленные в табл. б.9 и б.l О, свидетельствуют о том что максимально возможные дозы внутреннего облучения населения наблюдались в селах Саржал и Кара-Аул после самого мощного наземного ядерного взрыва, произведенного в 1953 году. Однако в связи с временным отселением жителей этих населенных пунктов дозы облучения щитовидной железы были незначительными. Как уже было сказано выше, с 195б года началось систематическое медицинское обследование населения и изучение радиационно-гигиенической обстановки в районах выпадения радиоактивных веществ. Уточнялись дозы внешнего облучения, которые в то время считались основным показателем, характеризующим степень радиационного воздействия. и проводились ориентировочные расчеты доз внутреннего облучения, величины которых требовали подтверждения фактическими результатами измерений проб продуктов питания и выделений людей. Такав возможность появилась после разработки в конце 50-х годов прибора РУС·5, с помощью которого можно было определить при жизни человека содержание стронция-90 в его костных тканях путем прямого измерения бета-активности зубов [3]. Количество обследованных людей по отдельным населенным пунктам представлено в табл. 6.11. Таблица б.11. Количество жителей в возрасте 5-20 лет, обследованных в 19б2 г. в ряде населенных пунктов

Дозы внешнего и внутреннего облучения населения некоторых районов, расположенных вблизи полигона часть 5

Sat, 19 Jan 2013 19:54:34 +0400

Количество Всего жителей 8 Населенный пункт обследованных населенном пункте жителей Саожал 199 633 Кайнао 201 850 Кара-Аул 150 2296 Полонь 228 1228 Новооаженово (контрольный населенный ПУН1СТ) 187 ИТОГО 965 При проведении обследований были выделены лица. проживавшие на данной территории все время или приехавшие за год до выпадения основной ДОЛИ радиоактивных веществ, и лица, приехавшие спустя один или два года после загрязнения. В результате проведенных измерений были получены очень интересные данные. Содержание остеотропного стронцня-90 в костной ткани людей, проживавwих на загрязненной территории, было настолько незначительным, что не удалось установить ни одного случая превышения фоновых значений, зафиксированных в относительно "чистом" контрольном населенном пункте. Не было обнаружено и существенного различия в содержании стронция-90 в костной ткани отдельных групп населения, в частности, ЛИЦ, приехавших на загрязненную территорию в разное время. Полученные данные свидетельствовали о малой значимости доз внутреннего облучения. Связано это было с низкой смываемостью биологически опасных радионуклидов с радиоактивных оплавленных частиц, выпавших в ближней зоне локального следа после наземных ядерных взрывов. По крайней мере, так можно было интерпретировать данные фактических измерений содержания стронция-90 в организме человека. Результаты измерений и расчетов, проведенных в 1990-1992 годах в рамках комплексной темы "Регион-Г", в ОСНОВНОМ подтвердили ранее полученные данные [19,20 и др.]. Так было установлено, что радиоактивное загрязнение воздуха, в том числе и альфа-излучающими радионуклидами, в населенных пунктах, расположенных на локальных следах ядерных взрывов, находилось на грани чувствительности метода и не превышало ныне действующие пдк.

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ

Sun, 20 Jan 2013 14:56:24 +0400

На Семипалатинском полигоне в период проведения ядерных испытаний в атмосфере (1949-1962 гг.) было осуществлено 30 наземных ядерных взрывов из 32, произведенных на территории СССР, а также 87 воздушных взрывов [1]. Кроме Семипалатинского полигона один наземный ядерный взрыв мощностью 32 кт был произведен 7 сентября 1957 г. на Новоземельском полигоне и еще один взрыв с тротиловым эквивалентом 0,3 кт был осуществлен 2 февраля 1956 г. в песках Кара-Кум примерно в 150 км на северовосток от города Аральск . Для этого наземного взрыва ядерный заряд был доставлен на расстояние 1200 км в каракумскую пустыню ракетой Р-5М с ракетного полигона, расположенного вблизи города Капустин Яр [2]. Как известно, наиболее значительное радиоактивное загрязнение местности в период проведения ядерных испытаний наблюдалось на локальных следах, которые образовались после осуществления наземных ядерных взрывов при выпадении в течение первых нескольких часов радиоактивных частиц диаметром более 50 мкм. Полуглобальные радиоактивные выпадения, состоящие из частиц размером примерно от 5 до 50 мкм, начинались спустя несколько недель после взрыва, а глобальные выпадения частиц диаметром менее 5 мкм - обычно через 2-3 месяца после наземного взрыва и продолжались в течение нескольких лет. Одной из форм контроля за радиационной обстановкой было систематическое проведение комплексных обследований загрязненных территорий, что позволяло вести динамическое наблюдение за радиоактивным загрязнением объектов окружающей среды. Активное участие в проведении подобных обследований принимали специалисты ряда организаций, входивших в систему бывшего 3-го Главного управления при Минздраве СССР, Госкомгидромета СССР и др. Для объективной оценки степени влияния ядерных испытаний на здоровье населения различных регионов Российской Федерации специалистами ГНЦ РФ - Институт биофизики была проведена большая работа по сбору, анализу и обобщению архивных материалов, содержащих результаты радиационных разведок, которые проводились после каждого испытания, а также данные о радиационной обстановке в районах, расположенных вблизи Семипалатинского полигона. По результатам обобщения архивных

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 2

Sun, 20 Jan 2013 14:57:51 +0400

материалов была построена карта-схема положения радиоактивных следов с дозами гамма-излучения до полного распада РВ, превышающими 0,1 - 0,5 рентген (рис. 6.1 гл. 6) [3-5], а также было установлено, что на территории Российской Федерации наиболее значимому радиоактивному загрязнению подверглись южные административные районы Алтайского края после первого ядерного взрыва, произведенного на Семипалатинском полигоне 29 августа 1949 года Радиационная обстановка на территории Алтайского края и дозы облучения населения Обеспокоенность администрации Алтайского края появлением новорожденных с признаками заболеваний желтухой ("желтые" дети) способствовала выходу постановления Правительства Российской Федерации от 24.06,1992 г. NQ 428 "О мерах по оздоровлению населения и социально-экономическому развитию населенных пунктов Алтайского края, расположенных в зоне влияния ядерных испытаний". Это постановление нацеливало специалистов на проведение научных исследований, направленных на ретроспективную оценку радиационной обстановки и доз облучения населения после ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне Ядерные испытания, которые могли внести вклад в радиоактивное загрязнение территории края Результаты анализа архивных материалов показали, что основной вклад в загрязнение радиоактивными веществами территории Алтайского края и в облучение его населения внесло первое ядерное испытание, проведенное 29.08.1949 г. [8-1 О]. Через несколько дней после этого испытания в период с 5 по 13 сентября 1949 г. были организованы наземная и воздушная радиационные разведки для определения радиационной обстановки за пределами Опытного поля. Проведенные измерения уровней радиации на радиоактивном следе позволили установить, что наиболее крупным населенным пунктом, находящимся на следе на расстоянии 570 км от Опытного поля, является г.Бийск. Следует особо отметить, что собранные и обобщенные архивные материалы являются уникальным достоянием, обладают максимальной достоверностью и могут быть использованы для решения различных практических задач, связанных не только с

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 3

Sun, 20 Jan 2013 14:59:14 +0400

восстановлением радиационной обстановки, но и с оценкой {.тепени влияния ядерных испытаний на здоровье населения. Следует также отметить, что для ретроспективной оценки масштабов и степени радиоактивного загрязнения территорий и доз облучения населения могут быть использованы методы математического моделирования, в разработке и совершенствовании которых больших успехов добились специалисты Центрального физико-технического института Минобороны России [11, 12J. При наличии архивных данных такие методы, по нашему мнению, имеют важное, но вспомогательное значение. В настоящее время существует ряд инструментальных методов ретроспективной оценки доз, однако эти методы пока еще далеки от совершенства. Так, не доведены пока до необходимого совершенства инструментальные методы восстановления доз излучения с использованием ЭПР-сигнала зубной эмали или выхода термолюминесценции кварцсодержащих материалов, являющихся "накопителями" дозовой информации[13]. Большие погрешности, исключающие чисто практическое использование полученных результатов, свойственны методу восстановления положения радиоактивных следов и доз облучения населения по содержанию в почве и других объектах внешней среды долгоживуших радионуклидов (цезия-137, стронция-90, плутония-239 и др.), ТК. почти невозможно определить их фоновое содержание в пробах за счет глобальных или иных выпадений [14]. В работе [15], подготовленной специалистами Центрального Физико-технического института Минобороны РОССИИ, Алтайского государственного медицинского университета и Алтайского государственного университета по данным метеостанций и фактов регистрации аномальных повышений радиационного фона, а также (; использованием результатов расчетов по траекториям распространения воздушных масс из района ядерных испытаний, представлен перечень ядерных взрывов, радиоактивные выпадения после которых могли происходить на территории Алтайского края. Результаты этой работы приведены в табл. 7.1

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 4

Sun, 20 Jan 2013 15:00:17 +0400

. Перечень ядерных взрывов, которые могли привести к радиоактивным выпадениям на территории Алтайского края [15] Характеристики Данные, подтверждающие взрыва факт радиоактивного выпадения No? Дата Троти- Высота и Радиа- Анализ Данные о П/П взрыва ловыи тип взрыва, цион- рас- радисак- эквива- м ная прост- тивных вы- лент, раз- ране- падениях и кт ведка ния повышении воздуш- фона ных масс 1 2 3 4 5 6 7 1 29.08.1949 22 30 + + + 2 12.081953 400 30 -

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 5

Sun, 20 Jan 2013 15:01:11 +0400

1 2 3 4 5 6 7 34 18.08.1962 5.8 воздушный О + + 35 23.08.1962 2.5 воздушный О + + 36 25.08.1962 0.001-20 воздушный О + + 37 31.08.1962 2.7 воздушный О + + 38 25.09.1962 7 О + - + 39 28.09.1962 1.3 воздушный О + + 40 10.10.1962 9.2 О О - + 41 13.10.1962 4.9 воздушный О + + 42 14.10.1962 0.00]-20 воздушный () + + 43 20.10.1962 6.7 воздушный 1) + + 44 03.11.1962 4.7 воздушный + + + 45 05.11.1962 0.4 15 О - + - 46 26.11.1962 0.031 О + - + 47 15.01.1965 140 подземный + + + 48 14.10.1965 1.1 подземный + + + облучению населения в дозах, превышающих допустимые уровни. В табл. 7.2 представлена зависимость между значениями гамма-фона мощностями доз излучения и возможными дозами внешнего облучения населения [19]. Таблица 7.2. Регистрируемые значения повышений гамма-фона и возможные дозы внешнего облучения населения Мощность дозы излучения при Доза внешнего облучения, повышении гамма-тона, мкР!ч с3в 1000 0.05 2000 0.10 5000 0.25 10000 05 Примечания: 1. Знак (+) означает, что соответствующие данные подтверждают факт возможного выпадения радиоактивных веществ; знак (-) не подтверждают; знак (О) - данные отсутствуют. 2. С 1954 года радиоактивные выпадения регистрировались на 1 5 метеостанциях Алтайского края и прилегающих к нему регионов [16]. Принципы, использованные для отбора ядерных взрывов, радиоактивные вещества после которых могли выпадать на территории Алтайского края, требуют обсуждения. Если не использовать какие-либо ограничения в уровне радиационного воздействия, например, дозу гамма-излучения до полного распада продуктов взрыва, равную 0,1 сГр или любому другому значению, то можно дойти до такого заключения, что каждый ядерный взрыв, осуществленный в атмосфере, загрязнял всю территорию Земли и, в принципе, приводил к облучению всего ее населения. Понятно, что в этом случае плотности загрязнения местности и дозы облучения населения на значительном расстоянии от места взрыва будут ничтожно малы. В период проведения ядерных испытаний наблюдалось повышение на некоторое время гамма-фона на очень большой территории вокруг полигона далеко от локальных следов ядерных взрывов. Этому способствовало распространение воздушными потоками на разных высотах очень мелких радиоактивных частиц. Геологическими партиями, которые использовали для измерений высоко чувствительные поисковые дозиметрические при60РЫ. отмечалось повышение гамма-фона с 10 мкР/ч до 10 мР/ч [17,18J. Однако значительное повышение гамма-фона не приводило к

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 6

Sun, 20 Jan 2013 15:02:06 +0400

В настоящее время радиационный гамма-фон (экспозиционная мощность дозы) складывается из ряда слагаемых: от излучений естественных радионуклидов (ЕРН), рассеянных в окружающей среде, излучений из космоса и излучений от глобальных выпадений после проведенных испытаний ядерного оружия в атмосфере на полигонах всего мира. В отдельных районах Алтайского края к указанным выше слагаемым может добавиться и излучение на локальных следах ядерных взрывов, уровень воздействия которого "'1 настоящее время не превышает нескольких единиц микрорентген в час и которое по прошествии большого времени (35-40 лет) невозможно отделить от излучений собственно глобальных выпадений. Результаты проведенных в последние годы исследований свидетельствуют, что в настоящее вреыя показатели, характеризующие радиационную обстановку Н,} территории Алтайского края, не отличаются от аналогичных пеказагелей гаммафона в других регионах страны [21,22]. В целом, радиационный гамма-фон в крае определяется развитыми геологическнм, образованиями, осадочными на западе края (ДО 10 мкР;ч) и метаморфическими и интрузивными в предгорьях и горах ;'uтга»: {::;о 20 мкР/ч). Основные источники облучения населения Алтайскг-гс региона приведены в табл. 7.3, из которой видно, что главными причинами облучения населения являются медицинские процедуры i1 радон с продуктами его распада. Таблица 7.3. Источники облучения населения и обусловленные ими эффективные дозы [22] Источник облучения вредных факторов различной природы. Поэтому определенный интерес представляет оценка вклада различных групп факторов в причины смертности и снижения продолжительности жизни населения Алтайского края. Эти данные приведены в табл. 7.4. Таблица 7.4. Вклад различных групп факторов в показатели преждевременной смертности населения Алтайского края Вклад в смертность раЗНblХ групп факторов, % Причина смерти Образ Качество Генетика, Здраво- жизни, ПJ2ИРОД- наследст- охране- привыч- нои среды венность ние ки Болезни сердечно- сосудистой системы 54 9 25 12 Злока чественные новообразования 37 34 29 10 Несчастные случаи, отравления.травмы 51 31 4 14 Отдельные болезни: диабет 26 О 68 6 цирроз печени 70 9 18 3 атеросклероз 49 8 25 18 В среднем (от всех групп Факторов) 48.5 15.8 24.9 10.8 Г одевые дозы, м_к_з_В _______ ~ Алтайский край В среднем для всего ми а Из данных табл. 7.4 видно, что образ жизни и привычки (злоупотребление алкоголем, курение, качество питания, физкультурные занятия и т.д.) оказывают основное влияние на здоровье общества. Среди населения трудоспособного возраста смертность от травм, несчастных случаев и отравлений является основной причиной сокращения продолжительности жизни, Немалую роль играют социально-экономические факторы, нездоровый образ жизни и злоупотребление алкоголем [23], По числу больных алкоголизмом Алтайский край лидирует как в ЗападноСибирском экономическом районе (Алтайский край, Новосибирская, Омская, Томская и Тюменская области), так и в Российской Федерации в целом [24,25]. Поэтому вызывает удивление результаты работы [15], в которой группа авторов во главе с научным руководителем программы "Семипалатинский полигон - Алтай" утверждают, что "", поставленные эксперименты по изучению влияния антропогенных факторов на здоровье населения, детальный анализ санитарно-гигиенической обстановки в крае позволили заключить, что эти экологические факторы (подчеркнуто нами) не являются главными причинами сложившейся критической ситуации со здоровьем населения края". Главной возможной причиной аномальной заболеваемости и смертности населения авторы этой работы считают ядерные испытания на Семипалатинском полигоне. Для выработки суждения 690 370 650 370 1260 1690 20 4030 0.4 с3в в год 970 1000 15 3005 -, 0.3 сЗв в год Данные табл. 7.3 позволяют констатировать, что, независимо от локальных радиоактивных выпадений после ядерных ВЗрЫВОВ, каждый житель края получит в течение всей своей жизни т' воздействия различных источников облучения дозу, равную 0,4х70 = 30 с3в. Облучение от выпадений после ядерных испытаний накладывалось на это радиационное воздействие. Для объективной оценки степени влияния ядерных испытаний на здоровье населения Алтайского края необходимо знать вклад других

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 7

Sun, 20 Jan 2013 15:03:12 +0400

по данному вопросу целесообразно провести оценку доз облучения населения Алтайского края. 7.1.2. Возможные дозы облучения населения Для оценки степени влияния ядерных испытаний на здоровье населения Алтайского края необходимо знать дозы внешнего и внутреннего облучения жителей различных административных районов края. При оценке доз внешнего облучения учитывались экранирование излучения жилыми помещениями и типовые режимы жизнедеятельности населения [27]. Расчет доз на щитовидную железу был выполнен отдельно для взрослого населения и для детей в возрасте до 7 лет, поскольку детей такого возраста принято считать критической группой населения [26]. При выполнении расчетов учитывалось, что основным путем поступления радионуклидов йода в организм человека является молочная цепочка "трава-коровамолоко" [28]. В табл. 7.5 приведены результаты ретроспективной оценки доз внешнего и внутреннего облучения жителей тех населенных пунктов Алтайского края, в которых доза внешнего облучения приближалась к 5 с3в или превышала эту величину. Таблица 7.5. Возможные дозы внешнего облучения населения и облучения щитовидной железы детей и взрослых людей в наиболее загрязненных населенных пунктах Алтайского края Район, Доза Доза облучения Эффективная внешне- населенный го шитовиднои железы, эквивалентная доза, сЗв пункт облуче- сГр ния, сЗв дети I взрослые дети I взрослые 1 2 3 I 4 5 I 6 УГЛОВСКИЙ Лаптев Лог 10,4 670 170 44 19 Наумовка 52,3 3000 750 200 90 Топольное 49,4 2800 700 190 84 Беленькое 12,0 770 200 51 22 РУБЦОВСКИЙ Самарка 4,0 240 60 16 7 Новонико- лаевка 15,3 970 240 64 27 Бугры 21,1 1300 320 85 37 Вишневка 16,7 1090 270 71 30 Саратовка 14,1 940 230 61 26 Дальный 10,2 615 150 41 18

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 8

Sun, 20 Jan 2013 15:03:49 +0400

1 i 2 I з I 4 I 5 I 6 ЛОКТЕВСКИЙ Локоть 27,6 1600 400 108 48 Ремовский 4,1 240 60 16 7 Покровка 4,4 280 70 18 8 Веселоярск 12,3 780 190 51 22 ЗМЕИНОГОРСКИЙ Варшава 12,3 780 190 5] 22 Таловка 109 7]2 ]80 47 20 Никольск 4,2 270 70 ]8 8 Октябрьский 4,5 300 75 20 8,3 Саввушка 4,4 280 70 18 8 КУРЬИНСКИЙ Иванов ка 6,7 450 110 29 12 Краснозна- менский 4,7 300 75 20 8,5 Курья 6,0 380 95 25 11 Усть-Таловка 5, 320 80 21 9 Выбор этой величины в качестве критерия связан с тем, что по рекомендации Российской научной комиссии по радиационной защите (РНКР3) облученным признается тот индивидуум, у которого накопленная эффективная доза превышает 5 с3в, а пострадавшим считается тот, у кого в результате ядерных испытаний возникали детерминированные эффекты (лучевая болезнь или лучевой дерматит) или другие заболевания, в отношении которых официально установлена причинно-следственная связь [29]. Как уже отмечалось выше, только четыре ядерных взрыва, произведенных на Семипалатинском полигоне, внесли значимый вклад в облучение населения Алтайского края. В табл. 7.6 представлены величины доз гамма-излучения на местности до полного распада радиоактивных веществ в населенных пунктах края после этих взрывов. Таким образом, показан вклад значимых ядерных испытаний в облучение населения края. Расчет величин доз на щитовидную железу (табл. 7.5) проводился по методике [28], в которой значения коэффициентов, учитывающих вклад радионуклидов йода в суммарную активность продуктов взрыва и переход их в молоко, принималисъ постоянными. Кроме того, было принято, что доза от всех радионуклидов йода составляла 1,2 от дозы за счет поступления йода- 1 3 1

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 9

Sun, 20 Jan 2013 15:05:08 +0400

Таблица ~ 7.6. Возможные дозы внешнего гамма-излучения на открытои местности до полного распада радиоактивных веществ в населенных пунктах терр , итории которых подвепгались неоднократному воздействию радиоактивных выпадений ' в настоящее время группа сотрудников под руководством профессора к.и.гордеева в рамках программы "Семипалатинский полигон - Алтай" разрабатывает методику оценки доз внутреннего облучения, которая базируется на закономерностях пространственного распределения биологически опасных радионуклидов .. продуктов ядерного взрыва, а также особенностях миграции по природным цепочкам биологически значимой фракции радиоактивных выпадений [30]. Возможно, что по этой методике на больших расстояниях (более 200 км) в случае возникновения "пятен" с повышенной плотностью радиоактивных выпадений, как это имело место в Зарииском районе Алтайского края после ядерного испытания 07.08.62 г., доза облучения будет возрастать, а на меньших расстояниях - уменьшаться по сравнению с данными, приведенными в табл. 7.5. Уточнены могут быть и другие составляющие дозы внутреннего облучения. Район, Суммар- населенный, Дозы внешнего гамма-излучения после ная пункт ядерных взрывов, Р доза, 29.08.49г. I 22..55г. I 07.08.62г. I 25.09.62г. Р ьтловскии Лаптев Лог 14.3 0.4 .7 16 Наумовка .. 72.0 0.8 .7 - 74 Топольное 68.0 0.16 .7 70 - Беленькое 2.0 - - 12 .. Локоть ЛОКТЕВСКИЙ 37 0.24 0.32 - 38 Покровка 5.3 - 0.2 0,6 6. Советский путь 3.2 - 0.16 020 3.6 Устьянка .0 - .. 0.6 1.6 Ремовский 5.3 - 0.16 0.10 5.6 Георгиевка .0 - - 0.65 1.7 Александровка 0.53 - - 020 07 Новосклюиха РVБЦОВСКИЙ 0.7 - 0.95 0.22 1.9 Половинкино 0.95 - 0.95 .. 19 Зеленая Дубрава 0.7 - .1 18 Самарка 4.24 - 0.85 - 5 Саратовка 9 - 0.32 011 9.4 Новоалександровка 4.24 .. 0.53 .. 4.8 Вишневка 22 - 0.32 0.32 23 Новониколаевка 20 0.2 0.32 0.64 21 Веселоярск 6 0.13 0.53 17 Бугры 28 0.13 0.32 0.64 29 КУРЬИНСКИЙ Новофирсово .1 - 0.[2 .. 1.2 Кузнецово 1.2 - 0.23 - 1.4 Краснознаменный 6.4 - 0.12 .. 6.5 Курья 8.1 - 0.2 - 8.2 Ивановка 9.0 - 0.21 - 9.2 Усть-Таловка 6.9 - 0.1 .. 7.0 Таловка ЗМЕИНОГОРСКИЙ 14.5 - 3.2 .. 15 Варшава 16 .. 02 .. 17 Саввушка 5.6 - 0.1 - 5.7 Никольск 5.7 - 0.3 5.8 .. Кузьминка 2.5 - 0.1 ! .. 26 Октябрьский 6.0 - 0.13 0.1 6.2 7.1.3. Оценка стохастических последствий облучения Последствия воздействия радиоактивного загрязнения территории Алтайского края после проведения ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне на здоровье населения могут быть оценены двумя путями. Во-первых, расчетным путем с использованием имеющейся зависимости между дозой и эффектом. Во-вторых, последствия воздействия ионизирующих излучений могут быть получены в ходе выполнения эпидемиологических исследований, что требует значительного времени и больших материальных затрат. Методы радиационной эпидемиологии требуют учета доз индивидуального облучения, создания службы онкологической статистики и ведения канцер-регистра, как неотъемлемой части общей системы регистрации [31]. Общепризнанным является расчетный путь с использованием зависимости доза-эффект и оценки на основе этой зависимости последствий воздействия ионизирующих излучений на здоровье облученных людей, что является основной задачей этого раздела. Как известно, злокачественные новообразования и генетические нарушения отнесены к категории стохастических эффектов действия радиации и приняты международными организациями в качестве последствий облучения населения, включая все критические группы [32J. Базой для этого служит принятая в настоящее время гипотеза о бсспороговом характере действия радиации относительно вероятности возникновения этих нозологий. В общем виде упомянутая гипотеза постулирует линейную зависимость между дозой и эффектом, что, в свою очередь, требует взвешенной трактовки данных такой оценки: истинные отдаленные последствия 166

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 10

Sun, 20 Jan 2013 15:06:16 +0400

по своему уровню не могут превышать полученных расчетных значений и Должны находиться между нулем и полученным значением. Значения истинных отдаленных последствий во многом зависят от численности облученной популяции, значений средней, индивидуальной и коллективной доз. При этом нужно учитывать латентный период индукции радиогенных злокачественных новообразований: примерно I О лет для большинства солидных раков, 2 года - для лейкозов и 5 лет - для рака щитовидной железы [33]. Результаты расчета коллективных доз внешнего облучения и доз облучения щитовидной железы населения всех загрязненных районов Алтайского края приведены в табл. 7.7 и 7.8. Из данных табл. 7.7 и 7.8 следует, что дети являлись наиболее уязвимой частью населения: при доле детей в возрасте до 7 лет, равной примерно 17% состава всего населения, на них приходилось 45% общей коллективной дозы облучения. Выполненные расчеты [5] показали, что за прошедший после первого ядерного взрыва на Семипалатинском полигоне 30-летний период можно было ожидать в Алтайском крае на 937 тыс. человек, проживавших на загрязненной территории (годовая доза внешнего облучения больше 0,1 сЗв), до 500 дополнительных случаев злокачественных заболеваний щитовидной железы, в том числе до 25 случаев с летальным исходом. Такая дополнительная заболеваемость могла превысить спонтанный уровень примерно на 20-40%. Однако обнаружить повышение заболеваемости щитовидной железы в настоящее время, спустя более чем 45 лет после первого ядерного взрыва, практически невозможно. Они "перекрылись" воздействием других не6лагоприятных или вредных факторов. То же самое можно сказать и 06 отдаленных последствиях в виде летальных лейкозов, выход которых может длиться максимум 20 лет. Злокачественные новообразования являются наиболее серьезной патологией из всех возможных последствий облучения. Результаты прогноза максимального количества радиогенных злокачественных новообразований приведены в табл. 7.9.

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 11

Sun, 20 Jan 2013 15:07:20 +0400

Таблица 7.7. Суммарные коллективные дозы внешнего гаммаоблучения населения в административных районах и в целом по Алтайскому краю от всех ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне, вклад которых в индивидуальную дозу превышал 0,1 сЗв Коллективная доза чел.х'Зв Район, на в зонах радиоактивного Суммар- ная населенный пункт следе загрязнения от яр.ерных взры- коллекти- испытании вная доза ва 29.08. 29.08. 122.11. I 07.08. I 25.09. чел.хзв ]949 г, 19491'. 19551'. 19621'. 19621'. I.УгловскиЙ 2078 6 24 102 О 22]0 2.РубцовскиЙ 1631 199 29 1200 49 3108 3Локтевский 1592 18 9 12 ]55 1786 4.ЗмеиногорскиЙ 686 16 О 4 4 710 5.КурьинскиЙ 571 7 О 12 О 590 б.Краснощековский 226 20 О О О 246 7.Усть-КалманскиЙ 122 9 О О О 13] 8.поспелихинскиЙ 87 15 О 184 28 3]4 9.петропавловскиЙ 67 65 О О О 132 1 О .Шипуновский 14 25 О 6] 15 115 1] .Усть-Пристанский 8 46 О О 6 60 12.АлеЙскиЙ О 12 О 28 10 50 13.ТроицкиЙ О 65 О О О 65 ] 4.КытмановскиЙ О 11 О О О 11 ] 5.ТогульскиЙ О 22 О О О 22 Гб.Чарышскнй О 18 О О О 18 ] 7.СолонешинскиЙ О 26 О О О 26 18.АлтаЙскиЙ О 26 О О О 26 19.СоветскиЙ О 51 О О О 51 20. Красногорский О 32 О О О 32 21 . Быстроистокский О 32 О О О 32 22.СмоленскиЙ О 107 О () О 107 23.ЗональныЙ О 91 О О О 9] 24.БиЙскиЙ О 343 О О О 343 25.ЦелинныЙ О 85 О О О 85 26. Ельцовский О 34 О О О 34 27. Солтонский О 44 О О О 44 28.ЕгорьевскиЙ О О ]4 ]68 О 182 29. Славгородский О О О 6 О 6 зо.табунскиЙ о о о 2 О 2 31 . Благовещенский (1 О О 28 О 28 32.РодинскиЙ О О О 6 О 6 33.новочихинский О О О 18 О ]8 34.РебрихинскиЙ О О О 39 О 39 35.тальмеНСI

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 12

Sun, 20 Jan 2013 15:08:32 +0400

Таблица 7.8. Возможные коллективные дозы облучения щитовидной железы населения Алтайского края от всех ядерных испытаний. проведенных на Семипалатинском полигоне Таблица 7.9. Ожидаемые отдаленные последствия в виде злокачественных новообразований всех локализаций как следствие облучения населения Алтайского края в его наиболее загрязненных районах Численность Коллективные дозы облучения Район населения в зонах щитовидной железы, загрязнения, чел.х'Зв тыс. чел. дети I взрослые дети I взрослые I все население I.УгловскиЙ 0,8 3,7 22316 27274 49590 2.РубцовскиЙ 22,7 110,8 3]945 39043 70988 3Локтевский 5,2 25,1 18083 22102 40185 4.ЗмеиногорскиЙ 2,9 13,9 7189 8786 15975 5.КурьинскиЙ 2,7 13,5 5974 7301 13275 б.Краснощековский 4,7 22,8 2491 3044 5535 7. У сть- Калманекий 3,2 15,4 1327 162] 2948 8Лоспелихинский 4,6 22,4 3179 3886 7065 9.ПетропавловскиЙ 5,9 28,5 1337 1633 2970 10.ШипуновскиЙ 5,8 28,1 1165 1423 2588 11.Усть-ПристанскиЙ 3,2 15,6 608 742 1350 12.АлеЙскиЙ 2,8 13,8 506 619 1125 IЗ.троицкий 4,5 22,0 658 805 1463 14.КытмановскиЙ 0,7 3,2 112 136 248 15.тогульский 1,4 7,0 223 272 495 16. Чарышский 1,1 5,6 182 223 405 17.СолонешинскиЙ 1,7 8,4 263 322 585 18.АлтаЙскиЙ 1,7 8,5 263 322 585 19.СоветскиЙ 3,3 16,1 517 631 1148 20.КрасногорскиЙ 2,1 10,2 324 396 720 21. Быстроистокский 2,1 10,2 324 396 720 22.СмоленскиЙ 6,9 33,9 1084 1324 2408 23.ЗональныЙ 5,9 28,8 922 1126 2048 24.БиЙскиЙ 22,2 108,5 3473 4245 7718 25.ЦелинныЙ 5,5 26,8 861 1052 1913 26. Ельцовский 2,2 11,0 344 421 765 27.СолтонскиЙ 2,9 13,9 446 544 990 28.ЕгорьевскиЙ 3,1 15,4 1843 2252 4095 29. Славгородский 0,9 4) 61 74 135 зо.табунскиЙ 0,2 1,3 20 25 45 31 . Благовещенский 3,8 18,9 284 346 630 32.РодинскиЙ 1,0 4,7 61 74 135 33.новочихинский 0,9 4,3 182 223 405 34.РебрихинскиЙ 2,9 14,2 395 483 ~78 35.тальменскиЙ 4,1 20,1 334 409 743 Зб.Первомайский 4,0 19,4 405 495 900 37.ЗалесовекиЙ 2,5 12,4 425 520 945 38.ЗаDИНСКИЙ 7,2 35,2 1468 1795 3263 ВСЕГО .J 59,3 777,9./ 111587 !36386 247973 9з12 Кол- Дополнитель- Спон- ная смертность Числен- лекти- от рака за танная Повы- ность вная исключением смерт- шение Край,район населе- доза, лейкемии и ность спон- ния, чел.Х рака от танным ТЫС.чел. хЗв щитовидной рака, уровнем железы в чел. % течение 70 лет чел Алтайский край 937,2 11000 550 131210 0,4 I.УгловскиЙ 4,5 2210 110 630 17 2.РубцовскиЙ 133,5 3108 155 18700 0,8 3Локтевекий 30,3 1786 90 4240 2,0 4.3меиногорскиЙ 16.8 710 36 2350 1.5 s.курьинскиЙ 6.2 590 30 2270 1,3 6 Краснощековекий 27.5 246 13 3850 0,3 7.Усть-КалманекиЙ 17,6 131 7 2460 0,3 в .; П ~ 27,0 314 16 3780 0,4 i 8 .. оспелихинскии . 9ЛетропаВЛО8екий 34,4 132 7 4820 0,14 1 О .ш ипуновский 33,9 115 6 4750 0,13 ll.Усть-ПристанскиЙ 18,8 60 3 2630 0,11 , I2.АлеЙскиЙ 16,6 50 3 2320 0,13 ; i з.троицкий 26,5 65 3 3710 0,08 14.КытмановскиЙ 3,9 11

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 13

Sun, 20 Jan 2013 15:09:31 +0400

величиной стохастических онкозаболеваемости и смертности. В настоящее время статистически достоверного результата оценки степени влияния радиационного фактора на онкозаболеваемость и смертность получить, по-видимому, не удастся,; Это становится ясным из сравнения величин региональной коллективной эффективной дозы за счет внешнего и внутреннего облучения населения Алтайского края после проведения ядерных испытаний (при взвешивающем коэффициенте щитовидной железы, равном 0,05) с величинами эффективных доз облучения от других источников радиационного воздействия. Таблица 7.10. Коллективные эффективные дозы облучения населения Алтайского края, обусловленные различными причинами. флюктуаций показателей 7.2. Облучение населения регионов Российской Федерации, находящихся в зоне влияния ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне От природных источников радиации и медицинских процедур за 40 лет От глобальных выпадений до i 986 г. за 40 лет От выпадений после аварии на Чернобыльокой АЭС за 10 лет .. - От радиоактивных выпадений с золой после сжигания угля для всего городского населения края за 40 лет 350000 26600 В интересах объективной оценки степени влияния ядерных испытаний на здоровье населения регионов Российской Федерации, расположенных в зонах радиоактивных выпадений, сотрудниками Института биофизики с участием специалистов 3-го Главного управления при Минздраве СССР была проведена большая работа по сбору, анализу и обобщению архивных материалов, содержащих данные радиационной разведки и другие сведения о характере радиоактивного загрязнения местности с дозами излучения до полного распада РВ, превышающими 0,1-0,5 сГр. Одной из форм действенного контроля за радиационной обстановкой было про ведение систематических комплексных обследований загрязненных территорий. Это позволяло вести динамическое наблюдение за изменением радиационной обстановки и состоянием здоровья населения, проживавшего в зонах радиоактивного загрязнения. На основе анализа и обобщения этих материалов была создана база архивных данных и альбом следов радиоактивного загрязнения [3,4]. Эти материалы самым достоверным образом отображают радиационную обстановку за пределами запретной зоны Семипалатинского полигона. Принципиальное значение имеет оценка роли методов математического моделирования для расчета доз облучения населения. По нашему мнению, нет особой необходимости в использовании методов вероятностного прогнозирования на основе математического моделирования, Т.К. им свойственны очень большие погрешности. ЭТО подтверждается следующими фактами. До обнаружения в архивах РФЯЦ-ВНИИЭФ (г.Саров) отчета с результатами радиационной разведки на территории следа, образовавшегося после первого ядерного взрыва 29.08.49 г. [8], организации Минобороны России, занимающиеся вопросами ретроспективной оценки доз облучения, не располагали сведениями о положении этого следа. Поэтому они, используя различные исходные данные, проводили восстановление возможной радиационной обстановки после этого взрыва на основе методов математического моделирования [35-39J. Графически результаты этих работ представлены на рис.7.2, из анализа которых видно, что ось следа от первого ядерного взрыва с разной вероятностью располагалась в секторе от направления на г. Барнаул до направления на г. ГорноАлтайск, Большие погрешности также допускались некоторыми исследователями при оценке доз облучения в результате Причина облучения населения коJlлективная Jl(1за,чел.хЗв От испытаний ядерного оружия Семипалатинском полигоне за 40 лет I • на I 21090 --'------ -----._- ВСЕГО 5600 -~-~--~ ... 382200 Данные табл. 7.10 убедительно свидетельствуют о том, что на территории Алтайского края в настоящее время практически невозможно обнаружить увеличения заболеваемости И смертности от воздействия радиоактивных выпадений после проведения ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне. Вклад ядерных испытании в региональную коллективную дозу облучения населения, за 40 лет их проведения в атмосфере и под землей не превышает. Хотя, как видно из приведенных выше данных, вред, причиненный населению края, очевиден. Признать ядерные испытания в качестве основного фактора, значимо влияющего на ухудшение здоровья населения края, можно только в том случае, если удастся установить корреляционную связь между величиной дозы показателями заболеваемости или смертности по принципу: больше доза - хуже здоровье. Пока этого сделать не удалось.

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 15

Sun, 20 Jan 2013 15:10:27 +0400

недостаточно полного использования экспериментальных радиобиологических данных, отражающих реальные свойства радиоактивных выпадений после наземных ядерных взрывов. Чаще всего по разным причинам завышались дозы внутреннего облучения, а значит и эффективные дозы облучения населения, которые являлись критериями при решении вопросов социального блока. Существующие методики оценки доз внутреннего облучения также имеют много недостатков. Поэтому задача разработки методик, с помощью которых можно объективно оценить степень воздействия радиационного фактора на население после про ведения ядерных испытаний, остается актуальной и в настоящее время. Расхождения между дозовыми показателями и медицинскими последствиями ядерных испытаний обсуждались на международном семинаре по проекту РАДТЕСТ (Барнаул, 5-10 сентября 1994 г.). Участники семинара при обсуждении докладов исполнителей программы "Семипалатинский полигон - Алтай" обратили внимание на несоответствие между реальными дозовыми нагрузками и состоянием здоровья населения Алтайского края [40-42 и др.]. Следует отметить, что в зоне радиоактивных выпадений после ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне с граничной дозой более 0.05-0.1 Р находился не только Алтайский край, но и еще 9 регионов Российской Федерации [43J. Почти полностью эта зона охватывает только территорию Алтайского края и частично республики Алтай, Тува и Хакасия, Красноярский край, а также Новосибирскую, Кемеровскую, Иркутскую, Читинскую и Томскую области. Ориентировочные данные о масштабах радиоактивного загрязнения и возможных дозах внешнего облучения населения этих регионов приведены в табл.7 .11. Существенное различие в величинах максимальной индивидуальной и средней доз облучения населения Алтайского края объясняется особенностью формирования следа первого ядерного взрыва в условиях сильного ветра и струйного течения воздушных масс. На относительно небольшой территории Угловского района Алтайского края образовалось значительное радиоактивное загрязнение местности с дозами излучения до 100 рентген. При изучении дозовых характеристик следует учитывать, что по мере уменьшения величин доз снижается и точность их оценок. Однако при дозах менее 0,5 Р это обстоятельство не имеет принципиального значения, поскольку такие дозы не могут оказывать заметного влияния на ухудшение здоровья населения [46].

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 16

Sun, 20 Jan 2013 15:11:07 +0400

Таблица 7.11. Возможные дозы внешнего облучения населения различных регионов Российской Федерации после проведения на Семипалатинском полигоне ядерных испытаний в атмосфере [5, 9, 44, 45] Макси- Коллек- Средняя Числен- ма- тивная доза об- Удале- ность льная доза лучения .~ ние от населе- доза внеш- всего п/п Регион поли- ния, внеш- на- него гона, тыс. него облуче- селения тыс. км чел. облу- ния, регио- чения, чел.хЗв на, сЗв с3в 1 Алтайский край 0.14-0.7 2514 52 13500') 0.5 2 Республика Алтай 0.4-0.8 174 0.8 300 0.3 3 Республика Тува 0.8-1.6 269 1 1460 0.5 4 Республика Хакасия 07-1.0 508 0.2 760 0.15 5 Новосибирская обл. 0.5-0.7 2657 1 1440 0.05 6 Кемеровская обл. 0.7-1.0 2990 I 1640 0.06 7 Красноярский край 0.9-2.2 600 0.12 240 0.04 8 Иркутская область 1.3-2.7 1340 0.1 470 0.04 9 Читинская область 2.0-3.0 1258 0.05 440 0.03 10 Томская область 07-1.3 887 0.15 350 0.04 *) Величина коллективной дозы внешнего облучения от четырех наиболее значимых ядерных взрывов (табл. 7.7 и 7.9) увеличена на 2420 чел.х Зв за счет других взрывов, радиоактивные облака которых могли распространяться в направлении территории Алтайского края. Выполненные расчеты показывают, что превышение индуцированных радиацией отдаленных последствий в виде летальных злокачественных новообразований и других региональных патологий над спонтанным уровнем не может быть обнаружено с использованием методов эпидемиологических исследований ни в Алтайском крае, ни в других регионах Российской Федерации. 7.3. О последствиях ядерного взрыва на Тоцких войсковых ученнях 14.09.1954 г. в середине 50-х годов, в разгар "холодной войны", CllIA неоднократно отрабатывали вопросы, связанные с обучением войск ведению боевых действий в условиях применения ядерного оружия. Всего в CllIA было проведено 8 таких учений. Поэтому в интересах проверки рекомендаций по организации войсковых операций и

ОЦЕНКА СТЕПЕНИ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ РЕГИОНОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПОСЛЕ ПРОВЕДЕНИЯ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ часть 17

Sun, 20 Jan 2013 15:11:53 +0400

способов защиты от поражающих факторов ядерного оружия было решено провести такие учения в СССР на Тоцком артиллерийском полигоне Южно-Уральского военного округа. В 9 часов 34 минуты 14.09.1954 Г. на высоте 350 м был произведен высокий воздушный ядерный взрыв мощностью 40 кт [1, 47, 48]. Общественный интерес к этому взрыву, проявляемый в настоящее время, связан с тем, что он был произведен вне испытательного полигона над относительно густонаселенной местностью примерно в середине Оренбургской области. Обсуждению этого вопроса была посвящена l-я научно-практическая конференция "Медико-экологические аспекты последствий Тоцкого ядерного взрыва", проходившая 22-23 октября 1996 г. под руководством Администрации Оренбургской области [49]. Очевидцы и специалисты, основываясь на документальных свидетельствах, утверждают, что при таком виде взрыва пылевое приземное образование, содержащее радионуклиды наведенной активности, поднялось вверх под действием восходящих потоков воздуха и достигло облака взрыва на большой высоте. При таком развитии общей картины взрыва локального выпадения продуктов (осколков) деления и образования локального следа радиоактивного загрязнения не происходит. Влекомое воздушными потоками облако взрыва, поднявшееся на высоту до 15 КМ, удалилось в восточном направлении, В последующем продукты деления могли образовать небольшов радиоактивное загрязнение ("пятно") в дальней зоне за пределами территории Оренбургской области, а в основном вошли в состав глобальных выпадений. Радиоактивное загрязнение местности произошло практически только в районе эпицентра взрыва под действием потока нейтронов проникающей радиации и очень незиачитеЛЬНОС'JЗГРll3нение - по пути движения "нижнего" пылевого облака, содержащего только радионуклиды наведенной активности. Это пылевое облако не содержало в своем составе биологически ОПаСНЫХ радионуклидов (йода, цезия, стронция и плутония), и ПОЭТОМУ 1 оворигь О внутреннем облучении населения, проживавшего по пути его движения, нет оснований. В таких ситуациях следчет учитывал, только возможное влияние доз внешнего облучения. Специалисты утверждают [48, 50J, что 'частники войсковых учений, преодолевавшие участок радиоактивного загрязнения в районе эпицентра ядерного взрыва, а также местное население, проживавшее ча "ближнем" следе, не могли получить эффективную нидивндуальную дозу облучения более .5 сJз, И 15 соответствии с Концепцией [29] онг не могут считаться пострадавшими. Поэтому дня проведения на территории Оренбургской области каких-либо реабилитационных мероприятий нет основании. Hi.) на этом проблемы не кончаютсг..

Методы и средства дезактивации поверхностей, пищевых продуктов и воды

Mon, 11 Feb 2013 00:52:30 +0400

Методы и средства дезактивации поверхностей, пищевых продуктов и воды (по материалам МПП "МРКВАНТ"). Внимание! Методика не является соответствующей какому-либо отраслевому или государственному стандарту. Дезактивация — это методы и средства удаления радиоактивных веществ с тела человека или животною, с одежды или домашних вещей, бытовых предметов, оборудования, различных сооружений или местности (земли, растительности), воды, молока или других пищевых продуктов и сырья, транспортных средств или упаковочной тары, попадающих на них в результате технологических процессов, связанных с получением и применением природных и искусственных радиоактивных веществ, в результате небрежности, аварий или вследствие применения ядерного оружия. Эффективность дезактивации зависит от плотности загрязнения объекта (или его части), характера материала (металл, дерево, стекло, ткань и т. д.), состояния поверхности (гладкая, шероховатая, пористая, липкая), величины частиц радиоактивной пыли, растворимости радионуклидов, времени, прошедшего с момента загрязнения, средств и способа дезактивации. Следует учитывать, что чем раньше начата дезактивация, тем она будет эффективней, так как длительная задержка радиоактивных загрязнений практически на любом объекте приводит к большей фиксации их и затруднит, осложнит очистку. Радиоактивные вещества нельзя уничтожить, ускорить их распад или нейтрализовать каким-либо химическим веществом. Их можно только удалить, применяя физические (механические), химические или физико-химические методы. Физический метод заключается в механическом удалении радиоактивной пыли щеткой, веником, при помощи пылесоса или вытряхивания и выколачивания, обтирания паклей, ветошью, смывания водой, снятия и удаления верхнего загрязненного слоя (грунта, зерна, сена и др.), фильтрования. При химическом радиоактивные изотопы либо растворяют, либо соединяют в комплексное соединение, госта чего удаляют. Для этого применяют различные растворители (соляная и азотная кислоты, дихлорэтан, бензин, керосин) или комплексообразователи (лимонная и щавелевая кислоты, гекса-метафосфат натрия и др.). Чаще всего применяют физико-химический метод дезактивации — смывание радиоактивных веществ дезактивирующими растворами. При этом применяют растворители, комплексообразователи, поверхностно-активные вещества. В некоторых случаях, особенно для дезактивации молока и воды, применяют ионообменные смолы (катионообменные и анионообменные). В особых случаях (военные действия, промышленное производство и пр.) применяют различные смеси, приготовленные из специальных дезактивирующих веществ. Доступные для населения средства дезактивации, которые можно приобрести в хозяйственных и продовольственных магазинах, аптеках и магазинах медтехники, химреактивов, медпрепаратов: Поверхностно-активные вещества (ПАВ) Жировое мыло (60 %), препарат «Новость», стиральные порошки Применяют 0,3—1 %-ные растворы. Можно использовать вместе с комплексообразователями, кислотами и другими веществами Комплексообразующие вещества Гексаметофосфат натрия, Трилон Б**, лимонная, винная, щавелевая, плавиковая кислоты Применяют 0,4—2 %-ные растворы. Можно использовать совместно с ПАВ кислотами и другими веществами Неорганические кислоты Азотная, соляная и серная кислоты 2—5 %-ные растворы применяют для дезактивации кислотостойких материалов Окислители Марганцовокислый калий, перекись водорода 0,1—0,5 %-ные растворы в щелочной либо кислой среде применяются для удаления радиоактивных веществ, прочно связанных с поверхностью Сильные основания Едкий натрий и калий 1—5 %-ные растворы применяют для удаления радиоактивных веществ, растворимых в щелочах Органические растворители Дихлорэтан, спирт, ацетон, керосин, бензин Применяют для удаления загрязненного слоя смазки или краски Обрабатываемые поверхности различных объектов после дезактивации специальными моющими растворами, промывают проточной водой, протирают насухо и опять проверяют бытовыми дозиметрами или радиометрами. Если радиоактивное загрязнение не снято, то дезактивацию повторяют более сильными дезактивирующими составами, что будет рассмотрено ниже на конкретных примерах. В качестве моющих растворов для дезактивации можно применять составы: Состав № 1 Дезактиватор А, вода 1:10 Состав № 2,3 «Новость» 10 г или ОП-7, г 3 Соляная кислота (100 %-ная), г 40 или при плотности 1,18, мл 100 Гексаметафосфат натрия, г 4 Вода, л До 1 Если дезактивация не достигла цели, то ее повторяют более сильным составом: Состав № 4 Марганцовокислый калий, г 40 Серная кислота, г 5 Вода, л До 1 После дезактивации поверхности составом № 4 (в течение 10—15 мин) проводят обработку составом № 1. Если загрязненный материал некислотостойкий (корродирует или растворяется), то рекомендуется обрабатывать его щелочными растворами: Состав № 5 Едкий натрий, г 10 Трилон Б, г 10 Вода, л До 1 Ценное оборудование, приборы следует дезактивировать раствором лимонной или щавелевой кислоты: Состав № 6 Лимонная (или щавелевая) кислота, г 10—20 Вода, л До 1 Применяют также раствор тринатрийфосфата или гексаметафосфата натрия: Состав № 7 Тринатрийфосфат или гексаметафосфат натрия, г 10—20 Вода, л До 1 По окончании дезактивации поверхностное загрязнение различных объектов не должно превышать установленные Нормами радиационной безопасности [10] допустимые уровни поверхностного радиоактивного загрязнения, которые приведены в таблице. Допустимое радиоактивное загрязнение различных поверхностей (в частицах/см2 в 1 минуту) Объект загрязнения Альфа-излучающие радионуклиды (уран, плутоний, торий, нептуний, амерциний и др.) Бета-излучающие радионуклиды (стронций-90, итрий-90, церий-144, рутений-106, цезий-137-бета, гамма и др.) Кожные покровы тела человека, волосы и внутренняя поверхность головного убора 0,1 10 То же 0,1 2 (стронцием-90 и итрием-90) Полотенца, нательное белье, внутренняя поверхность верхней одежды 0,1 10 То же 0,1 2 (стронцием-90 и итрием-90) Верхняя одежда 0,5 20 То же 0,5 4 (стронцием-90 и итрием-90) Наружные поверхности обуви 5 200 Внутренние поверхности обуви 0,5 20 То же 0,5 4 (стронцием-90 и итрием-90) Внутренние поверхности жилых помещений и находящихся в них бытовых предметов 0,5 20 Наружные поверхности жилых и подсобных помещений, предметов во дворе 5 200 Внутренние поверхности транспортных средств и контейнеров 1 100 Мешковина, упаковочные материалы, внутренняя поверхность ящиков под пищевые продукты Не допускается Не допускается При дезактивации поверхностей бытовых предметов, стен жилых и подсобных помещений, покрытых пористыми или легкосмачиваемыми материалами, не следует оставлять моющий раствор на обрабатываемой поверхности на длительное время во избежание впитывания радиоактивного загрязнения вместе с моющим раствором. При дезактивации глиняных и оштукатуренных стен поверхностный слой соскабливают. Дезактивация во дворе. Стены, двери, окна, здания и сооружения обмывают сначала струей воды из шланга под давлением, затем смывают радиоактивную пыль с крыльца, дорожек и других предметов. Для удаления грязной воды делают отводные канавы и ямы, которые после окончания работ засыпают землей. После высыхания, производят дозиметрические измерения. Если будут выявлены пятна загрязнений выше допустимых норм, нужно провести дезактивацию моющими составами № 1, 2 и 3. Опять обмыть эти места водой со шланга под давлением и провести повторные измерения. Из внутренних помещений и бытовых предметов удаляют пыль пылесосом, а затем производят влажную обработку с использованием щеток и тряпок как непосредственно, так и намотанных на длинные палки Ковры и дорожки выносят на улицу и выбивают, стоя с наветренной стороны. Книги на незастекленных полках также обрабатывают пылесосом. Особое внимание необходимо уделить местам, через которые в квартиру поступает пыль. В кондиционерах нужно заменить фильтрующую прокладку. Вещи из мягкой пористой ткани обрабатывают пылесосом, а затем стирают в стиральной машине. Если на них будет найдено радиоактивное загрязнение, которое самостоятельно удалить невозможно, то их можно сдать в прачечную спецкомбината. Транспортные средства и машины дезактивируют на специальных площадках промыванием водой из шланга под давлением и протиранием раствором "Дезактиватор А", керосином, ацетоном, растворами ПАВ. В необходимых случаях приходится иногда прибегать к «пескоструйной» обработке или даже вырезать куски кузова автогеном (газосваркой). Упаковочные ящики, плетеные корзины и другую тару промывают водой под давлением и протирают ветошью, смоченной в дезактивирующем составе. Если они не представляют большой ценности, а загрязнены выше допустимых норм, то их уничтожают (но не сжигают). Различные приборы, аппараты, бытовые предметы очищают щетками и тампонами, смоченными в дезактивирующем составе № 6 пли № 7. При наличии смазки поверхность предварительно обрабатывают тампонами со спиртом, бензином, керосином или другими растворителями. Затем промывают водой и насухо вытирают тряпкой или марлей. Кожаные части упряжки, сапоги, изделия из резины и синтетических тканей протирают щетками или ветошью с использованием хозяйственного мыла. Затем вытирают насухо тряпкой и кожу смазывают дегтем. С предметов, покрытых полиэтиленовой или другой пленкой, клеенкой, радиоактивные вещества смываются сравнительно легко мыльным раствором стирального порошка (1 столовую ложку порошка на 1 л теплой воды). Водонасосные сооружения, поверхность шахтных колодцев, каптажа родников обмывают сильной струей воды, после чего около них снимают загрязненный грунт и закапывают его в землю. Желательно из шахты колодца выкачать воду и очистить дно. Для предохранения от радиоактивной пыли наземную часть колодца необходимо оборудовать крышкой и оббить полиэтиленовой пленкой. Для очищения воды от радиоактивных веществ применяют несколько способов: простое отстаивание, коагулирование с последующим отстаиванием, фильтрование, перегонку. Первый, самый простой способ позволяет удалить только нерастворимые радионуклиды и аэрозоли. Если же применить коагулянты (квасцы, глину, кальцинированную соду, сульфат железа, фосфаты), то можно удалить до 40 % стронция-90, цезия-134 и цезия-137. Фильтрованием через песок, почву, торф, гравий можно достичь очистки до 70—85 %. В условиях сельской местности или на дачных участках очищенную воду из загрязненных открытых водоемов (озера, пруда) можно получить, устраивая специальные колодцы на расстоянии 5—10 м от берега водоема. Дно колодца должно быть ниже поверхности уровня воды в водоеме. Если грунт берега не пропускает воду, то между водоемом и колодцем устраивают фильтрационную траншею или трубу. Более полное удаление радионуклидов из воды (в том числе и растворенных) достигается при перегонке или пропускании ее через ионообменные смолы. Последнее нашло широкое применение в настоящее время и для очистки загрязненного молока. Кроме того, оказалось эффективной переработка молока на масло и сыры. Основная часть радионуклидов переходит в обрат и сыворотку. Если же масло загрязнено аэрозольными радиоактивными веществами, то удаляют поверхностный загрязненный слой масла, который перетапливают, что тоже приводит к положительному эффекту.

СанПин 2.2.8.46-03 "Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты"

Mon, 11 Feb 2013 01:06:22 +0400

Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 28 октября 2003 г. N 157 "О введении в действие санитарно-эпидемиологических правил и нормативов СанПин 2.2.8.46-03 "Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты" На основании Федерального закона от 30 марта 1999 года N 52-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст.1650) и Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании, утвержденного постановлением Правительства Российской Федерации от 24 июля 2000 г. N 554 (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст.3295) постановляю: Ввести в действие с 1 января 2004 г. санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПин 2.2.8.46-03 "Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты", утвержденные Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 26 октября 2003 г. Г.Г.Онищенко 2.2.8. Средства коллективной и индивидуальной защиты Санитарно-эпидемиологические правила и нормы СанПиН 2.2.8.46-03 "Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты" Содержание I. Область применения II. Нормативные ссылки III. Общие положения IV. Дезактивируемые СИЗ для работы с радиоактивными веществами V. Подготовка СИЗ к дезактивации VI. Направление СИЗ на дезактивацию и выдача СИЗ после дезактивации VII. Устройство и планировка проектируемых, строящихся и реконструируемых спецпрачечных VIII. Оборудование проектируемых, строящихся и реконструируемых спецпрачечных и его размещение IX. Дезактивирующие препараты и режимы дезактивации СИЗ X. Мероприятия по обеспечению безопасных условий труда Приложение 1 Установленные НРБ 99 (таблица 8.9) допустимые уровни (ДЗ) и рекомендуемые предельные уровни (ПЗ) радиоактивного загрязнения СИЗ, направляемых на дезактивацию в спецпрачечную, част./(см2 × мин) Приложение 2 Упрощенный способ сортировки спецодежды, нательного белья и полотенец, загрязненных бета- и гамма-активными продуктами деления Приложение 3 Приложение 4 Журнал учета поступающих и обработанных СИЗ Приложение 5 Приложение 6 Дезактивирующие растворы, рекомендуемые для дезактивации поверхностей помещений и оборудования спецпрачечных Приложение 7 Технология дезактивации средств индивидуальной защиты в спецпрачечных Приложение 8 Библиография Приложение 9 Термины и определения Дата введения:1 января 2004 г. I. Область применения 1.1. Настоящие санитарно-эпидемиологические правила и нормы (далее - Правила) применяются при выполнении работ по дезактивации средств индивидуальной защиты, загрязненных радиоактивными веществами (далее - СИЗ), в спецпрачечных, а также на предприятиях, эксплуатирующих СИЗ. 1.2. Контроль за выполнением настоящих Правил осуществляет руководство проектных, конструкторских, строительно-монтажных и других организаций, занимающихся проектированием и строительством спецпрачечных, а также администрация спецпрачечных. 1.3. Государственный санитарно-эпидемиологический надзор за выполнением настоящих Правил осуществляют органы и учреждения государственной санитарно-эпидемиологической службы Российской Федерации. II. Нормативные ссылки Правила разработаны на основании и с учетом следующих законов и нормативных документов: Федеральный закон от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст.141); Федеральный закон от 30 марта 1999 г. N 52-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст.1650); Федеральный закон "Об использовании атомной энергии" от 21 ноября 1995 г. N 170-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1995, N 48, ст.4552; 1997, N 7, ст.808); Нормы радиационной безопасности (НРБ 99). СП 2.6.1-758-99. Минздрав России, 1999. НРБ 99 не нуждаются в государственной регистрации (письмо Минюста России от 29.07.1999 N 6014-ЭР); Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99). СП 2.6.1-799-99. Минздрав России, 2000. ОСПОРБ 99 не нуждаются в государственной регистрации (письмо Минюста России от 01.06.2000 N 4214-ЭР). III. Общие положения 3.1. Система дезактивации СИЗ обеспечивает: - безопасные условия труда персонала, осуществляющего работы по подготовке и проведению дезактивации СИЗ в соответствии с действующими нормативными документами (НРБ 99, ОСПОРБ 99 и др.); - достижение остаточной загрязненности СИЗ после дезактивации ниже установленных допустимых или контрольных уровней; - сохранение защитных свойств СИЗ в пределах, установленных действующими НД; - сохранение удовлетворительного внешнего вида СИЗ (удаление механических загрязнений, обеспечение белизны спецодежды из отбеленных материалов, сохранение первоначального цвета СИЗ из окрашенных материалов); - сохранение всех эксплуатационных качеств СИЗ (прочность, эластичность, паропроницаемость, водоупорность и т.п.) в пределах, установленных действующими нормативными документами (далее - НД); - соответствие СИЗ гигиеническим регламентам по содержанию патогенной микрофлоры. 3.2. Для совершенствования системы дезактивации СИЗ устанавливаются два уровня мероприятий: 3.2.1. Первый уровень - мероприятия, которые позволяют обеспечивать достаточную эффективность дезактивации СИЗ без установки нового оборудования и существенного изменения технологии дезактивации и переработки сточных вод для всех действующих спецпрачечных. 3.2.2. Второй уровень - мероприятия на реконструируемых, проектируемых и строящихся спецпрачечных по установке в них высокоэффективного оборудования с высокой степенью автоматизации и с полной механизацией всех операций, специального контрольного автоматического оборудования, обеспечивающего полный контроль чистоты всех СИЗ, прошедших дезактивацию. Для повышения качества очистки спецодежды и снижения объемов сточных вод в спецпрачечных оборудуются участки химической чистки с применением пожаровзрывобезопасных органических растворителей. 3.3. В целях обеспечения радиационной безопасности персонала все работы по проектированию, реконструкции и строительству новых спецпрачечных проводятся с учетом положений, изложенных в п.3.2.2. IV. Дезактивируемые СИЗ для работы с радиоактивными веществами 4.1. Для обеспечения требуемых защитных свойств и высокого качества дезактивации загрязненных СИЗ при работе с радиоактивными веществами необходимо применять только те СИЗ, которые предназначены для условий данного производства, обладают достаточной дезактивируемостью и устойчивостью к дезактивации. 4.2. СИЗ, предназначенные для использования персоналом в условиях возможного радиоактивного загрязнения, должны изготавливаться из дезактивируемых материалов (за исключением СИЗ одноразового применения). Конструкция изделий должна быть максимально простой, с минимальным количеством швов, карманов, клапанов, накладок и других элементов, ухудшающих дезактивируемость СИЗ. 4.3. Выбор СИЗ для защиты от радиационного воздействия (защита от внешнего излучения, защита органов дыхания от радиоактивных аэрозолей, паров и газов, защита кожных покровов от радиоактивного загрязнения) осуществляется в соответствии с рекомендациями, разработанными в установленном порядке. Все применяемые СИЗ и материалы для их изготовления в установленном порядке проходят обязательную проверку защитных свойств, дезактивируемости и устойчивости к дезактивации (кроме СИЗ одноразового применения). 4.4. Вся применяемая спецодежда и дополнительные СИЗ должны быть закреплены за конкретным производственным участком и иметь соответствующую маркировку, наносимую на предприятии, эксплуатирующем СИЗ. Восстановление утраченной при многократной дезактивации маркировки СИЗ производится предприятием, эксплуатирующим СИЗ. Для повышения эффективности эксплуатации СИЗ рекомендуется осуществить переход к частичному или полному индивидуальному закреплению за постоянными работниками всей или основной части спецодежды (верхней спецодежды, нательного белья) и спецобуви. Для этого на предприятии, эксплуатирующем СИЗ, рекомендуется организовать нанесение специальных меток на закрепляемую индивидуально спецодежду и спецобувь. Метка должна содержать необходимую информацию о работнике, например, место работы (цех, бригада и т.п.), табельный номер, фамилию и т.п. Временный персонал (командированные, работники ремонтных организаций, представители инспектирующих органов и т.п.) получают спецодежду и спецобувь из категории "дежурная", которая закреплена за подразделением предприятия, но не закрепляется за конкретным работником. 4.5. При необходимости применения в зоне радиоактивного загрязнения средств индивидуальной защиты от факторов нерадиационной природы (диэлектрических или химически стойких перчаток, монтажных касок и поясов, спецобуви для защиты от механических воздействий и т.п.) выбор конкретных марок изделий необходимо осуществлять по согласованию с органами госсанэпиднадзора в соответствии с действующими санитарными правилами. V. Подготовка СИЗ к дезактивации 5.1. Предприятия, эксплуатирующие СИЗ, обязаны производить раздельный сбор бывших в эксплуатации СИЗ по принадлежности, ассортименту и виду материала. При этом выделяются следующие основные группы: - нательное белье; - полотенца; - носки; - береты; - спецодежда; - спецобувь; - утепленная спецодежда (утепленные куртки, брюки ватные, шапки, шарфы, портянки); - СИЗ из ПВХ пленки или материалов с полимерным покрытием; - СИЗ из резины или прорезиненных тканей; - пневмокостюмы, пневмокуртки. 5.2. Для целей сортировки СИЗ устанавливаются следующие градации уровней радиоактивного загрязнения СИЗ: 5.2.1. Допустимый уровень (ДЗ) радиоактивного загрязнения СИЗ и поверхностей рабочих помещений - значения, приведенные в таблице 8.9 НРБ 99. В аварийных ситуациях в соответствии с п.6.5 НРБ 99 органами госсанэпиднадзора могут устанавливаться уровни вмешательства (временные допустимые уровни загрязнения СИЗ - ВДЗ). 5.2.2. Контрольный уровень (КЗ) - значение контролируемой величины (меньшее ДЗ) радиоактивного загрязнения поверхности, устанавливаемое администрацией предприятия по согласованию с органом госсанэпиднадзора с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения и радиоактивного загрязнения окружающей среды. 5.2.3. Предельный уровень (ПЗ) радиоактивного загрязнения данного вида СИЗ: установленный администрацией предприятия по согласованию с органом госсанэпиднадзора уровень радиоактивного загрязнении СИЗ, при превышении которого предметы на дезактивацию в спецпрачечную не направляются (но могут при необходимости дезактивироваться в саншлюзе) и рассматриваются как радиоактивные отходы. Предельный уровень следует устанавливать не превышающим 10-кратное значение допустимого уровня для каждого вида СИЗ. 5.3. Спецодежду, береты и нательное белье направляют на дезактивацию в спецпрачечную по мере их загрязнения выше ДЗ (КЗ), но не реже одного раза в неделю. При работе с высокотоксичными альфа-излучателями необходима ежедневная смена спецодежды и нательного белья. Полотенца и носки направляют на дезактивацию после каждого их использования. Основную спецобувь направляют на дезактивацию при загрязнении выше ДЗ (КЗ). Утепленную спецодежду направляют на дезактивацию (рекомендуется дезактивация методом химической чистки) при загрязнении выше ДЗ (КЗ). Дезактивация СИЗ из ПВХ пленки или материалов с полимерным покрытием, СИЗ из резины или прорезиненных тканей, пневмокостюмов, пневмокурток и других СИЗ, снимаемых в саншлюзе, должна осуществляться на специальном участке дезактивации, расположенном вблизи саншлюза. При отсутствии участка дезактивации указанные СИЗ направляют на дезактивацию в специальное отделение спецпрачечной отдельно от других СИЗ. При невозможности дезактивации СИЗ, снимаемых в саншлюзе, они используются как одноразовые. 5.4. При подготовке к дезактивации каждый вид СИЗ должен быть рассортирован по характеру и уровням радиоактивного загрязнения. По характеру радиоактивного загрязнения СИЗ делят на загрязненные альфа-активными и бета-активными веществами. В случае смешанного загрязнения СИЗ альфа- и бета-активными веществами критерии отнесения СИЗ к альфа- или бета-активному загрязнению может установить администрация предприятия, эксплуатирующего СИЗ, по согласованию с органом госсанэпиднадзора и спецпрачечной. В каждом из указанных видов загрязнения отделяют, кроме того, СИЗ, загрязненные нефтепродуктами, маслами, оксидами металлов и другими веществами, которые затрудняют удаление радиоактивных загрязнений и требуют применения специальной технологии дезактивации, например, химической чистки. Эти СИЗ собирают и направляют в спецпрачечную в отдельной таре с дополнительным указанием на сопроводительном ярлыке (например, битум, краска, масло и т.п.) По уровню радиоактивного загрязнения СИЗ разделяют на три группы: - I группа: до ДЗ; - II группа: от ДЗ до ПЗ; - III группа: свыше ПЗ. Если на предприятии установлены контрольные уровни загрязнения СИЗ, то границы групп радиоактивного загрязнения СИЗ следует устанавливать равными: - I группа: до КЗ; - II группа: от КЗ до ПЗ; - III группа: свыше ПЗ. 5.5. Измерение загрязненности предметов проводят в расправленном виде на сортировочных столах или на специальных автоматических линиях для сортировки поступающих СИЗ по уровням загрязнения. Изделия относят ко второй или третьей группе, если их загрязненность хотя бы на одном участке превышает допустимый (контрольный) или предельный уровень, соответственно. Значения допустимых и рекомендуемых предельных уровней загрязнения СИЗ приведены в приложении 1. 5.6. При загрязнении СИЗ бета-активными веществами может применяться упрощенный способ сортировки СИЗ, изложенный в приложении 2. 5.7. Различные виды СИЗ разделяют на следующие группы: - нательное белье, полотенца, носки разделяются на две группы: I и II; предметы III группы загрязнения рассматриваются как радиоактивные отходы; - спецодежду, береты и спецобувь по загрязненности разделяют на три группы. Загрязненность дополнительных СИЗ тщательно контролируют при выходе из зоны проведения работ; СИЗ I группы радиоактивного загрязнения могут использоваться повторно, СИЗ II группы загрязнения могут быть направлены в спецпрачечную или продезактивированы в санитарном шлюзе. СИЗ III группы радиоактивного загрязнения дезактивации, как правило, не подлежат и направляются на переработку и захоронение в качестве радиоактивных отходов, однако при наличии технической возможности часть СИЗ III группы загрязнения может быть продезактивирована в санитарном шлюзе и использована повторно. 5.8. Сортировку СИЗ по характеру и уровням радиоактивного загрязнения целесообразно проводить в санпропускнике предприятия, эксплуатирующего СИЗ. При отсутствии такой возможности допускается организация сортировки СИЗ по уровням в спецпрачечной в боксе для приема, сортировки и хранения поступивших СИЗ. 5.9. Направлять СИЗ в спецпрачечную следует в упакованном виде по накладной (приложение 3) с сопроводительным ярлыком на каждой упаковке, в котором указаны принадлежность, вид СИЗ, характер и уровень загрязнения, количество в штуках и подпись лица, ответственного за затаривание СИЗ. В качестве упаковки для СИЗ могут применяться мешки из полимерной пленки или прорезиненной ткани. Допускается СИЗ, относящиеся к I группе радиоактивного загрязнения, упаковывать в мешки из хлопчатобумажной ткани. VI. Направление СИЗ на дезактивацию и выдача СИЗ после дезактивации 6.1. Все СИЗ, предназначенные для дезактивации в спецпрачечной, упакованные в мешки, направляются в спецпрачечную специальным транспортом (спецавтотранспортом, специальным грузовым лифтом и др.). 6.2. Дополнительные пленочные СИЗ, пневмокостюмы, пневмокуртки и т.п. целесообразно дезактивировать в саншлюзе. При отсутствии такой возможности их можно направлять в спецпрачечную изолированно от остальных СИЗ при загрязнении до уровня не более ПЗ. 6.3. Поступившие в спецпрачечную СИЗ регистрируется в журнале учета поступающих и обработанных СИЗ (см. приложение 4). 6.4. СИЗ, пришедшие в негодность, а также СИЗ III группы загрязнения направляются на переработку и захоронение в качестве радиоактивных отходов. При этом составляется акт о списании СИЗ (см. приложение 5). СИЗ, не пригодные для эксплуатации вследствие износа, значительной усадки и т.п., могут после дезактивации в спецпрачечной использоваться в качестве обтирочного материала в помещениях, в которых проводятся работы с радиоактивными веществами, если их загрязненность не превышает установленный допустимый (контрольный) уровень. 6.5. Специальный транспорт после выгрузки загрязненных СИЗ подвергают радиационному контролю на специальном пункте, расположенном на промплощадке спецпрачечной. Радиационный контроль осуществляет штатная служба радиационной безопасности или специально выделенное лицо. При обнаружении загрязнений выше допустимых уровней, установленных для транспортных средств, спецтранспорт подвергают дезактивации на специально оборудованном участке с применением моющих средств (см. приложение 6). Этот участок должен быть оборудован спецканализацией. 6.6. Не разрешается вывозить чистые СИЗ тем же спецавтотранспортом без его предварительного радиационного контроля. Контроль за правильным использованием транспортных средств по доставке СИЗ в спецпрачечные и вывоза их из спецпрачечных возлагается на руководство предприятий поставщиков, руководителей спецпрачечных, службы радиационной безопасности и органы Госсанэпиднадзора. VII. Устройство и планировка проектируемых, строящихся и реконструируемых спецпрачечных 7.1. Проект реконструкции и строительства спецпрачечной должен соответствовать строительным нормам проектирования, ОСПОРБ 99 и настоящим Санитарным правилам. 7.2. Проектная производительность спецпрачечной при односменной работе должна быть не менее среднесуточного поступления загрязненных СИЗ со всех предприятий, которая обслуживает данная спецпрачечная. Проектом должна быть предусмотрена возможность эксплуатации спецпрачечной в две смены в период проведения на обслуживаемом предприятии крупномасштабных ремонтных работ, а также в три смены в случае радиационной аварии на обслуживаемом предприятии. 7.3. Планировка спецпрачечной осуществляется с учетом того, что дезактивация СИЗ, отличающихся по виду материала и характеру радиоактивного загрязнения, а также в зависимости от группы загрязнения, проводится раздельно. В спецпрачечной, в которую на дезактивацию поступают СИЗ, загрязненные как альфа-, так и бета-активными нуклидами, должны быть предусмотрены следующие отделения: - отделение для дезактивации спецодежды, нательного белья, полотенец, носков и беретов, загрязненных альфа-активными веществами; - отделение для дезактивации спецобуви, спецперчаток, дополнительной пленочной спецодежды, пленочных СИЗ, загрязненных альфа-активными веществами; - отделение для дезактивации спецодежды, нательного белья, полотенец, носков и беретов, загрязненных бета-активными веществами; - отделение для дезактивации спецобуви, спецперчаток, дополнительной пленочной спецодежды, пленочных СИЗ, загрязненных бета-активными веществами. В случае комбинированного загрязнения альфа- и бета-активными нуклидами СИЗ обрабатываются в отделениях спецпрачечной, предназначенных для дезактивации изделий, загрязненных альфа-активными веществами. Если спецпрачечная осуществляет дезактивацию СИЗ, загрязненных только одним видом нуклидов (альфа- или бета-активными нуклидами), количество отделений уменьшается вдвое. 7.4. Планировка рабочих помещений спецпрачечной и расстановка оборудования должны предусматривать возможность механизации и автоматизации процесса дезактивации на основе поточной системы движения СИЗ без пересечения грязного и чистого потоков. Взаимное расположение производственных помещений спецпрачечной должно обеспечивать раздельное и последовательное проведение подготовительных (прием и сортировка с радиометрическим контролем), основных (стирка) и заключительных (сушка, радиометрический контроль, глажение) операций. 7.5. В зависимости от вида обрабатываемых предметов производственные помещения должны быть сгруппированы в следующие самостоятельные участки для дезактивации: - полотенец и нательного (при необходимости постельного) белья, беретов, косынок, носков, хлопчатобумажных перчаток-вкладышей; - спецодежды; - дополнительных СИЗ и спецобуви. 7.6. Состав и площади помещений в отделениях дезактивации спецодежды, белья и полотенец следует принимать по таблице 7.1. Таблица 7.1 Помещения Площадь (не менее), м2, при производительности спецпрачечной сухой спецодежды, белья и полотенец (кг в смену) до 500 до 1000 до 2000 до 3000 до 5000 Бокс для приема, сортировки и хранения загрязненной спецодежды, белья и полотенец 35 65 100 150 225 Стиральный зал Определяется расстановкой и габаритами оборудования Сушильно-гладильное отделение Определяется расстановкой и габаритами оборудования Помещение для сортировки чистой спецодежды 20 48 80 120 200 Кладовая чистой спецодежды 15 30 60 90 150 Комната выдачи чистой спецодежды 9 12 18 24 35 Комната радиометрического контроля чистой спецодежды 7,5 10 15 24 35 7.7. Состав и площади помещений отделений, предназначенных для обработки дополнительных СИЗ и спецобуви, следует принимать по таблице 7.2. Таблица 7.2. Помещения Площадь (не менее), м2, при производительности спецпрачечной в кг сухих СИЗ в смену до 500 до 1000 до 2000 до 3000 до 5000 Бокс для приема, сортировки и хранения СИЗ и спецобуви 15 30 40 45 50 Стиральный зал Определяется расстановкой и габаритами оборудования Сушильное отделение Определяется расстановкой и габаритами оборудования Кладовая чистой спецобуви и СИЗ 15 20 25 30 50 Комната выдачи чистой спецобуви 9 12 18 24 35 Комната радиометрического контроля чистой спецобуви 7,5 10 15 24 35 7.8. В спецпрачечной должны быть предусмотрены также следующие помещения, представленные в таблице 7.3. Таблица 7.3. Помещения Площадь (не менее), м2 Склад для химических реактивов 20 Комната для приготовления моющих растворов 20 Электромеханическая мастерская 20 Помещение для дозиметристов 20 Инвентарная 20 Баковое хозяйство 20 Венткамера приточная По расчету Венткамера вытяжная По расчету Водоумягчительная По расчету Насосная и зумпфовая По расчету Помещение для ремонта СИЗ и спецобуви 20 Помещение для ремонта спецодежды 30 Помещение для временного хранения радиоактивных отходов 10 7.9. Все спецпрачечные должны быть оборудованы санитарными пропускниками. Санпропускники размещаются либо в основном здании предприятия, соединенном со спецпрачечной закрытой галереей, либо в самой спецпрачечной. В состав санпропускника входят: гардероб домашней одежды, гардероб рабочей одежды, помещения радиометрического контроля кожных покровов и спецодежды, душевые, туалет, помещение для индивидуальных средств защиты, кладовая чистой спецодежды и кладовая загрязненной спецодежды. 7.10. В помещениях спецпрачечной должны быть установлены умывальники со смесителями с локтевым или ножным управлением с подводкой к ним холодной и горячей воды. 7.11. Оборудование питьевого водоснабжения разрешается в виде фонтанчиков или сатураторных установок. Расположение установок питьевого водоснабжения должно находиться в местах наименее возможного их загрязнения. 7.12. Ширина проходов в производственных помещениях спецпрачечной должна быть не менее, чем указано в таблице 7.4. Таблица 7.4. Проходы в производственных помещениях Ширина прохода (не менее), м Между рядами машин, обращенных друг к другу рабочей стороной 3,0 Между рабочей стороной машины и стеной 2,0 Между центрифугами 3,0 Между сушильными барабанами 1,0 Между рабочими сторонами стеллажей 1,2 Между рабочей стороной стеллажа и стеной 1,2 7.13. Высоту помещений, параметры строительных конструкций, пароизоляции и гидроизоляции следует принимать в соответствии с нормативными документами по проектированию прачечных. 7.14. Во избежание просачивания радиоактивных растворов в строительные конструкции гидроизоляционный слой пола во всех производственных помещениях должен быть продолжен на стены и колонны на высоту не менее 0,2 м. 7.15. Для удобства проведения влажной уборки и дезактивации углы помещений должны быть закруглены. Края покрытий полов необходимо поднять на высоту не менее 20 см и заделать заподлицо со стенами. 7.16. Стены, потолки, полы и поверхности конструкций должны быть покрыты материалами, малосорбирующими радиоактивные загрязнения, стойкими к воздействию щелочей, кислот и других агрессивных веществ и легко поддающимися очистке от загрязнений. По дезактивируемости все покрытия должны соответствовать действующим стандартам. 7.17. В стиральном зале полы должны быть устроены с уклоном к лоткам или трапам, равным 0,01 - 0,02 (1-2 см на каждый метр). Лотки должны быть закрыты защитными решетками. 7.18. Все предметы внутреннего оборудования (столы, шкафы, скамьи и др.) должны иметь гладкую поверхность без щелей и быть легкодоступны для очистки от загрязнений. 7.19. В спецпрачечной должны быть оборудованы принудительная приточно-вытяжная вентиляция и отопление. Проектирование вентиляции и отопления, а также выбросов вентиляционного воздуха в атмосферу и очистку его перед выбросом следует производить в соответствии с действующими нормативными документами. 7.20. Количество воздуха, необходимого для обеспечения требуемых параметров воздушной среды в рабочей зоне, следует определять расчетом, учитывая неравномерность распределения вредных веществ, тепла и влаги по высоте помещений: а) для помещений сортировки и хранения загрязненных СИЗ по количеству выделяющихся в воздух радиоактивных веществ с учетом НРБ 99; б) для стиральных залов и сушильно-гладильных помещений с учетом как выделяющихся в воздух радиоактивных веществ, так и избытков влаги и тепла. 7.21. Вентиляционная система спецпрачечной проектируется с учетом обеспечения устойчивого направления движения воздуха из "чистой" зоны в "грязную". 7.22. Разборка и сортировка загрязненных СИЗ производится на специальных столах или в укрытиях с местными отсосами, оборудованными аэрозольными фильтрами. Скорость отсоса воздуха в щелевых и бортовых отсосах столов должна быть не менее 5 м/с, в рабочих проемах укрытий - не менее 1,5 м/с. 7.23. Сушильно-гладильное оборудование и стиральные машины должны иметь местные отсосы (зонты), которые включаются при работе технологического оборудования. 7.24. Для дезактивации СИЗ, кроме водопроводной воды, допускается использование обессоленной воды или дистиллята, полученного после очистки низкоактивных стоков, при условии, что содержание радиоактивных веществ в них не будет превышать установленного НРБ 99 уровня вмешательства (УВ) для воды. Однако заключительное полоскание СИЗ следует проводить с использованием водопроводной воды. 7.25. Спецпрачечные обеспечиваются умягченной водой, так как стирка в умягченной воде улучшает качество дезактивации. Проектирование и строительство водоумягчительных установок целесообразно при жесткости воды выше 1,8 мг-экв/дм3. 7.26. В спецпрачечной необходимо предусматривать специальную и хозяйственно-бытовую канализацию. Сточные воды от стиральных машин и трапные воды должны направляться в накопительные емкости. При этом целесообразно предусматривать возможность сброса малоактивных вод через отдельные накопительные емкости в хозяйственно-бытовую канализацию. Сброс воды из накопительных емкостей в хозяйственно-бытовую канализацию должен производиться после обязательного радиометрического контроля в соответствии с ОСПОРБ 99 и соблюдением установленных допустимых концентраций химических веществ в сточных водах. Общий объем накопительных емкостей должен быть не менее суммарного суточного объема сточных вод от стиральных машин и трапных вод.

СанПин 2.2.8.46-03 "Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты" Продолжение

Mon, 11 Feb 2013 01:17:21 +0400

7.27. Уровни искусственной освещенности на рабочих местах в спецпрачечных должны составлять не менее указанных в таблице 7.5. Таблица 7.5. Помещения Плоскость нормирования и ее высота от пола, м Освещенность рабочих поверхностей, лк Источник света Помещения приема и сортировки СИЗ Г-0,8 200 Люминесцентные лампы Стиральные залы Г-0,0 100 То же Сушильно-гладильные помещения Г-0,8 200 То же Помещение радиометрического контроля чистой спецодежды Г-0,8 300 То же Помещение для сортировки и ремонта СИЗ Г-0,8 500 То же Помещение хранения чистых СИЗ Г-0,8 75 То же Помещение выдачи СИЗ Г-1 200 То же 7.28. В стиральных залах, гладильных помещениях и в помещении приготовления моющих растворов осветительная арматура и приборы должны быть герметичными и брызгозащитными. VIII. Оборудование проектируемых, строящихся и реконструируемых спецпрачечных и его размещение 8.1. Все поверхности оборудования спецпрачечной, контактирующие с дезактивирующими растворами, должны быть изготовлены из коррозионно-стойких материалов, выдерживающих постоянный контакт со следующими водными растворами при температурах до 100°С: - 0,5% синтетических моющих средств; - 0,4-0,7% полифосфата натрия; - 0,5% кальцинированной соды; - 0,1% марганцевокислого калия; - 0,2% щавелевой кислоты; - 0,3 азотной кислоты. Все остальные поверхности, а также все электротехнические устройства и элементы системы управления должны быть работоспособны при относительной влажности окружающего воздуха до 100% и температуре до 40°С. 8.2. Конструкция оборудования должна позволять проводить его дезактивацию с использованием растворов, указанных в приложении 6. Внутренние поверхности оборудования не должны иметь мест скопления трудноудаляемых осадков. 8.3. Наружные поверхности оборудования должны допускать нанесение на них защитных покрытий. 8.4. Все электротехнические и электронные устройства должны быть защищены кожухами от возможных обливов дезактивирующими растворами. 8.5. Все используемые в спецпрачечных стиральные машины должны иметь: - систему дозированной подачи в них дезактивирующих средств; - подводки холодной и горячей воды, обеспечивающие заполнение машины за 1-2 минуты; - подводки пара с давлением 0,3-0,8 МПа (за исключением стиральных машин с электрическим подогревом моющего раствора); - систему сдувки; - систему слива использованных растворов, обеспечивающую опорожнение машины в течение 0,5-1 мин; - средства регулируемого нагрева и поддержания температуры раствора в машине в интервале 30-100°С с точностью ±5°С. Скорость нагрева раствора должна составлять не менее 5°С в мин; - указатели (датчики) жидкостного модуля раствора в машине; - указатели (датчики) температуры раствора в машине. 8.6. Конструкция стиральных машин должна обеспечивать свободную загрузку и разгрузку СИЗ. Крышка загрузочно-разгрузочного устройства должна при закрытии обеспечивать герметичность машины, исключающую выход дезактивирующих растворов в помещение спецпрачечной. 8.7. Крышка наружного барабана должна быть оборудована автоматической блокировкой, исключающей возможность ее открывания при вращении внутреннего барабана. При открытой крышке наружного барабана должна быть исключена возможность пуска двигателя, вращающего внутренний барабан. Все вращающиеся части стиральных машин должны быть закрыты кожухами. 8.8. Исходя из требуемой производительности спецпрачечной должно определяться количество устанавливаемого в спецпрачечной оборудования. Кроме того, необходимо предусматривать установку резервного основного оборудования на случай крупномасштабных ремонтных или аварийно-восстановительных работ, когда в спецпрачечную могут поступать СИЗ в количествах, превышающих ее проектную производительность. 8.9. Все оборудование должно размещаться в спецпрачечной с учетом принципа зональности и разграничения потоков "грязных" и "чистых" СИЗ. 8.9.1. В "грязном" отделении спецпрачечной должны располагаться: - отделение приема и сортировки поступающих СИЗ и временного их хранения; - стол (автоматическая линия) для радиометрической сортировки загрязненных СИЗ. 8.9.2. В "чистом" отделении спецпрачечной должны располагаться: - центрифуги (при использовании стиральных машин без заключительного отжима); - сушильные барабаны; - столы (автоматические линии) для радиометрического контроля чистоты СИЗ после дезактивации; - гладильное оборудование; - узел хранения и подготовки дезактивирующих составов. 8.9.3. Стиральные машины должны размещаться в отдельных помещениях, расположенных между "грязной" и "чистым" отделениями спецпрачечной. В этом же помещении допускается размещение центрифуг (при использовании стиральных машин, не обеспечивающих заключительный отжим спецодежды и белья). 8.10. Отделение приемки и сортировки загрязненных СИЗ должно быть оборудовано: - грузовым лифтом или транспортером для подачи в отделение загрязненных других СИЗ; - столом для размещения изделий при измерении их загрязненности или автоматической линией для сортировки СИЗ по группам загрязненности; - радиометрическими приборами; - боксом или контейнерами для хранения загрязненных СИЗ; - тележками для перевозки загрязненных СИЗ в стиральные залы; - боксом (местом) для временного хранения СИЗ, предназначенных к отправке на переработку как радиоактивные отходы. 8.11. Стол для радиометрической сортировки загрязненных СИЗ должен иметь ровную гладкую поверхность размерами не менее 80 × 180 см. По периметру стола, а также под столом должны быть установлены заборные устройства вытяжной вентиляции, обеспечивающие эффективный отсос радиоактивной пыли. Измерение бета-активного загрязнения должно производиться на расстоянии измеряемой поверхности от датчика не более 2 см, а при измерении альфа-активного загрязнения измеряемая поверхность должна находиться вплотную к датчику. 8.12. В сушильном и гладильном отделениях производительность оборудования должна соответствовать суммарной производительности стиральных машин. 8.13. Стол для радиометрического контроля чистых СИЗ должен иметь конструкцию, аналогично описанной в п.8.11. 8.14. При выполнении правил второго уровня (см. п.3.2.2) в спецпрачечной должно быть установлено следующее оборудование: 8.14.1. Стиральные машины, осуществляющие промежуточный отжим СИЗ из хлопчатобумажных и смешанных тканей до остаточной влажности не более 100% и окончательный отжим до влажности не более 50%. Машины должны работать полностью в автоматическом режиме. Должна быть обеспечена механизированная загрузка и выгрузка СИЗ из барабана машины. 8.14.2. Автоматические линии, осуществляющие контроль чистоты СИЗ после дезактивации. 8.14.3. Высокоэффективное гладильное оборудование, обеспечивающее хороший внешний вид обработанных СИЗ. 8.15. В спецпрачечной должно иметься отделение химической чистки, оснащенное моечным оборудованием, работающим на пожаровзрывобезопасном растворителе, например, перхлорэтилене. 8.15.1. Дезактивации методом химической чистки подлежит утепленная ватная и меховая спецодежда, а также рабочая спецодежда из хлопчатобумажных, синтетических и смешанных тканей, имеющая загрязнение маслами, красками и др. 8.15.2. Машины химической чистки должны работать по двух- или трехванному способу. 8.15.3. Вентиляция помещений должна производиться отсасыванием воздуха из самой низкой точки, так как пары растворителей тяжелее воздуха и скапливаются в нижней части помещения. IX. Дезактивирующие препараты и режимы дезактивации СИЗ 9.1. Дезактивирующий раствор должен обладать следующими характеристиками: - быстро и полно смачивать обрабатываемую поверхность и загрязняющее вещество; - разрушать связь радиоактивного вещества с поверхностью и переводить загрязнение в раствор; - предотвращать повторную сорбцию радиоактивного загрязнения поверхностью; - не оказывать разрушающего действия на поверхность и не вызывать увеличения сорбционной способности поверхности материала; - при переходе в сточные воды спецпрачечной обеспечить очистку сточных вод с использованием установленного очистного оборудования и применяемой технологии. 9.2. Все применяемые в спецпрачечной дезактивирующие средства должны иметь санитарно-эпидемиологическое заключение, а также иметь паспорт безопасности в соответствии с действующим стандартом, если это предусмотрено нормативными документами. 9.3. Режимы дезактивации СИЗ должны обладать следующими характеристиками: - обеспечивать значение коэффициента дезактивации не менее 20 при проведении испытаний в лабораторных условиях в соответствии с действующим стандартом; - обеспечивать удаление нерадиоактивных загрязнений биологического и технического характера; - обеспечивать необходимую дезинфекцию СИЗ; - обеспечивать сохранение внешнего вида, защитных и эксплуатационных свойств дезактивируемых СИЗ; - значение усадки материалов, снижение прочности на разрыв не должны превышать характеристик, указанных в нормативной документации на материал. 9.4. На этапе выполнения правил первого уровня (см. п.3.2.1) при использовании для дезактивации СИЗ моющих средств, не прошедших сертификации в качестве дезактивирующих средств, администрация спецпрачечной должна разработать режимы дезактивации СИЗ и согласовать их с курирующим органом госсанэпиднадзора. Основные элементы технологии дезактивации СИЗ в спецпрачечной и рекомендуемые режимы дезактивации СИЗ приведены в приложении 7. 9.5. На этапе выполнения правил второго уровня (см. п.3.2.2) конкретные параметры режима дезактивации СИЗ устанавливаются разработчиком дезактивирующего препарата и проверяются при сертификационных испытаниях дезактивирующего препарата. Режимы дезактивации должны быть приведены в нормативной документации, поставляемой потребителю одновременно с дезактивирующим препаратом. X. Мероприятия по обеспечению безопасных условий труда 10.1. В спецпрачечной должен осуществляться радиационный контроль, являющийся неотъемлемой частью системы радиационной безопасности. Радиационный контроль должен осуществляться штатной службой радиационной безопасности (или специально выделенными лицами). Радиационный контроль проводится по графику, согласованному с органами госсанэпиднадзора. Если спецпрачечная располагается на территории предприятия, эксплуатирующего СИЗ, и является его подразделением, радиационный контроль осуществляется службой радиационной безопасности предприятия. 10.2. Радиационный контроль в спецпрачечной должен включать: - контроль за мощностью дозы внешнего излучения на рабочих местах, в смежных помещениях и на территории спецпрачечной, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения; - контроль за содержанием радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочих и других помещений спецпрачечной; - контроль за уровнем загрязнения радиоактивными веществами поступающих в спецпрачечную СИЗ, рабочих поверхностей и оборудования, кожных покровов и одежды персонала спецпрачечной; - контроль за выбросом радиоактивных веществ в атмосферу; - контроль за содержанием радиоактивных веществ в жидких стоках, сбрасываемых непосредственно в водоем или канализацию; - контроль за сбором, удалением, обезвреживанием радиоактивных твердых и жидких отходов; - контроль за уровнем загрязнения объектов внешней среды за пределами спецпрачечной; - контроль за уровнем загрязнения радиоактивными веществами транспортных средств; - индивидуальный контроль за дозой внешнего облучения персонала с использованием индивидуальных дозиметров. Превышение установленных допустимых уровней по любому из параметров должно устраняться в результате проведения комплекса технических и организационных мероприятий и обучения персонала методам безопасного проведения работ. 10.3. Все дозиметрические и радиометрические измерения проводятся в соответствии с действующими нормативно-методическими документами. 10.4. Для обеспечения безопасности и охраны труда в спецпрачечных необходимы: - организация надежного радиационного контроля; - применение средств индивидуальной защиты; - исключение распространения радиоактивных загрязнений; - контроль за сбором отработанных растворов; - исключение травматизма при обслуживании оборудования спецпрачечных. Указанные мероприятия отражаются в инструкции по радиационной безопасности или другой рабочей документации, разрабатываемой администрацией и согласованной с органами госсанэпиднадзора. 10.5. Весь персонал, работающий в спецпрачечной, проходит полное переодевание в санпропускнике. Основной комплект спецодежды персонала должен включать: костюм из хлопчатобумажных или смешанных тканей, берет или косынку, нательное белье (для женщин дополнительно бюстгальтеры), носки хлопчатобумажные, тапочки. 10.6. Все работы по приемке и сортировке загрязненных СИЗ и их обработке в стиральных залах выполняются персоналом с использованием дополнительных СИЗ (респираторов, фартуков с нарукавниками или полухалатов пластикатовых, сапог резиновых или бахил пластикатовых и защитных перчаток). При этом особое внимание следует обращать на защиту органов дыхания персонала от поступления радиоактивных аэрозолей. 10.7. После окончания работы персонал должен пройти в санпропускник, снять спецобувь, спецодежду, нательное белье, пройти обязательный радиометрический контроль загрязненности кожных покровов. 10.8. При отсутствии превышения установленных допустимых уровней радиоактивного загрязнения кожных покровов персонал должен вымыть руки над раковиной под струей теплой воды с туалетным мылом, после чего вымыть тело под душем теплой водой с применением банного или туалетного мыла и нежесткой мочалки. 10.9. Обнаруженное превышение установленных допустимых уровней загрязнения кожных покровов свидетельствует о низком уровне организации работ в спецпрачечной, неправильном применении дополнительных СИЗ. Систематическое повторение указанного нарушения устраняется проведением комплекса технических и организационных мероприятий и обучением персонала методам безопасного проведения работ. 10.10. Работник, у которого обнаружено превышение допустимого уровня загрязнения кожных покровов, должен вымыть руки над раковиной под струей теплой воды с применением туалетного мыла и щетки, тщательно вымыть теплой водой с туалетным мылом загрязненный участок кожи. Если после 2-3-кратной обработки загрязнение превышает допустимые уровни, следует применять препараты, специально предназначенные для санитарной обработки кожных покровов, например, препараты "Защита" или "Радез-Д". Использовать в качестве моющих средств органические растворители запрещается, так как они увеличивают проницаемость радиоактивных веществ через кожные покровы. В заключение работник должен вымыть тело под душем теплой водой с применением банного или туалетного мыла и нежесткой мочалки. Если после всех указанных мероприятий на отдельных участках кожи сохранится превышение допустимого уровня загрязнения, работник направляется в медицинское учреждение для обследования. 10.11. Сушку рук при дезактивации их в производственных помещениях производить салфетками разового пользования либо электрополотенцем. 10.12. В помещениях спецпрачечной, где ведутся работы с СИЗ, загрязненными радиоактивными веществами, запрещается: - пребывание персонала без дополнительных СИЗ, указанных в п.10.6; - хранение пищевых продуктов, табачных изделий, косметики, домашней одежды и других предметов, не имеющих отношения к работе; - прием пищи, курение. 10.13. Администрацией спецпрачечных разрабатываются специальные инструкции, регламентирующие порядок сбора, хранения и направления на переработку или захоронение радиоактивных отходов в соответствии с действующими нормативными документами. 10.14. Во всех помещениях спецпрачечной проводится ежедневная уборка влажным способом с использованием дезактивирующих растворов (см. приложение 6). Периодически, не реже одного раза в месяц, должна проводиться генеральная уборка с дезактивацией всех поверхностей, в том числе стен, потолка и трубопроводов. 10.15. В спецпрачечной осуществляется контроль за соответствием установленным параметрам метеорологических условий в рабочей зоне производственных помещений (температура, относительная влажность, скорость движения воздуха), а также уровней шума, освещенности, вибрации. 10.16. Использование стиральных машин, центрифуг и прочего оборудования организовывается в соответствии с инструкциями по их эксплуатации. 10.17. Все работники спецпрачечной проходят предварительный (при поступлении на работу) и периодические медицинские осмотры. К работе допускаются лица, не имеющие медицинских противопоказаний для работы с радиоактивными веществами. 10.18. Женщины должны освобождаться от работы в контакте с радиоактивными веществами с момента установления беременности и на период грудного вскармливания ребенка. 10.19. Все вновь поступающие на работу в спецпрачечную должны быть ознакомлены с правилами и инструкциями по технике безопасности и охране труда, радиационной безопасности, пройти техническое обучение и сдать экзамены на допуск к самостоятельной работе. В период работы персонал должен проходить повторный инструктаж по технике безопасности не реже одного раза в квартал. Проверку знаний персоналом эксплуатационных и рабочих инструкций, правил личной гигиены и охраны труда следует проводить не реже одного раза в год. Главный государственный санитарный врач Российской Федерации Г.Г.Онищенко Приложение 1 (рекомендуемое) Установленные НРБ 99 (таблица 8.9) допустимые уровни (ДЗ) и рекомендуемые предельные уровни (ПЗ) радиоактивного загрязнения СИЗ, направляемых на дезактивацию в спецпрачечную, част./(см2 × мин) Объект загрязнения Допустимые уровни (ДЗ) Предельные уровни (ПЗ) *(1) Альфа-активные нуклиды Бета-активные нуклиды Альфа-активные нуклиды Бета-активные нуклиды отдельные *(2) прочие отдельные *(2) прочие Спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей СИЗ 2 2 200 20 20 2000 Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных СИЗ, наружная поверхность спецобуви 5 20 2000 50 20 20000 Наружная поверхность дополнительных СИЗ, снимаемых в саншлюзе 50 200 10000 250 *(3) 1000 *(3) 20000 *(3) Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования *(4) 50 200 2000 Примечания: *(1) Приведенные в таблице значения предельных уровней являются рекомендуемыми. С учетом достигнутого на предприятии уровня поддержания чистоты поверхностей и радиотоксичности нуклидов, определяющих состав загрязнения поверхностей, по согласованию с органами госсанэпиднадзора администрация предприятия может установить более низкие значения предел

СанПин 2.2.8.46-03 "Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты" Продолжение 2

Mon, 11 Feb 2013 01:20:30 +0400

*(1) Приведенные в таблице значения предельных уровней являются рекомендуемыми. С учетом достигнутого на предприятии уровня поддержания чистоты поверхностей и радиотоксичности нуклидов, определяющих состав загрязнения поверхностей, по согласованию с органами госсанэпиднадзора администрация предприятия может установить более низкие значения предельных уровней. *(2) К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 Бк/м3. *(3) При загрязнении выше указанных предельных уровней СИЗ могут быть направлены на переработку и захоронение в качестве радиоактивных отходов или продезактивированы в саншлюзе и использованы повторно. *(4) Данная строка таблицы приведена для справки, поскольку поверхности помещений спецпрачечной относятся к данной категории. Для поверхностей рабочих помещений и оборудования, загрязненных альфа-активными нуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение, для остальных поверхностей - суммарное (снимаемое и неснимаемое) загрязнение. Приложение 2 (рекомендуемое) Упрощенный способ сортировки спецодежды, нательного белья и полотенец, загрязненных бета- и гамма-активными продуктами деления Для того, чтобы снизить трудоемкость работ по сортировке спецодежды, нательного белья, беретов и носков по группам радиоактивного загрязнения и исключить радиационно-опасные операции по пересортировке мешков с СИЗ, рекомендуется изложенный ниже упрощенный способ сортировки СИЗ. Способ основан на том, что бета-излучение, испускаемое находящимися в мешке загрязненными СИЗ, выходит за пределы мешка, поэтому загрязненные предметы могут быть обнаружены без сортировки СИЗ. При этом следует учитывать, что показания бета-радиометра на поверхности мешка будут отличаться от средней загрязненности СИЗ, т.к., с одной стороны, происходит сложение потоков бета-частиц от различных предметов, с другой стороны происходит поглощение бета-частиц при прохождении через несколько слоев материала СИЗ, упакованных в мешок. Приведенные ниже в таблице 4.1 граничные значения плотности потока бета-частиц на поверхности мешка определены экспериментально с учетом указанных факторов. 1. Мешки, в которые собирается спецодежда и другие СИЗ, направляемые на дезактивацию, должны быть изготовлены из ткани или полимерной пленки толщиной не более 0,15 г/см2 и иметь размеры 50×100 см. 2. В каждый мешок следует упаковывать не более 10 кг изделий. 3. Оценку загрязненности предметов в мешке производят путем измерения потока бета-частиц непосредственно от мешка, не извлекая загрязненные предметы из мешка. Измерения проводят, помещая датчик в 2-3 точках на боковой поверхности мешка (с разных сторон мешка). 4. Все предметы, находящиеся в мешке, относят к соответствующей группе радиоактивного загрязнения в соответствии с таблицей. Таблица 4.1 Критерии отнесения СИЗ к соответствующей группе радиоактивного загрязнения по показаниям бета-радиометра на поверхности мешка Вид СИЗ Показание бета-радиометра (бета-част./(см2 × мин.) на поверхности мешка, являющееся критерием отнесения СИЗ к соответствующей группе радиоактивного загрязнения к 1 группе к 2 группе к 3 группе Нательное белье, носки, береты, полотенца Менее 300 300-1500 Свыше 1500 Спецодежда Менее 3000 3000-15000 Свыше 15000 5. Мешки, при измерении которых показания прибора превышают указанные границы, либо относят целиком ко второй (третьей) группе загрязнения, либо пересортировывают под местной вытяжкой. Приложение 3 (рекомендуемое) Спецпрачечная "___"_______ 200__ г. Накладная N ____ по приемке средств индивидуальной защиты на дезактивацию от ____________________________ метка ___________________ (наименование предприятия) (или номер цеха) № п/п Наименование СИЗ Материал Вид загрязнения Группа загрязнения Количество Тип средства измерения и дата последней поверки альфа- бета- 1 2 штук кг Итого: вес в кг _______________ Сдал _______________________________ материально отв. (Ф.И.О.) Получил __________________________ материально отв. (Ф.И.О.) Приложение 4 (рекомендуемое) Журнал учета поступающих и обработанных СИЗ Дата Номер накладной Предприятие, цех, участок Вид СИЗ Материальноответственный Количество Отметка о готовности Отметка о выдаче штук кг Приложение 5 (рекомендуемое) Утверждаю ___________________ ___________________ Акт о списании СИЗ "___"________ 200__ г. Комиссия, назначенная приказом по ____________________________________ от "___" _________ в составе ____________________________________________ _________________________________________________________________________ произвела проверку состояния СИЗ, негодных к дальнейшему употреблению вследствие их загрязненности и (или) износа: № п/п Наименование СИЗ Сколько времени в эксплуатации Количество, шт. Цена Сумма Отметка о списании Всего подлежит списанию по настоящему акту _________________ предметов на общую сумму ___________________________________ Комиссия: Приложение 6 (рекомендуемое) Дезактивирующие растворы, рекомендуемые для дезактивации поверхностей помещений и оборудования спецпрачечных Для дезактивации поверхностей помещений и оборудования спецпрачечной должны применяться высокоэффективные дезактивирующие растворы, а также специальные устройства (распылительно-растирающие устройства, паровые эжекторы и т.п.), позволяющие повысить эффективность дезактивации поверхностей. Ниже приведены рекомендуемые растворы, устройства и порядок проведения дезактивационных работ. В качестве дезактивирующих растворов для дезактивации поверхностей помещений и оборудования спецпрачечных, а также спецтранспорта, загрязненных смесью продуктов деления урана, радиоактивными изотопами, образующимися за счет активации продуктов коррозии и износа конструкционных элементов ядерных реакторов, а также плутонием, рекомендуется один из следующих водных растворов: 1. 1%-ный раствор препарата СФ-3К (состав: 0,15% сульфонола, 0,35% полифосфата натрия, 0,5% щавелевой кислоты); 2. 0,2-0,5% щавелевокислый раствор, содержащий 0,4% полифосфата натрия и 0,3% ПАВ; 3. 0,3 н азотнокислый раствор, содержащий 0,4% полифосфата натрия и 0,3% ПАВ. Дезактивацию поверхностей, загрязненных ураном, следует проводить с использованием 1-2% водного раствора углекислого аммония или кальцинированной соды с добавкой 0,3% ПАВ и 0,3% перекиси водорода. Для удаления ториевых загрязнений следует использовать 1% раствор кальцинированной соды с добавкой 0,3% ПАВ. С целью повышения эффективности дезактивации и сокращения расхода дезактивирующего раствора обрабатываемую поверхность следует протирать ветошью или щеткой. Хороший эффект дает подача дезактивирующего раствора через распылительно-растирающие устройства или использование паровых эжекторов. Указанные растворы рекомендуется использовать также при дезактивации пневмокостюмов с помощью распылительно-растирающих устройств. Когда при использовании указанных выше дезактивирующих растворов не удается добиться необходимой степени очистки поверхностей, может использоваться один из вариантов двухванного окислительно-восстановительного метода, например: превая обработка - в растворе, содержащем 1-5% кальцинированной соды, 0,1% марганцевокислого калия и 0,4% полифосфата натрия; вторая обработка - в 0,3 н азотнокислом растворе, содержащем 0,2% щавелевой кислоты, 0,2% фтористого натрия и 0,3% ПАВ. Дезактивирующие растворы следует готовить не более чем за сутки до их использования. Температура дезактивирующих растворов должна быть 30-40°С. Расход дезактивирующих растворов от 1 до 2 л/кв.м. В качестве ПАВ целесообразно использовать либо неионогенные моющие средства (ОП-7, ОП-10), либо другие синтетические моющие средства, сертифицированные в установленном порядке как дезактивирующие препараты. Приложение 7 (рекомендуемое) Технология дезактивации средств индивидуальной защиты в спецпрачечных 1. Технологический процесс дезактивации СИЗ в спецпрачечных состоит из следующих основных операций: - прием, сортировка и радиометрический контроль загрязненных СИЗ; - обработка в стиральных машинах; - отжим спецодежды (хлопчатобумажной, лавсановой и из смешанных тканей), нательного белья, полотенец и носков; - сушка; - радиометрический контроль чистой спецодежды; - глажение; - подбор и упаковка; - выдача спецодежды. 2. Для дезактивации спецодежды, сильно загрязненной маслами, мазутом, битумом и другими органическими веществами, а также для дезактивации зимней спецодежды следует предусматривать возможность использования методов химической чистки. Возможность направления спецодежды в химчистку определяется условными обозначениями по соответствующему стандарту. Фурнитура (пуговицы, застежки, молнии) должна быть стойкой к воздействию растворителя, используемого для чистки одежды. 3. СИЗ, поступающие в спецпрачечную, должны сразу направляться на дезактивацию. При необходимости временное хранение рассортированных загрязненных СИЗ должно осуществляться в пластикатовых мешках, закрытых ящиках или специальных боксах в помещениях (отсеках), имеющих местную вытяжку, исключающую разнос радиоактивных загрязнений. 4. Загрузка стиральных машин осуществляется микропартиями по массе с

СанПин 2.2.8.46-03 "Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты" Продолжение 3

Mon, 11 Feb 2013 01:22:29 +0400

4. Загрузка стиральных машин осуществляется микропартиями по массе с учетом обеспечения значения объемного модуля не менее 14 дм3/кг (объемный модуль (дм3/кг) - отношение полезного объема внутреннего барабана стиральной машины к массе загружаемых СИЗ). 5. После загрузки СИЗ в стиральную машину заливается вода до достижения требуемого значения жидкостного модуля (жидкостный модуль - отношение объема раствора (воды) в стиральной машине к массе СИЗ), после этого вводятся моющие средства. В автоматических стиральных машинах заливка воды и ввод моющих средств осуществляются одновременно по заданной программе. 6. Обработка СИЗ проводится по режимам, установленным изготовителем моющих средств и прошедшим сертификацию в установленном порядке, или по приведенным ниже рекомендуемым режимам. Выбор режима обработки определяется видом материала, из которого изготовлены СИЗ, и характером их загрязнения, а также видом используемого оборудования. Режим N 1 рекомендуется для дезактивации спецодежды из хлопчатобумажных, лавсановых и смешанных тканей, загрязненных бета-активными веществами либо высокотоксичными альфа-излучающими радионуклидами (плутонием, полонием и др.). Данный режим рекомендуется также для повторной дезактивации нательного белья, остаточное загрязнение которого после обработки по режиму N 4 превышает установленные допустимые уровни. Режим N 2 рекомендуется для дезактивации спецодежды из хлопчатобумажных, лавсановых и смешанных тканей, загрязненных соединениями урана и тория. Режим N 3 рекомендуется для дезактивации спецодежды, загрязненной в аварийных ситуациях, и для повторной обработки спецодежды из хлопчатобумажных, лавсановых и смешанных тканей, остаточное загрязнение которой после первичной дезактивации по режиму N 1 превышает установленные допустимые уровни. При использовании этого режима следует иметь в виду, что он вызывает существенно большее снижение прочности хлопчатобумажной ткани, чем в случае дезактивации по режиму N 1. Режим N 4 рекомендуется для дезактивации нательного белья и полотенец. При его использовании необходимо иметь в виду, что основным при обработке нательного белья является удаление потосальных загрязнений, содержащих, в основном, белковые вещества, которые способны свертываться и переходить в нерастворимые формы при температуре выше 45°С при действии кислых моющих сред. Поэтому первая обработка нательного белья должна проводиться в щелочных растворах при температуре не выше 40°С. Режим N 5 рекомендуется для дезактивации СИЗ из ПВХ-пленки и резины и спецобуви с верхом из лавсановой ткани, загрязненных альфа- и бета-активными веществами. Режим N 6 рекомендуется использовать для дезактивации СИЗ, изготовленных из прорезиненной ткани, и спецобуви с верхом из хлопчатобумажной кирзы. 7. Указанная в технологических режимах продолжительность обработки учитывает только длительность основных технологических операций, без учета вспомогательных операций (загрузка машин, наполнение водой и моющими средствами, подогрев, слив моющего раствора), общая продолжительность которых может составлять от 30 до 60 мин. 8. В операциях, где предусмотрено использование щавелевой кислоты, в качестве ПАВ могут использоваться либо неионогенные ПАВ (ОП-7, ОП-10), либо другие CMC, сертифицированные в качестве дезактивирующих препаратов. Причем неионогенные ПАВ следует применять при температуре не выше 60°С. Вместо ПАВ и полифосфата натрия в щавелевокислых растворах целесообразно также использовать специально разработанный для целей дезактивации препарат СФ-3, который содержит 30% ПАВ и 70% полифосфата натрия. В операциях, в которых не используется щавелевая кислота, в режимах предусматривается применение синтетических моющих средств (CMC), рекомендуемых для стирки спецодежды. 9. В случае отсутствия в спецпрачечных стиральных машин с промежуточным отжимом в технологическом режиме следует предусмотреть дополнительное полоскание. 10. После дезактивации спецодежда, нательное белье и полотенца отжимаются непосредственно в стирально-отжимных машинах либо в центрифугах до остаточной влажности не более 55% и сушатся в сушильных барабанах, кулисных сушильных шкафах или поточных линиях сушки. Сушка СИЗ из пленочных полимерных материалов, резины и прорезиненных тканей проводится в сушильных шкафах или специально оборудованных помещениях-боксах при температуре не выше 50°С. 11. После сушки спецодежда, нательное белье, полотенца и другие СИЗ подвергаются радиометрическому контролю с использованием радиометрических приборов, обеспечивающих эффективное измерение радиоактивных загрязнений, характерных для предприятий, с которых поступает спецодежда. 12. Контроль остаточной загрязненности спецодежды, отнесенной до стирки к первой группе, может производиться выборочно (каждое 10-е изделие от выстиранной партии). Если при этом обнаружены изделия, загрязненность которых превышает установленные допустимые уровни, то проверке подвергается вся партия. Вся спецодежда 2-й группы загрязнения, другие СИЗ и спецобувь подвергаются радиометрическому контролю остаточной загрязненности. 13. СИЗ, остаточное загрязнение которых превышает допустимые уровни, направляют на повторную дезактивацию. Если и после повторной дезактивации их загрязненность превышает допустимые уровни, эти средства направляют на захоронение как радиоактивные отходы. 14. В тех случаях, когда превышение допустимых уровней имеет место лишь на отдельных небольших участках СИЗ, эти участки могут вырезаться. В спецпрачечной должен быть оборудован участок мелкого ремонта СИЗ. Режим N 1 Унифицированный режим для дезактивации спецодежды № п/п Наименование операций Температура, °С Жидкостной модуль, дм3/кг Расход на 1 кг сухой спецодежды Продолжительность обработки, мин Вода, л ПАВ (1), г CMC (2), г Сода кальцинированная, г Полифасфат натрия, г Щавелевая кислота, г 1 Стирка 1 40 5 5 10 - - 30 10 15 2 Промежуточный отжим - - - - - - 2 3 Полоскание 50 7 6 - - - - - 3 4 Стирка 2 70 5 2,5 - 20 10 20 - 15 5 Промежуточный отжим - - - - - - 2 6 Стирка 3 90 (3) 5 4 - 10 10 - - 10 7 Полоскание 70 7 4,5 - - - - - 3 8 Промежуточный отжим - - - - - 2 9 Полоскание 60 7 6 3 10 Полоскание 50 7 4,5 3 11 Полоскание 30 7 4,5 - - - - - 3 12 Заключительный отжим - - - - - 10 Итого 37 10 30 20 50 10 71 Примечания: (1). В качестве ПАВ следует использовать либо неионогенные моющие средства (ОП-7, ОП-10), либо другие синтетические моющие средства, имеющие рН раствора не более 8 и сертифицированные в установленном порядке как дезактивирующие препараты. (2). В качестве CMC следует использовать моющие препараты, рекомендованные для стирки спецодежды. (3). При дезактивации спецодежды из лавсановой и смешанных тканей температура моющего раствора в третьей стирке не должна превышать 70°С. Режим N 2 Режим для дезактивации спецодежды, загрязненной соединениями урана и тория № п/п Наименование операций Температура, °С Жидкостной модуль, дм3/кг Р

СанПиН 2.2.8.46-03. Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты. Продолжение 4

Mon, 11 Feb 2013 01:25:55 +0400

Режим N 2 Режим для дезактивации спецодежды, загрязненной соединениями урана и тория № п/п Наименование операций Температура, °С Жидкостной модуль, дм3/кг Расход на 1 кг сухой спецодежды Продолжительность обработки, мин. Вода, л СМС (1), г Углекислый аммоний или сода кальцинированная, г Полифосфат натрия, г Пергидроль (2) 30%-ная, мл 1 Стирка 1 40 5 5 15 20 20 - 15 2 Промежуточный отжим - - - - - - 2 3 Полоскание 60 7 6 - - - - 3 4 Стирка 2 90 (3) 5 2,5 10 10 - 5 15 5 Полоскание 70 7 4.5 3 6 Промежуточный отжим - 2 7 Полоскание (4) 60 7 6 3 10 Полоскание 50 7 4,5 3 11 Полоскание 30 7 4,5 3 12 Заключительный отжим - - - - - 10 Итого: 33 25 30 20 5 59 Примечания: (1). В качестве CMC следует использовать моющие препараты, рекомендованные для стирки спецодежды. (2). При дезактивации спецодежды 1 группы загрязнения и в случае загрязнения ее торием пергидроль не применяется. (3). При дезактивации спецодежды из лавсановых и смешанных тканей температура моющего раствора во второй стирке не должна превышать 70°С. (4). При загрязнении спецодежды соединениями урана, получаемого на основе регенерированного сырья, в операции 7 (полоскание) используется 7-10 г щавелевой кислоты на 1 кг сухой спецодежды.

СанПиН 2.2.8.46-03. Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты. Продолжение 5

Mon, 11 Feb 2013 01:29:03 +0400

Режим N 3 Режим для дезактивации спецодежды, загрязненной в аварийных ситуациях, и для повторной обработки спецодежды, остаточное загрязнение которой после первичной дезактивации по режиму N 1 превышает допустимые уровни № п/п Наименование операций Температура, °С Жидкостной модуль, дм3/кг Расход на 1 кг сухой спецодежды Продолжительность обработки, мин. Вода, л ПАВ (1), г СМС (2), г Сода кальцинированная, г Полифасфат натрия, г Марганцевокислый калий, г Щавелевая кислота, г 1 Стирка 1 (3) 40 5 5 - 25 15 20 - 15 2 Промежуточный отжим (3) - - - - - - - 2 3 Стирка 2 70 5 4 - - 15 20 2,5 - 15 4 Промежуточный отжим - - - - - - - 2 5 Полоскание 70 7 6 - - - - - - 3 6 Стирка 3 90 (4) 5 2,5 10 - - 20 - 10 15 7 Полоскание 70 7 4,5 - - - - - - 3 8 Промежуточный отжим - - - - - - 2 9 Полоскание 60 7 6 - - - - - - 3 10 Полоскание 50 7 4,5 - - - - - - 3 11 Полоскание 30 7 4,5 - - - - - - 3 12 Заключительный отжим - - - - - - 10 Итого: 37 10 25 30 60 2,5 10 76 Примечания: (1). В качестве ПАВ следует использовать либо неионогенные моющие средства (ОП-7, ОП-10), либо другие синтетические моющие средства, имеющие рН раствора не более 8 и сертифицированные в установленном порядке как дезактивирующие препараты. (2). В качестве CMC следует использовать моющие препараты, рекомендованные для стирки спецодежды. (3). При повторной обработке спецодежды операции 1 и 2 не проводятся. (4). При дезактивации спецодежды из лавсановой и смешанных тканей температура моющего раствора в третьей стирке не должна превышать 70°С.

СанПиН 2.2.8.46-03. Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты. Продолжение 6

Mon, 11 Feb 2013 01:33:15 +0400

Режим N 4 Режим для дезактивации нательного белья и полотенец № п/п Наименование операции Температура, °С Жидкостной модуль, дм3/кг Расход на 1 кг сухого белья Продолжительность обработки, мин. Вода, л СМС (1) или жировое мыло Сода кальцинированная, г Полифасфат натрия, г 1 Стирка 1 40 5 5 15 15 20 15 2 Промежуточный отжим - - - - 2 3 Полоскание 60 7 6 - - - 3 4 Стирка 2 90 5 2,5 10 10 - 15 5 Полоскание 70 7 4,5 - - - 3 6 Промежуточный отжим - - - - 2 7 Полоскание 60 7 6 - - - 3 8 Полоскание 50 7 4,5 - - - 3 9 Полоскание 30 7 4,5 - - - 3 10 Заключительный отжим - - - - 10 Итого: 33 25 25 20 54 Примечание. (1). В качестве CMC следует использовать моющие препараты, рекомендованные для стирки спецодежды.

СанПиН 2.2.8.46-03. Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты. Продолжение 7

Mon, 11 Feb 2013 01:35:54 +0400

Режим N 5 Режим для дезактивации СИЗ из ПВХ-пленки и резины, спецобуви с верхом из лавсановой ткани № п/п Наименование операции Температура, °С Жидкостной модуль, дм3/кг Расход на 1 кг сухих СИЗ Продолжительность обработки, мин. Вода, л ПАВ (1), г СМС (2), г Сода кальцинированная, г Полифасфат натрия, г Марганцевокислый калий, г Щавелевая кислота, г 1 Стирка 1 40 5 5 - 15 15 20 - 15 2 Стирка 2 40 5 5 - - 20 15 5 - 15 3 Полоскание 40 7 7 - - - - - - 3 4 Полоскание 40 7 7 - - - - - - 3 5 Стирка 3 40 5 5 15 - - 20 - 10 15 6 Полоскание 40 7 7 - - - - - 3 7 Полоскание 40 7 7 - - - - - 3 8 Полоскание 30 7 7 - - - - - 3 Итого: 50 15 15 35 55 5 10 60 Примечания: (1). В качестве ПАВ следует использовать либо неионогенные моющие средства (ОП-7, ОП-10), либо другие синтетические моющие средства, имеющие рН раствора не более 8 и сертифицированные в установленном порядке как дезактивирующие препараты. (2). В качестве CMC следует использовать моющие препараты, рекомендованные для стирки спецодежды.

СанПиН 2.2.8.46-03. Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты. Продолжение 8

Mon, 11 Feb 2013 01:39:06 +0400

Режим N 6 Режим для дезактивации СИЗ из прорезиненной ткани и спецобуви с верхом из хлопчатобумажной кирзы № п/п Наименование операции Температура, °С Жидкостной модуль, дм3/кг Расход на 1 кг сухих СИЗ Продолжительность обработки, мин. Вода, л ПАВ (1), г Полифасфат натрия, г Щавелевая кислота, г 1 Стирка 1 40 5 5 15 30 10 15 2 Полоскание - - - - 3 3 Полоскание 60 7 6 - - - 3 4 Стирка 2 90 5 2,5 10 10 - 15 5 Полоскание 70 7 4,5 - - - 3 6 Промежуточный отжим - - - - 2 7 Полоскание 60 7 6 - - - 3 8 Полоскание 50 7 4,5 - - - 3 9 Полоскание 30 7 4,5 - - - 3 10 Заключительный отжим - - - - 10 Итого: 33 25 25 20 54 Примечание: (1). В качестве ПАВ следует использовать либо неионогенные моющие средства (ОП-7, ОП-10), либо другие синтетические моющие средства, имеющие рН раствора не более 8 и сертифицированные в установленном порядке как дезактивирующие препараты.

СанПиН 2.2.8.46-03. Санитарные правила по дезактивации средств индивидуальной защиты. Продолжение 9

Mon, 11 Feb 2013 01:40:24 +0400

Приложение 8 (справочное) Библиография 1. Методические указания "Организация вентиляции на радиационно-опасных объектах" (авторы Битколов Н.З., Иванов И.И., Мануйлов С.А. и др.). 2. Р 1.1.004-94.1.1 Общие вопросы. Общие требования к построению, изложению и оформлению санитарно-гигиенических и эпидемиологических нормативных и методических документов. Госкомсанэпиднадзор России. М., 1994. 3. Классификатор санитарно-гигиенических и эпидемиологических нормативных и методических документов. Госкомсанэпиднадзор России. М., 1994. 4. ГОСТ 8.417-81. Государственная система обеспечения единства измерений. Единицы физических величин. 5. ГОСТ 26825-86. Покрытия полимерные защитные дезактивируемые. Общие технические требования. 6. ГОСТ 27708-88. Материалы и покрытия полимерные защитные дезактивируемые. Метод определения дезактивируемости. 7. ГОСТ 16958-71. Изделия текстильные. Символы по уходу. 8. ГОСТ Р 12.1.052-97. ССБТ. Паспорт безопасности вещества (материала). Основные положения. Приложение 9 (рекомендуемое) Термины и определения 1. Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте в количестве, превышающем уровни, установленные НРБ 99 и ОСПОРБ 99. 2. Средство индивидуальной защиты (СИЗ) - средство индивидуального применения, носимое человеком для предохранения от действия одного или нескольких опасных и/или вредных факторов внешней среды. 3. Дезактивация - удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды. 4. Коэффициент дезактивации поверхности - отношение начального значения радиоактивного загрязнения поверхности к его конечному значению, достигнутому в результате процесса дезактивации. Для средств индивидуальной защиты и материалов для их изготовления значение коэффициента дезактивации определяют по соответствующему стандарту. 5. Предприятие, эксплуатирующее СИЗ - предприятие, персонал которого проводит работы с радиоактивными веществами, при которых происходит либо возможно радиоактивное загрязнение СИЗ. Орфография и пунктуация в тексте соответствует оригиналу.

Поверка дозиметров, радиометров, и источников ионизирующего излучения

Sat, 23 Mar 2013 15:21:08 +0400

ООО «Аксельбант» Москва, ул. Расплетина, 5, СНИИП. Е-mail: 32239@mail.ru WWW: http://betagamma.ru Тел. +7 495 5066869 Наименование Цена за поверку 1 ед., НДC не облагается ИЗМЕРЕНИЯ ХАРАКТЕРИСТИК ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ И ЯДЕРНЫХ КОНСТАНТ Дозиметры фотонного излучения ДКС-101; ДКС-05; ДКС-АТ5350 (с одной камерой) 10900 ДКС-101; ДКС-05; ДКС-АТ5350 (с двумя камерами) 12000 ДКС-101; ДКС-05; ДКС-АТ5350 (с тремя камерами) 13000 ДКС-90У; ДКС-90Н; 9600 ДРГ2-02; VICTOREEN 530 10000 EL-009 9800 EL-1101; EL-1119; EL-1119C 9800 FH 40 G-10 14000 RAD-101; RAD-101R 9600 VICTOREEN 440RF-D; VICTOREEN 450; VICTOREEN M493, VICTOREEN 660-1 11000 ДБГ-01Н; ДБГ-04А; ДРГ-01; ДРГ-01Т1; ДБГ-06Т 9050 ДКГ-01 Сталкер 10110 ДКГ-02У "Арбитр" ("Арбитр-М"); ДКГ-03Д "Грач", ДКГ-07Д "Дрозд", ДКГ-05Д; ДКГ-АТ2503; ДКГ-АТ2503А; ДКГ-АТ3509 9050 ДКС АТ-1121; АТ-1123 10000 ДКС-04; ДЭС-05 8500 ДРГ3-01; ДРГ3-02; ДРГ3-03; ДРГ3-04; ДРГ-05; ДРГ-05М; ДРГ-05М1 8700 РК-02М; ; РХГ-03, ДРГ-К(РК-02М) 8700 Белла; Quartex; Мастер-1; ДБГ-01Н; ДБГ-04А. 8500 РМ-1501; РКС-20.03. "Припять" 8700 АНРИ-01-02 "Сосна"; РКСБ-104; 8700 ИМД-1С; ИМД-1Р; ИМД-2; ИМД-12, ИМД-21Б 9050 ДКГ-РМ-1203, РМ1603, РМ1604 9050 КДУ-5; КДУ-2М 20000 ДРК-1 с одной камерой 9500 ДРК-1 с двумя камерами 10500 ДКР-04;ДКР-04М; ДКР-АТ1103М, ДКР-1103А 10000 ДП-5А; ДП-5Б; ДП-5В; ИМД-5; ДП-21 8500 МКС СРП-08А с одним БД 9000 МКС СРП-08А с двумя БД 10000 ДКГ РМ1203 10500 ДКС-90У,ДКС90Н,ДКС-04,КДГ-1,КДН-2 11500 ДП-64 8000 Измеритель-сигнализатор ИСП-РМ1701М 10000 Дозиметры рентгеновские ДРК-1 с одной камерой 11500 ДРК-1 с двумя камеррами 12500 ДКР-04;ДКР-04М; ДКР-АТ1103М, ДКР-1103А 10000 S 2010 12000 Дозиметр-радиометр МКС-АТ6130 10500 ДКС-АТ1123, ДКС-АТ1121 10000 Средства индивидуального дозиметрического контроля Установки АКИДК-201(301) 20400 Установка ДТУ-01 15500 Установка ДВГ-02Т 20200 КДТ-02 18500 КИД-1; КИД-2; КИД-6 8700 ИДК "ALNOR"; RAD-101; RAD-101R 16800 Индивидуальные дозиметры (за 1 шт.), минимальная партия - 10 шт. ДВГ-02Т; ДТУ-01; ДТУ-02 930 ИД-1, ИД-02; ДК-02; ДКП-50; VICTOREEN 930 КИД; КИД-1; КИД-2; КИД-6 930 ТЛД (1 кассета) 930 Дозиметры по бета-, гамма-излучению индивидуальные ДП-22 (комплект=10 дозиметров) 16800 Дозиметры по бета-, гамма-излучению индивидуальные ДП-24 (комплект=10 дозиметров) 9300 Термолюминесцентная дозиметрическая система ДТУ-01М с детекторами ТЛД-500К - 13100 руб. 19100 Термолюминесцентная установка КДТ-02М с детекторами ТЛД-500К - 12050 руб. 19200 Блоки детектирования всех типов Блоки детектирования БДМГ-41; БДМГ-41-01; БДМГ-41-02; БДМГ- 41-03; БДМГ-41-08; БДМГ-41-08Р; БДАБ-05; БДАБ-06; УДБГ; УДИН; УДБД; УДБН; ДБГ-1; ДБГ-2; БАД и т.д. 8300 Измерители скорости счета (пересчетные приборы) Измерители скорости счета (пересчетные приборы) ПП-8; ПП-9; ПП- 15; ПП-16; ПП-20; АС-100; ПСТ-100; ПСО2-08; ПС-5М; ПСО2-еМ; ПСО2-4 и т.д. 9400 Сигнализаторы СРПС-04 "Дозор"; СРПС-05Д 9800 Измерители скорости счета УИМ2-1еМ; УИМ-2; УИМ2-2Д; УИМ-3 9500 Измерители сигнализаторы ИСП-РМ1208 10520 ИСП РМ-1401М; РМ-1401К01, РМ-1703, РМ1701 9000 ИСП-РМ1401К-01, ИСП-РМ1401МА 9800 Дозиметры-радиометры ДКС-96; МКС-АТ1117М; МКС-РМ1402М - с одним БД 9800 ДКС-96; МКС-АТ1117М; МКС-РМ1402М с двумя БД 10700 ДКС-96; МКС-АТ1117М; МКС-РМ1402М с тремя БД 11600 ДКС-96; МКС-АТ1117М; МКС-РМ1402М с четырьмя БД 13500 ДКС-96; МКС-АТ1117М; МКС-РМ1402М с пятью БД 15400 ДКС-96; МКС-АТ1117М; МКС-РМ1402М с шестью БД 17300 ДРБП-03 9800 ИРД-02; 02Б; 02Б1; “Berthold” LB122; МКС-10Д "Чибис"; МКС-5Н 10100 МКС-01Р; МКС-01Р1; МКС-04Н с одним БД 11100 МКС-01Р; МКС-01Р1; МКС-04Н с двумя БД 13100 МКС-01Р; МКС-01Р1; МКС-04Н с тремя БД 14100 МКС-01Р; МКС-01Р1; МКС-04Н с четырьмя БД 15100 МКС-04Н; МКС-05Н; “Berthold” LB-123 13300 МКС-РМ1401К, МКС-АТ6102* 10100 ДРГБ-01 «ЭКО-1»; ДРГБ-04 "ЭКО-1М"; МКГ-01 9600 МКС-01СА1М, МКС-02СА, МКС-03СА 10900 СРП-68-01 10000 МКС-05 «Терра» 8500 РКС-107 11500 СРП-88 10000 Радиометры БЕТА; ТИСС; МС-04Б; "Эксперт" 10050 КРА-1; КРАБ; КРАБ-3; КРАН-1; КРВП-3АБ 10500 КРБ-1 9450 ЛУЧ-А; ЛУЧ-ФВС; СПАР 9900 РГА-96; РГА-01Т 16700 РЗБ04-04; РЗБ05-01; РВ-4; РЗБ-05Д; РЗБ-98; РЗА-05Д; РЗБА-06 9400 РКБ4-1еМ 16800 РМ-3; РМГ-01 9900 РУП-1 с одним БД 9000 СЗБ-03; СЗБ-04; СЗГБ 9900 СРП-2; СРП-68-01; СРП-68-02; СРП-68-03; СРП-88Н; СРП-97 9900 СРП-98 (МКС-15ЭЦ) с одним БД; МКС-14ЭЦ с одним БД 11900 СРП-98 (МКС-15ЭЦ) с двумя БД; МКС-14ЭЦ с двумя БД 14200 УЗБ-2-03 8700 УМФ-1500; УМФ-2000 10000 Радиометры жидкости РЖГ-07П 10500 РЖГ-07-ц 16000 РЖС-05 25200 РКБ-05П 10500 РКС-08П 10500 Радиометры радона "Аист-2" (трековый детектор); Трек-РЭИ 13300 "AlfaGuard" 13700 ИЗВ-3; ИЗВ-3М 11000 РАА-02Н; РГА-01; РГА-04; РГА06 ; РГА-04-СЭР; РГА-01Т; РГА- 06П-1 13400 РАА-10; РАДОН-2; РАМОН; РАМОН-01М; РРА-01М-03; РАА-3-01 АльфаАЭРО 13400 РГБ-20 П2 13400 РРА-01; РРА-01М; РРА-01М-01; РРА-03; 13400 Комплекс Камера (одна задача) 16000 Радиометры газовые РГБ-08П; РГБ-08М 13000 РГБ-02; РГБ-05; РГБ-06; РГБ-20П1; РГБ-20П2; РГГ-01Т; РГГ-20П2 13000 РГБ-06-01 13000 РГБ-07 19700 РГБ3-01 13000 УДА-1АБ 13000 УДГ-1Б; УДГБ-01Т; УДГБ-01Т1 13700 УДГБ-02Т 13700 Радиометры удельной (объемной) активности РУБ-01П; РУБ-91; РУГ-91; РКГ-05П 13700 РКГ-01А; РКГ-02А; РКГ-103 10300 Спектрометры и спектрометрические комплексы Спектрометры. Гамма- установки с одним БД типов СКС-50; СКС- 07П; УСК "Гамма-плюс"; "Гамма-Бета-1С", "Прогресс", "Мультирад", РКГБ 10280 Спектрометры (гамма–установки) ППД с одним БД 11200 Сцинтил. Гамма–спектрометры типа "Гамма-1С/NB1"; РСУ-01 "Сигнал-М"; СКС-99 "Спутник" и т.п. с одним БД 10280 МКС-А02; МКС-А03 16100 Спектрометр МКС-АТ6101В 10050 Спектрометры излучения человека (СИЧ) Спектрометры излучения человека СИЧ (гамма-спектрометры) МСГ-01; Измерительный; Контрольный; Йодный и др. за 1 тракт 11200 Автоматизированные системы радиационного контроля (АСКРО) SkyLink; УМКС «Атлант»; «Барьер»; УДКС-01; «Пеликан» УСИТ-1, УСИТ-2 и др. (за 1 канал), 11600 Таможенные системы обнаружения радиоактивных материалов Системы обнаружения делящихся и радиоактивных материалов стационарные “Янтарь-1С” (с одним БД) 14800 Измерительные каналы объемной активности альфа, бета-активных газов и аэрозолей систем АКРБ, САРМ Измерительные каналы систем радиационного контроля РКС2-03; «Калина»; РКС-08; РКС03-01 (за 1 канал) 13700 Измерительные каналы систем радиационного контроля РКС-07П (за 1 канал) 13700 Измерительные каналы систем радиационного контроля АКРБ-03; АКРБ-06; АКРБ-08 (за 1 канал) 9600 Измерительные каналы систем радиационного контроля Горбач; 8004-01; «Система» (за 1 канал) 11000 Расходомеры-пробоотборники ПВП-04А 9300 ПУ-5 9000 ПОУ-04 10000 ИИИ Бета- источники 1-го разряда (объемные, точечные, плоские) 8300 Гамма и бета- источники 2-го разряда (объемные) 8300 Гамма и бета- источники 2-го разряда (точечные, плоские) 7600 Альфа- источники 1-го разряда (объемные) 8500 Альфа- источники 1-го разряда (точечные, плоские) 8300 Альфа- источники 2-го разряда (объемные) 8000 Альфа- источники 2-го разряда (точечные, плоские) 7600 Альфа-бета-гамма источники специального назначения (САИ-5, САИ-6) 10600 * За каждый последующий тракт (БД) стоимость увеличивается на 30% Тарифы на поверку средств измерения ООО «Полимастер» (Белоруссия), срок 2-3 недели. Поверка производится предприятием-производителем. Код СИ Наименование средства измерения Тариф 1 2 3 1703492 измеритель-сигнализатор поисковый ИСП-РМ1704 8240 1703508 измеритель сигнализатор поисковый ИСП-РМ1704ГН 9435 1703513 измеритель сигнализатор поисковый ИСП-РМ1704М 10302 1703529 дозиметр-радиометр МКС-РМ1403 БДОИ (базовый) 8830 1703534 блок детектирования БДГ1 для МКС-РМ1403 8830 1703546 блок детектирования БДГ2 для МКС-РМ1403 14840 1703555 блок детектирования БДН для МКС-РМ1403 10773 1703560 блок детектирования БДАБ для МКС-РМ1403 10302 1700313 дозиметры гамма-излучения ДКГ-РМ1621, РМ-1604, ДКГ-Д-15К 14012 1700596 измеритель-сигнализатор РМ1401, PM1401-01, РМ1401К-01 7356 1700617 дозиметр - радиометр поисковый РМ 1401К (α, β, ϒ, π) 20372 1701296 дозиметр-радиометр поиск. МКС-РМ1402М с блоком БД-05 7888 1701474 дозиметр-радиометр поиск. МКС-РМ1402М с блоком БД-01, БД-02, БД-03, БД-04 (с 1 блоком) 6416 1701736 дозиметр-радиометр МКС-РМ1405 10010 1701867 дозиметр-радиом.поиск. МКС-РМ1402М с блоками БД-01,02,03,04,05 14368 1702153 дозиметр гамма-излучения наручный ДКГ-РМ1603 (А,В) 7830 1702195 дозиметр наручный микропроцессорный ДКГ-РМ1206 8480 1702237 измеритель-сигнал.поиск.микропроц. ИСП-РМ1401М, МА. 6888 1702405 дозиметр инд.рентгеновского и гамма излучения ДКГ-РМ 1621(А) 14368 1702609 дозиметр ДКГ-РМ 1203(01-04) 8830 1702640 дозиметр ДКГ-РМ 1203М, ДКГ-РМ1610 10000 1703471 измеритель сигнализатор ИСП-РМ 1701 6536 1704145 дозиметр гамма-излучения с функцией обнаружения паров токсичных веществ ДКГ-РМ2012М 19704 1704171 дозиметр поисковый ДКГ-РМ1703МО-1 (А,В), РМ1703МО-2 18616 1704187 дозиметр индивидуальный ДКГ-РМ1208МН 18016

ПРАВИЛА ВЕДЕНИЯ РЕЕСТРА ВЛАДЕЛЬЦЕВ ИМЕННЫХ ЦЕННЫХ БУМАГ «СНИИП-СИГМА»

Thu, 05 Feb 2015 15:24:02 +0300

ПРАВИЛА ВЕДЕНИЯ РЕЕСТРА ВЛАДЕЛЬЦЕВ ИМЕННЫХ ЦЕННЫХ БУМАГ ЗАО «СНИИП-СИГМА»

КРАТКИЙ ОБЗОР ИЗОТОПОВ, ПРОИЗВОДЯЩИХ ПОВЕРХНОСТНОЕ ЗАГРЯЗНЕНИЕ

Fri, 31 Oct 2025 16:29:12 +0300

Поверхностное загрязнение, выявляемое дозиметром по увеличению гамма-фона, чаще всего обусловлено следующими техногенными радионуклидами: Цезий-137 (137Cs): Период полураспада: ~30 лет. Излучение: Гамма-кванты с энергией 662 кэВ. Источники: Последствия аварий на ЧАЭС, Фукусиме, медицинские и промышленные источники. Особенности: Легко включается в биологические цепочки (накапливается в грибах, ягодах, мясе), хорошо сорбируется пылью и пористыми материалами. Кобальт-60 (60Co): Период полураспада: ~5.3 года. Излучение: Две интенсивные гамма-линии с энергиями 1173 и 1332 кэВ. Источники: Дефектоскопия, стерилизация оборудования, медицинские облучатели. Особенности: Мощный гамма-излучатель, часто встречается в составе металлолома («грязный металл»). Америций-241 (241Am): Период полураспада: ~432 года. Излучение: Гамма-кванты с энергией 59.5 кэВ. Источники: Дымовые извещатели, продукты распада плутония в ядерных отходах. Особенности: Является также альфа-излучателем, что требует использования дополнительных методов для полной оценки загрязнения. Йод-131 (131I): Период полураспада: ~8 суток. Излучение: Гамма-кванты с энергией 364 кэВ. Источники: Выбросы с АЭС, медицинская диагностика и терапия. Особенности: Быстро распадается, но представляет высокую опасность при свежем выбросе из-за активного накопления в щитовидной железе. Внимание! Для точной идентификации конкретного нуклида необходимы спектрометрические системы. Обнаружение значительного превышения фона является сигналом для проведения профессионального исследования.