ОБЕСПЕЧЕНИЕ ТРЕБОВАНИЙ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РАДИАЦИОННО ОПАСНЫХ ОБЪЕКТОВ

Аннотация:

В данной статье рассматривается опыт проведения работ по рекультивации объектов и территорий, загрязнённых техногенными альфа-излучателями. В работе рассматриваются основные критерии контроля радиационнобезопасного состояния помещений, приводится обоснование остаточной активности для дезактивации, контрольных уровней для контроля загрязнения техногенными альфа-излучателями рабочих поверхностей, обоснование критериев приемлемости радиационнобезопасного состояния зданий. Ключевые слова: радиационное обследование, контрольные уровни, дезактивационные работы, критерии приемлемости радиационно безопасного состояния помещений. Опыт вывода из эксплуатации таких ядерных и радиационно опасных объектов (ЯРОО), как большие здания и сооружения, тем более расположенные в таком густонаселённом мегаполисе, как Москва, недостаточен. При практическом выполнении в 2014-2015 гг. вывода из эксплуатации радиационно опасного объекта корпуса «Б» АО «ВНИИНМ» накоплен большой объём наработок, связанных с обеспечением требований радиационной безопасности при организации и проведении работ, которые систематизированы и представлены в этой статье. Объём таких работ будет увеличиваться с каждым годом. За 65-летний срок развития атомной отрасли объекты, которые были запущены в эксплуатацию первыми, начинают заканчивать свой жизненный цикл и нуждаются в выводе из эксплуатации. Предстоящий объём работ по выводу из эксплуатации ЯРОО представлен в Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016-2020 годы и на период до 2030 года». Важность научного и методического обеспечения этих работ является бесспорной, актуальность не вызывает сомнения и является целью данной работы. Программа радиационного обследования помещений здания, выводимого из эксплуатации, направлена на контроль «превышения допустимых уровней радиоактивного загряз-I ения и мощности дозы, установленных в НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010. Применительно к контролю строительных конструкций исходили из того, что в них не должно быть превышено содержание радионуклидов с учётом перспективы IX сноса и удаления отходов в качестве общепромышленных. Контрольные уровни плотностей потоков а- и 1-излучения после проведения дезактивационных работ В соответствии с п. 3.11.2 ОСПОРБ-99/2010 не допускается нефиксированное (снимаемое) радиоактивное а-фязнение поверхности материалов, изделий, транспортных средств и помещений, предназначенных для использования хозяйственной деятельности, превышающее 0,4 Бк/см2 для бета-излучающих и 0,04 Бк/см2 для альфа-излучающих радионуклидов. Указанные значения поверхностной активности использовались в качестве контрольных уровней неоиксированного (снимаемого) радиоактивного загрязнения поверхностей помещений (см. таблицу) после проведения дезактивационных работ, при достижении которых дальней-пее снижение поверхностного радиоактивного загрязнения I утем дезактивации нецелесообразно. Из консервативных соображений все значения радиоактивного загрязнения, измеренные прямым приборным методом, целесообразно отнести к значениям нефиксированного (лишаемого) радиоактивного загрязнения. Контрольный уровень МАЭД гамма-излучения после проведения дезактивационных работ Учитывая специфику радиоактивного загрязнения наличие трансурановых радионуклидов, не имеющих легко регистрируемого гамма-излучения), в качестве величины онтрольного уровня МАЭД «надфонового» (обусловленного только техногенными источниками) гамма-излучения в омещениях корпуса Б ОАО «ВНИИНМ» после проведения езактивационных работ принималась величина 0,06 мкЗв ч. при достижении указанного контрольного уровня МАЭД гамма-излучения дальнейшая дезактивация поверхностей и гроительных конструкций для снижения МАЭД гамма-излучения считалась нецелесообразной. Выбор в качестве контрольного уровня МАЭД гамма-излучения значения 0,06 мкЗв/ч, используемого в соответствии ОСПОРБ-99/2010 (табл. 3.3.1) при проектировании защиты г внешнего излучения для категории облучаемых лиц «на-;ление», обеспечивает возможность участия работников, не я шяющихся персоналом, в работах по демонтажу здания кор-уса «Б», предварительно очищенного от радиоактивного загрязнения до уровней, допускающих вывоз демон тированных жструкций здания в качестве общепромышленных отходов. Предельная остаточная удельная активность излучающих радионуклидов в отходах В качестве контрольного уровня удельной активности техногенных альфа-излучателей в отходах, непревышение которого гарантирует возможность их утилизации по нормам и правилам, применяемым для общепромышленных отходов, 6|>ma рекомендована величина суммарного содержания альфа-излучающих радионуклидов плутония в грунтах, строительном мусоре, металлических изделиях 400 Б к/кг. характеризующая нижнюю границу отнесения отходов к очень н|шо активным отходам: 400 < X АудТЩ < 1000 Бк/кг, гДе Apjuu, - удельные активности альфа-излучающих радионуклидов трансурановых элементов в строительных конструкциях внутри помещений корпуса «Б». Обоснование данного значения провели на основе анализа! литературных данных и оценки возможных доз облучения населения при проведении работ [3]. Критерии приемлемости радиационно безопасного состояния помещений и контрольные уровни радиационных факторов в помещениях с учётом значений средне-фоновых показателей Критерии приемлемости радиационно безопасного состояния помещений устанавливались с учётом среднефоно-вых значений радиационных показателей - значений мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения, плотностей потоков альфа- и бета-излучения и их стандартных отклонений (Рф, а^, Ыаф, офа, NM„ афр, Аест, аест) и значений вышеприведенных контрольных уровней. Критерием приемлемости помещений по результатам измерения контролируемых радиационных величин в любой точке помещения является непревышение значений контрольных уровней с учётом среднефоновых показателей. Установление радиационно безопасного состояния пома 4ений по результатам измерения уровней поверхностного радиоактивного загрязнения Измерения уровней поверхностного радиоактивного за-i рязн ;ния альфа- и бета-излучателями выполняются для: проверки соответствия измеряемых значений плотностей ютоков альфа- и бета-излучения в каждой точке значениям контрольных уровней и критериям приемлемости помещений с учётом среднефоновых показателей; выявления участков возможного локального и равномерного загрязнения радионуклидами у-излучателями. К ж и при контроле МАЭД гамма-излучения, в первую очередь необходимо обследовать помещения, в которых на стадии радиационного обследования, предшествовавшей проведению дезактивационных работ, регистрировались маш мальные значения уровней поверхностного радиоак-тивне го загрязнения. Для получения достоверных данных по уровням снимаемого н фиксированного загрязнения поверхностей, измерения прове дят двумя методами: прямыми измерениями плотностей ноток J а- и (3-частиц с поверхности переносными радиометрами и посредством снятия мазков (выборочно) с последующей пробе подготовкой и измерениями на стационарных приборах. Радиационный контроль проводится в соответствии с аттестованными методиками выполнения контроля (МВК) и методиками выполнения измерений (МВИ) поверхностного загря нения оборудования и помещений. В большинстве помещений измерения проводят по регу-й сетке, исходя из точек контроля в количестве 11-15 на ость (стена, пол, потолок) или в соответствии с предва-ьной разметкой поверхностей на квадраты со стороной м. Результаты измерений оформляются актом (протоко-1 заносятся в базу данных. лярне плось ритех I х Г лом) стиц форм мере! онукл с пом Средние значения плотностей потоков альфа- и бета-чаN„i, и Njti, в каждой точке контроля определяются по /ле 5, в которую вместо значений МАЭД при j-том из-ии подставляются измеренные значения плотностей поток зв альфа- и бета-частиц. Если по результатам обследования выполняется условие непревышения контрольных уровней с учетом среднефоновых значений, то это помещение соответствует нормам радиационной безопасности по уровням поверхностного радиоактивного загрязнения. Ее пи по результатам обследования установлено превышение ке нтрольных уровней с учётом среднефоновых значений, то пр< водят дезактивацию выявленных участков загрязнения до тех пор, пока не будет выполнено условие соответствия помещения требованиям радиационной безопасности. Установление радиационнобезопасного состояния помещений по результатам определения остаточной удельной актш ности радионуклидов в строительных материалах Oi ределение остаточной удельной активности техногенных радионуклидов в помещениях лабораторного корпуса «Б», KiK и при измерении фоновых значений, проводят 2 методам^. метод - прямые измерения удельной активности ради-щов в обследуемых поверхностях (стены, пол, потолок) зщью передвижного у-спектрометра с коллимирован-ным детектором. Удельные активности гамма-излучающих радионуклидов определяют прежде всего в местах бывшего ожения загрязнённых коммуникаций (спецканализации, спецвентиляции) и близлежащих стыков строительных kohctj укций (стена, пол). По результатам измерения удельной ости техногенных гамма-излучающих радионуклидов в (например, 241 Am) рассчитывают содержание в про-льной активности трансурановых радионуклидов с ис-ванием значений радионуклидных векторов [5]. метод - альфа-радиометрические, бета-радиомегриальфа-спектрометрические исследования проб строительных материалов, полученных бурением шурфов на глубину 50-70 мм. Пробы отбирают в помещениях с максимальным уровнем загрязнения до проведения дезактивации. Отобранные пробы помещают в двойной полиэтиленовый пакет и передают в независимую лабораторию радиационного контроля, имеющую аттестат аккредитации. Удельные активности альфа- и бета-излучающих радионуклидов в керне определяют альфа- и бета-радиометрическими методами и сравнивают с результатами фоновых измерений. После этого рассчитывают отношение вида «суммарная активность альфа-излучателей/суммарная активность бета-излучателей». Если установленные значения удельной активности альфа-излучателей и соотношение «суммарная активность альфа-излучателей/суммарная активность бета-излучателей» будут превышать соответствующие величины, рассчитанные по результатам измерения фоновых проб, это может свидетельствовать об избытке альфа-излучателей, свидетельствующий о возможном наличии в пробах техногенных альфа-излучателей. Определение радионуклидного состава и удельной активности техногенных альфа-излучателей в этом случае следует проводить радиохимическими и альфа-спектрометрическими методами согласно утверждённых МВИ и МВК. Выбор точек и объём исследований в условиях сильно загрязнённых помещений проводят по результатам измерения МАЭД и уровней альфа- (бета-) загрязнения с помощью переносных приборов [4]. Работы по дезактивации могут считаться завершёнными при условии, если средние значения удельной активности трансурановых альфа-излучающих радионуклидов Ауд в пробах из каждой точки контроля, определяемые по аналогии с определением МАЭД и уровней поверхностного радиоактивного загрязнения, будут удовлетворять критерию непревышения контрольных уровней с учётом среднефоновых значений, характерных для обследуемых помещений. Если по результатам измерений удельной активности проб существует превышение контрольных уровней с учётом среднефоновых значений, то на выявленных участках должны быть проведены дезактивационные работы и повторный отбор и анализ проб до соблюдения критерия радиационной безопасности помещений по величине удельной активности трансурановых радионуклидов в пробах строительных материалов.

Авторы:

Издание: Гигиена и санитария
Год издания: 2017
Объем: 4с.
Дополнительная информация: 2017.-N 9.-С.818-821. Библ. 5 назв.
Просмотров: 31