Дозовые затраты персонала ННЦ ХФТИ при работах с ураном
Сделан анализ среднегодовых и максимальных среднегодовых концентраций урана в воздухе рабочих помещений ННЦ ХФТИ, рассчитана верхняя граница возможного внешнего облучения лиц категории А, занятых на работах с ураном в период с 1961 по 2003 г. На основе полученных данных определены численные значения...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Дата: | 2007 |
| Автори: | , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Russian |
| Опубліковано: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2007
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110671 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Дозовые затраты персонала ННЦ ХФТИ при работах с ураном / Ю.П. Курило, А.В. Мазилов, Б.Н. Разсукованный // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 2. — С. 129-133. — Бібліогр.: 5 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-110671 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
Курило, Ю.П. Мазилов, А.В. Разсукованный, Б.Н. 2017-01-05T21:14:33Z 2017-01-05T21:14:33Z 2007 Дозовые затраты персонала ННЦ ХФТИ при работах с ураном / Ю.П. Курило, А.В. Мазилов, Б.Н. Разсукованный // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 2. — С. 129-133. — Бібліогр.: 5 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110671 621.039.76 Сделан анализ среднегодовых и максимальных среднегодовых концентраций урана в воздухе рабочих помещений ННЦ ХФТИ, рассчитана верхняя граница возможного внешнего облучения лиц категории А, занятых на работах с ураном в период с 1961 по 2003 г. На основе полученных данных определены численные значения эффективных доз внешнего и внутреннего облучения персонала. Показано, что несмотря на имевшие место в различные годы нарушения принципа непревышения, среднее значение суммарного (внешнего + внутреннего) облучения за данный период времени не превышало установленный Нормами радиационной безопасности Украины лимит эффективной дозы, равный 20 мЗв∙год⁻¹. Зроблений аналіз середньорічних та максимальних середньорічних концентрацій урану в повітрі робочих приміщень ННЦ ХФТІ, розрахована верхня границя (межа) можливого зовнішнього опромінення осіб категорії А, зайнятих на роботах з ураном в період з 1961 по 2003 рік. На основі отриманих даних визначені чисельні значення ефективних доз зовнішнього і внутрішнього опромінення персоналу. Показано, що незважаючи на те, що у різні роки мало місце порушення принципу неперевищення, середнє значення сумарного (зовнішнього й внутрішнього) опромінення за даний період часу не перевищувало встановлений Нормами радіаційної безпеки України ліміт ефективної дози, рівний 20 мЗв·рік⁻¹. The analysis of mean annual and maximal annual uranium concentrations in the air of NSC KIPT working premises is carried out in this paper; the high limit of possible external radiation of category A personnel engaged on works with uranium since 1961 to 2003 has been calculated. The numerical values of effective doses of internal and external radiation of personnel are determined on the basis of data acquired. It is shown that despite of breaking the principal of nonexcess that has taken place to be in the some years the mean value of total (external+internal) radiation during the given period of time did not exceed the effective dose limit established in Norms of radiating safety of Ukraine and that is equal to 20 mSv per year. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Материалы реакторов на тепловых нейтронах Дозовые затраты персонала ННЦ ХФТИ при работах с ураном Дозові витрати персоналу ННЦ ХФТІ при роботах з ураном Dose consumptions of NSC KIPT personnel during the works that include uranium Article published earlier |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| title |
Дозовые затраты персонала ННЦ ХФТИ при работах с ураном |
| spellingShingle |
Дозовые затраты персонала ННЦ ХФТИ при работах с ураном Курило, Ю.П. Мазилов, А.В. Разсукованный, Б.Н. Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| title_short |
Дозовые затраты персонала ННЦ ХФТИ при работах с ураном |
| title_full |
Дозовые затраты персонала ННЦ ХФТИ при работах с ураном |
| title_fullStr |
Дозовые затраты персонала ННЦ ХФТИ при работах с ураном |
| title_full_unstemmed |
Дозовые затраты персонала ННЦ ХФТИ при работах с ураном |
| title_sort |
дозовые затраты персонала ннц хфти при работах с ураном |
| author |
Курило, Ю.П. Мазилов, А.В. Разсукованный, Б.Н. |
| author_facet |
Курило, Ю.П. Мазилов, А.В. Разсукованный, Б.Н. |
| topic |
Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| topic_facet |
Материалы реакторов на тепловых нейтронах |
| publishDate |
2007 |
| language |
Russian |
| container_title |
Вопросы атомной науки и техники |
| publisher |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| format |
Article |
| title_alt |
Дозові витрати персоналу ННЦ ХФТІ при роботах з ураном Dose consumptions of NSC KIPT personnel during the works that include uranium |
| description |
Сделан анализ среднегодовых и максимальных среднегодовых концентраций урана в воздухе рабочих помещений ННЦ ХФТИ, рассчитана верхняя граница возможного внешнего облучения лиц категории А, занятых на работах с ураном в период с 1961 по 2003 г. На основе полученных данных определены численные значения эффективных доз внешнего и внутреннего облучения персонала. Показано, что несмотря на имевшие место в различные годы нарушения принципа непревышения, среднее значение суммарного (внешнего + внутреннего) облучения за данный период времени не превышало установленный Нормами радиационной безопасности Украины лимит эффективной дозы, равный 20 мЗв∙год⁻¹.
Зроблений аналіз середньорічних та максимальних середньорічних концентрацій урану в повітрі робочих приміщень ННЦ ХФТІ, розрахована верхня границя (межа) можливого зовнішнього опромінення осіб категорії А, зайнятих на роботах з ураном в період з 1961 по 2003 рік. На основі отриманих даних визначені чисельні значення ефективних доз зовнішнього і внутрішнього опромінення персоналу. Показано, що незважаючи на те, що у різні роки мало місце порушення принципу неперевищення, середнє значення сумарного (зовнішнього й внутрішнього) опромінення за даний період часу не перевищувало встановлений Нормами радіаційної безпеки України ліміт ефективної дози, рівний 20 мЗв·рік⁻¹.
The analysis of mean annual and maximal annual uranium concentrations in the air of NSC KIPT working premises is carried out in this paper; the high limit of possible external radiation of category A personnel engaged on works with uranium since 1961 to 2003 has been calculated. The numerical values of effective doses of internal and external radiation of personnel are determined on the basis of data acquired. It is shown that despite of breaking the principal of nonexcess that has taken place to be in the some years the mean value of total (external+internal) radiation during the given period of time did not exceed the effective dose limit established in Norms of radiating safety of Ukraine and that is equal to 20 mSv per year.
|
| issn |
1562-6016 |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110671 |
| citation_txt |
Дозовые затраты персонала ННЦ ХФТИ при работах с ураном / Ю.П. Курило, А.В. Мазилов, Б.Н. Разсукованный // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 2. — С. 129-133. — Бібліогр.: 5 назв. — рос. |
| work_keys_str_mv |
AT kuriloûp dozovyezatratypersonalannchftiprirabotahsuranom AT mazilovav dozovyezatratypersonalannchftiprirabotahsuranom AT razsukovannyibn dozovyezatratypersonalannchftiprirabotahsuranom AT kuriloûp dozovívitratipersonalunnchftíprirobotahzuranom AT mazilovav dozovívitratipersonalunnchftíprirobotahzuranom AT razsukovannyibn dozovívitratipersonalunnchftíprirobotahzuranom AT kuriloûp doseconsumptionsofnsckiptpersonnelduringtheworksthatincludeuranium AT mazilovav doseconsumptionsofnsckiptpersonnelduringtheworksthatincludeuranium AT razsukovannyibn doseconsumptionsofnsckiptpersonnelduringtheworksthatincludeuranium |
| first_indexed |
2025-11-27T05:40:28Z |
| last_indexed |
2025-11-27T05:40:28Z |
| _version_ |
1850802653220569088 |
| fulltext |
УДК 621.039.76
ДОЗОВЫЕ ЗАТРАТЫ ПЕРСОНАЛА ННЦ ХФТИ
ПРИ РАБОТАХ С УРАНОМ
Ю.П. Курило, А.В. Мазилов, Б.Н. Разсукованный
Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт»,
г. Харьков, Украина; E-mail: mazilov@kipt.kharkov.ua
Сделан анализ среднегодовых и максимальных среднегодовых концентраций урана в воздухе рабочих
помещений ННЦ ХФТИ, рассчитана верхняя граница возможного внешнего облучения лиц категории А, за-
нятых на работах с ураном в период с 1961 по 2003 г. На основе полученных данных определены численные
значения эффективных доз внешнего и внутреннего облучения персонала. Показано, что несмотря на имев-
шие место в различные годы нарушения принципа непревышения, среднее значение суммарного (внешнего
+ внутреннего) облучения за данный период времени не превышало установленный Нормами радиационной
безопасности Украины лимит эффективной дозы, равный 20 мЗв∙год-1.
1. ВВЕДЕНИЕ
Научно-исследовательская и научно-практичес-
кая деятельность с применением урана в ННЦ
ХФТИ с начала 60-х годов прошлого столетия по
настоящее время относится, согласно Нормам ра-
диационной безопасности Украины (НРБУ-97) [1], к
практической деятельности, связанной с проведени-
ем работ с открытыми источниками ионизирующего
излучения.
Под термином «практическая деятельность» по-
нимается принятое в НРБУ-97 определение как дея-
тельность человека, связанная с использованием ис-
точников ионизирующего излучения и направленная
на достижение материальной или другой пользы, ко-
торая приводит или может привести к контролируе-
мому и предвиденному заранее некоторому увели-
чению дозы облучения.
Источниками излучения являются уран естес-
твенный, уран обогащенный с различной степенью
обогащения по изотопу 235U, вплоть до 90%, а также
уран обедненный. Работы проводятся в специаль-
ных помещениях, оборудованных в соответствии с
требованиями, предъявляемыми к помещениям II
класса работ и изложенными в Основных санитар-
ных правилах работы с радиоактивными вещества-
ми и другими источниками ионизирующих излуче-
ний, различные редакции которых действовали в со-
ответствующие периоды времени. Число помеще-
ний, в которых в различные годы проводились рабо-
ты с ураном, составляет 54. В 1961 г., например, та-
ких помещений было 4, с 1966 по 1969 г. – 1, в
1991 г. – 37, в 2003 г. – 15. Контроль над содержани-
ем урана в воздухе рабочих помещений организован
в 1961 г. Предельнодопустимая концентрация урана
не была постоянной и составляла:
- с 1961 по 1963 г. – 1.0∙10-14 Ки/л;
- с 1964 по 1970 г. – 7.0∙10-14 Ки/л;
- с 1971 по 1977 г. – 1.3∙10-13 Ки/л;
- с 1978 по 1997 г. – 5.9∙10-14 Ки/л;
- с 1998 г. по настоящее время – 5.4∙10-15 Ки/л
(0.2 Бк/м3).
Одним из основных принципов построения сис-
темы радиационной безопасности и противорадиа-
ционной защиты, изложенных в НРБУ-97 и Публи-
кациях 37 и 60 Международного комитета по радиа-
ционной защите, является принцип непревышения,
согласно которому уровни облучения от всех, попа-
дающих под регулирование видов практической де-
ятельности, не должны превышать установленные
дозовые пределы. Этот принцип в той или иной
формулировке действовал начиная с 1960 г. [2].
В общем виде (при контроле величины среднего-
довой объемной концентрации радионуклидов в воз-
духе и питьевой воде (продуктах питания) и дозы
внешнего облучения) [1] условие непревышения
предела годовой дозы соблюдается при одновремен-
ном выполнении следующих неравенств в системе
(1):
≤
≤
≤
≤+ ∑ ∑
1
DL
H
d
1
DL
H
c
1
DL
H
b
1
PC
C
PC
C
DL
E
a
extrim
extrim
skin
skin
lens
lens
i i
ingest
i
ingest
i
inhal
i
inhal
i
E
ext
)
)
)
)
, (1)
где Eext – эффективная доза внешнего облучения;
DLE – предел эффективной дозы для рассматривае-
мой категории; Ci
inhal – среднегодовая объемная кон-
центрация i-го радионуклида в воздухе; PCi
inhal – до-
пустимая концентрация i-го радионуклида в воздухе
для рассматриваемой категории; Ci
ingest – среднегодо-
вая объемная концентрация i-го радионуклида в
воде; PCi
ingest – допустимая концентрация i-го радио-
нуклида в воде; Hlens – годовая эквивалентная доза
внешнего облучения в хрусталике глаза; DLlens – пре-
дел эквивалентной дозы внешнего облучения хру-
сталика глаза; Hskin – годовая эквивалентная доза
внешнего облучения кожи; DLskin – предел эквива-
лентной дозы внешнего облучения кожи; Hextrim – го-
довая эквивалентная доза внешнего облучения ки-
стей и стоп; DLextrim – предел эквивалентной дозы
внешнего облучения кистей и стоп.
Неравенство (а) этой системы обеспечивает не-
превышение предела годовой эффективной дозы,
_________________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 2.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), с. 129-133.
129
mailto:mazilov@kipt.kharkov.ua
неравенства (b), (c) и (d) – пределов эквивалентной
дозы внешнего облучения хрусталика глаза, кожи и
стоп. Учитывая, что последний член суммы в нера-
венстве (а) (пероральный путь поступления радио-
нуклидов) для лиц категорий А и Б не рассматрива-
ется, а контроль эквивалентной дозы внешнего об-
лучения хрусталика глаза, кожи и стоп при работах
с ураном не проводился ввиду необязательности, си-
стема (1) может быть записана в виде неравенства:
,1≤+ inhal
inhal
E
ext
PC
C
DL
E
(2)
где C inhal и PC inhal – соответственно среднегодовая и
допустимая концентрации урана в воздухе рабочих
помещений.
Это неравенство является аналитической формой
условия непревышения предела годовой эффектив-
ной дозы для персонала категории А, осуществляю-
щего практическую деятельность, связанную с про-
ведением работ с ураном в открытом виде.
2. ВНЕШНЕЕ ОБЛУЧЕНИЕ
Первое слагаемое в неравенстве (2) характеризу-
ет внешнее облучение персонала. Годовая эффек-
тивная доза внешнего облучения Eext может быть
получена как прямым измерением, например с по-
мощью средств индивидуального дозиметрического
контроля, так и расчетным путем. Согласно норма-
тивным документам, индивидуальный дозиметриче-
ский контроль обязателен для лиц, облучение кото-
рых может превысить установленный уровень:
15 мЗв до 1997 года, 10 мЗв с 1998 года. Как будет
показано далее, реальная доза значительно ниже, по
этой причине индивидуальный контроль персонала,
работающего с ураном, на протяжении всего време-
ни отсутствовал.
Попытаемся сделать оценку верхней границы эф-
фективной годовой дозы внешнего облучения, по-
давляющий вклад в которую обусловлен гамма-из-
лучением изотопов 238U и 235U, находящихся в равно-
весии с дочерними продуктами распада: 234Th, 234mPa,
234U от материнского изотопа 238U и 231Th от мате-
ринского изотопа 235U.
По правилам ядерной безопасности на рабочем
месте могло быть использовано не более 300 г обо-
гащенного урана (вариант А), либо не более 5 кг
естественного урана (вариант Б). Допустим, во-пер-
вых, что уран всегда выдавался в максимальном ко-
личестве, во-вторых, степень обогащения состав-
ляла 90%. Исходя из этого установим степень радиа-
ционной опасности с точки зрения внешнего облу-
чения в каждом из вариантов. Как известно, мощ-
ность экспозиционной дозы, создаваемая точечным
источником, пропорциональна произведению его
активности и гамма-постоянной. Активность входя-
щих в уран изотопов 238U и 235U можно получить из
соотношения:
Q = ,1057,3
2
1
5
ТА
М
⋅
⋅
(3)
где Q – активность изотопа, Ки; М – масса изотопа,
г; А – атомный номер изотопа; Т1/2 – период полу-
распада, лет. Отсюда удельная активность
235U )1004,7( 8
2
1 летТ ⋅= равна q ,1016,2)( 6235
г
КиU −⋅=
а удельная активность 238U )1047,4( 9
2
1 летТ ⋅= равна
q .1036,3)( 7238
г
КиU −⋅=
Рассматривая обогащенный уран как смесь изо-
топов 238U (10%) и 235U (90%), а естественный уран
как смесь изотопов 238U (99,28%) и 235U (0,715%),
имеем полную активность материнских изотопов
238U и 235U для каждого варианта:
– для варианта А (300 г урана обогащенного)
QА(238U) = 0,01 мКи, QА(235U) = 0,58 мКи;
– для варианта Б (5 кг урана естественного)
QБ(238U) =1,67 мКи, QА(235U) = 0,077 мКи.
Активность каждого из дочерних изотопов
вследствие равновесия равна активности их мате-
ринских изотопов.
В общем случае цепочки распада при наличии
материнского изотопа и дочерних продуктов распа-
да гамма-постоянная этой системы γК равна:
,0 iiKКК ηγγγ ⋅+= ∑ (4)
где 0γК – гамма-постоянная материнского изотопа;
i
Кγ – гамма-постоянная i-го дочернего изотопа; iη
– отношение активностей дочернего изотопа к мате-
ринскому. Используем справочные значения гамма-
постоянных ,γK )(
)( 2
ìÊè÷
ñìÐ
⋅
⋅ :
Kγ(235U)=0,710, Kγ(231Th)=0,0714 [2];
Kγ(238U)=0,072 [3], Kγ(234Th)=0,0579;
Kγ(234mPa)=0,0590; Kγ(234U)=0,00373 [4].
Поскольку в состоянии равновесия активности
материнского и дочернего изотопов равны ),1( ≡η
то гамма-постоянная цепочки распада равна сумме
гамма-постоянных входящих в неё изотопов. Таким
образом, для цепочки распада 235U гамма-постоянная
Kγ(235U)=0,781 )(
)( 2
ìÊè÷
ñìÐ
⋅
⋅ , для цепочки распада
238U – Kγ(238U)=0,193 )(
)( 2
ìÊè÷
ñìÐ
⋅
⋅ .
Существующие правила эксплуатации устано-
вок, предназначенных для работ с ураном, условия
проведения подготовительно-заключительных ра-
бот, размеры установок и рабочей зоны позволяют
для оценки максимально-возможной годовой эффек-
тивной дозы внешнего облучения персонала при-
нять следующую, наиболее реальную модель. То-
чечный источник гамма-излучения, состоящий из
двух изотопов активностью Q (238U) и Q (235U), с со-
ответствующими гамма-постоянными Kγ(238U) и
Kγ(235U) находится на расстоянии R = 100 см от пер-
сонала категории А в течение референтного времени
t = 1700 ч [1]. В этом случае годовая эффективная
доза Eext (бэр) внешнего облучения определяется по
формуле:
_________________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 2.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), с. 129-133.
130
.
)()()()(
646,0 2
235235238238
t
R
UKUQUKUQ
Eext
γγ ⋅+⋅
= (5)
Коэффициент 0,646 в этой формуле служит для
перевода экспозиционной дозы, выраженной в
рентгенах, в эффективную дозу, выраженную в
бэрах [1]. Подставляя в (5) соответствующие значе-
ния, получаем эффективные дозы для вариантов А и
Б:
- Eext (A) = Eext (238U) + Eext (235U) = 0,050 бэр;
- Eext (Б) = Eext (238U) + Eext (235U) = 0,042 бэр.
Таким образом, эффективные годовые дозы в
обоих вариантах примерно одинаковы. Исходя из
полученных данных можно утверждать, что вклад
первого слагаемого в неравенство (2) относительно
мал:
01,0≤
E
ext
DL
E
до 1997 г. и 025,0≤
E
ext
DL
E
с 1998 г.
Небезынтересно сделать следующее сравнение.
Годовая эффективная доза 0,05 бэр соответствует
среднегодовой мощности экспозиционной дозы,
равной примерно 45 мкР/ч, что удовлетворительно
согласуется с результатами прямых дозиметри-
ческих измерений.
3. ВНУТРЕННЕЕ ОБЛУЧЕНИЕ
Второе слагаемое в неравенстве (2) характеризу-
ет уровень внутреннего облучения персонала при
ингаляционном пути поступления радионуклидов.
Результаты контроля среднегодовой концентрации
радионуклидов в воздухе рабочего помещения поз-
воляют определить годовую эффективную дозу вну-
треннего облучения, причём не отдельного лица, а
группы лиц, занятых на работах с открытыми источ-
никами излучения в данном помещении независимо
от рода выполняемой работы.
Контроль содержания урана в воздухе рабочих
помещений ННЦ ХФТИ существует с 1961 года по
настоящее время. Авторами выполнен полный ана-
лиз соблюдения принципа непревышения за период
в сорок с лишним лет [5]. В настоящей работе при-
водятся лишь основные результаты данного анализа,
в достаточной мере отражающие основные тенден-
ции дозовых затрат касательно внутреннего облуче-
ния персонала.
На рис. 1 приведены среднегодовые концен-
трации урана (в единицах Ки/л) в воздухе рабочих
помещений в целом по ННЦ ХФТИ (средне-
взвешенные по всем помещениям) за период
контроля с 1961 г. по 2003 г.
На рис. 2,а показаны обнаруженные максималь-
ные среднегодовые концентрации (в единицах Ки/л)
в воздухе рабочих помещений, предназначенных
для работ с ураном за тот же период времени; на
рис. 2,б – то же в единицах, действующих в соответ-
ствующие годы допустимых уровней РС.
Наличие выраженных пиков свидетельствует о
том, что наблюдались случаи, когда разовые, сред-
несменные и, как следствие, среднегодовые концен-
трации были выше установленных допустимых
уровней, а значит, допускалось нарушение принци-
па непревышения. Это происходило в 1962, 1963,
1984, 1985 и 1998 годах.
Допущенные превышения концентрации урана в
воздухе отдельных помещений над допустимым зна-
чением, а следовательно, и предела годовой эффек-
тивной дозы, полученной персоналом, согласно дей-
ствовавшим в то время Нормам радиационной без-
опасности (равно как и действующим в настоящее
время НРБУ-97) должны были быть скомпенсирова-
ны снижением уровня облучаемости в последующие
годы. (В соответствии с НРБУ-97 превышение пре-
дела годовой эффективной дозы должно быть
скомпенсировано в течение любых последователь-
ных 5 лет при условии, что превышение было не бо-
лее чем в 2,5 раза.)
1960 1970 1980 1990 2000
0,0
0,5
1,0
1,5
2,0
С
in
ha
l , 1
0-1
4 K
и/
л
год
Рис. 1. Среднегодовая концентрация урана в возду-
хе рабочих помещений в целом по ННЦ ХФТИ
1960 1970 1980 1990 2000
0
10
20
a
С
m
in
ha
l , 1
0-1
4 K
и/
л
год
1960 1970 1980 1990 2000
0,0
0,5
1,0
1,5
2,0
2,5 б
2.
24
4.
13
P
C
=5
.4
*1
0-1
5
P
C
=5
.9
*1
0-1
4
P
C
=1
.3
*1
0-1
3
P
C
=7
*1
0-1
4
P
C
=1
0-1
4
Cm
/P
C
год
_________________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 2.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), с. 129-133.
131
Рис. 2. Максимальные среднегодовые концентра-
ции урана в воздухе рабочих помещений ННЦ
ХФТИ(а); то же в единицах допустимых уровней
(б)
Ниже в таблице перечислены эти помещения,
год, когда имелось нарушение условия непревыше-
ния (подчеркнут) с последующими годами компен-
сации дозы, количество работающего в помещении
персонала по отношению к общему числу персонала
ННЦ ХФТИ, допущенного к работам с ураном
(n, %), значение величины inhal
inhal
E
ext
PC
C
DL
E + как в
году, когда было превышение, так и в последующие
несколько лет компенсации, а также среднее значе-
ние скомпенсированной величины inhal
inhal
E
ext
PC
C
DL
E + .
Облучаемость персонала (в единицах inhal
inhal
E
ext
PC
C
DL
E
+ ) при нарушениях принципа непревышения
Наименование помещения Годы компенсации n, % inhal
inhal
E
ext
PC
C
DL
E + inhal
inhal
E
ext
PC
C
DL
E +
(скомпенсированное)
Зал IV-I 1962-1964 ≈ 80 1,70; 1,08; 0,10 0,96
Порошковая 1962-1963 ≈ 5 1,51; 0,45 0,99
Спецмастерская 1962-1964 ≈ 5 1,16; 0,9; 0,02 0,70
Помещение №30 1962-1964 ≈ 5 1,61; 1,25; 0,09 0,98
Помещение №004 1984-1988 ≈ 5 4,14; 0,06; 0,08; 0,03;
0,04 0,87
Помещение №120 1985-1987 ≈ 5 2,25, 0,07, 0,03 0,78
Помещение №114 1998-1999 ≈ 5 1,44; 0,02 0,73
Наибольший период компенсации повышенного
облучения персонала потребовался в случае наруше-
ния принципа непревышения в помещении №004, в
котором в 1984 году произошло самопроизвольное
воспламенение порошкообразного металлического
урана, вызвавшее в течение двух смен превышение
допустимой концентрации урана в воздухе рабочей
зоны с максимальным значением 1,1∙10-12 Ки/л
(18,7 РС). В результате среднегодовая концентрация
урана в воздухе этого помещения в 1984 г. состави-
ла 4,13 РС. Во всех остальных случаях компенсация
годовой дозы произошла значительно быстрее.
Следует, однако, принимать во внимание масш-
табы имевшегося повышенного облучения: если в
60-е годы повышенному облучению был подвергнут
почти весь персонал, то в последующие годы это
были единицы процентов допущенного к работам
персонала. Основной причиной такого положения
являлось сосредоточение большинства эксперимен-
тальных установок и вспомогательного оборудо-
вания, а следовательно, и персонала в одном произ-
водственном помещении (так называемом зале
IV−I). К концу 70-х годов число помещений для ра-
бот с ураном возросло. На рис. 1 видно, что динами-
ка концентрации урана в воздухе рабочей зоны, сле-
довательно, и облучаемости персонала делится на
три периода: 60-е годы – конец 70-х; конец 70-х –
1990 г. и с начала 90-х по настоящее время. Первые
два периода в определённой степени связаны с рас-
средоточением работ с ураном, последний период –
с резким сокращением работ.
Для иллюстрации процесса облучаемости персо-
нала в первые два периода времени мы выбрали для
каждого из них по одному помещению, имевшему
максимальную удельную среднегодовую концентра-
цию урана в воздухе рабочей зоны из всех помеще-
ний, состоящих на радиационно-дозиметрическом
контроле в данный период времени, определяемую
как максимальное значение из величин ,
1
∑
=
n
i
i
n
C вы-
численных для каждого помещения. Здесь n – число
лет радиационно-дозиметрического контроля.
Смысл заключается в том, что персонал этих поме-
щений за весь период времени получил максималь-
ную эффективную дозу внутреннего облучения. Для
первого периода времени этим помещением был зал
IV-I, в воздухе рабочей зоны которого удельная
среднегодовая концентрация урана составляла
( ) ,101,4 14
годл
Ки
⋅⋅ − для второго периода – помеще-
ние №114 с удельной среднегодовой концентрацией
( ) .1043,0 14
годл
Ки
⋅⋅ −
На рис. 3 приведена динамика изменения ве-
личины С/РС для зала IV-I и помещения №114.
1960 1970 1980 1990 2000
0,00
0,05
0,10
0,15
0,20
"Зал"
к.№114
1,
44
4
0,
88
0,
39
8
1,
07
1,
69
0,
89
C
/P
C
год
_________________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 2.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), с. 129-133.
132
Рис. 3. Среднегодовые концентрации урана в возду-
хе рабочей зоны зала IV-I (1961-1984 гг.) и помеще-
ния №114 (1977-2003 гг.)
Представляется важным отметить, что знание ве-
личины С/РС позволяет однозначно определить го-
довую эффективную дозу внутреннего облучения
персонала. Действительно, по определению [1] чис-
ленное значение допустимой концентрации радио-
нуклида в воздухе рабочего помещения таково, что
при этой величине (и при условии только ингаляци-
онного пути облучения в течение года) годовая эф-
фективная доза внутреннего облучения не превысит
предела годовой эффективной дозы. Другими слова-
ми, значение среднегодовой концентрации урана в
воздухе рабочего помещения С, равное допустимой
концентрации РС, соответствует годовой эффек-
тивной дозе внутреннего облучения, равной DL.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Обобщая изложенное, можно утверждать, что
эффективная доза облучения персонала D’ за n лет
работы с ураном в помещении со среднегодовой
концентрацией урана в воздухе рабочей зоны Ci бу-
дет равна: ∑
=
+⋅=′
n
i
i
ext PC
CDLEnD
1
,
где Eext = 0,05 бэр (см. разд. 2), DL = 5 бэр (до 1997
года), 2 бэр (с 1997 года). Значения DL (см. разд.
«Введение») также известны.
За годы работ с ураном в помещении зала IV-I
(24 года) персонал мог получить эффективную дозу
за счет внешнего и внутреннего облучения, прибли-
зительно равную D (зал IV-I) = 24∙0,05 + 5∙4,430 =
1,2+22,15 = 23,35 бэр, т.е. в среднем 0,97 бэр/год (9,7
мЗв/год). Аналогично для помещения №114 (27 лет):
D (пом. №114) = 27∙0,05 + (5∙1,8+2∙1,453) =
13,35 бэр, т.е. в среднем 0,49 бэр/год (4,9 мЗв/год).
Максимальную эффективную дозу облучения
персонал мог бы получить при условии работы с
1961 г. по 2003 г. в помещениях с максимальными
среднегодовыми концентрациями (см. рис. 2):
D (max) = 43∙0,05 + (5∙14,109 + 2∙1,772) =
76,24 бэр, т.е. в среднем 1,77 бэр/год (17,7 мЗв/год)
при лимите эффективной дозы 20 мЗв/год.
ЛИТЕРАТУРА
1. Нормы радиационной безопасности Украины
(НРБУ-97). Государственные гигиенические нор-
мативы. Киев, 1998.
2. Санитарные правила работы с радиоактив-
ными веществами и источниками ионизирующих
излучений. М.: «Госатомиздат», 1960.
3. Н.Г. Гусев, В.П. Машкович, Б.В. Вербицкая. Ра-
диоактивные изотопы как гамма-излучатели.
М.: «Атомиздат», 1964.
4. Н.Г. Гусев, П.П. Дмитриев. Квантовое излучение
радиоактивных нуклидов: Справочник. М.:
«Атомиздат», 1977.
5. А.В. Мазилов, Б.Н. Разсукованный, Г.Д. Ко-
валенко, А.А. Красников, А.Ю. Кирочкина,
Г.М. Солякова. Содержание урана и бериллия в
воздухе рабочих помещений ННЦ ХФТИ в период
с 1961 по 2003 год. Уровни облучения персонала:
Препринт ХФТИ 2005-1. Харьков: ННЦ ХФТИ,
2005, 23 с.
ДОЗОВІ ВИТРАТИ ПЕРСОНАЛУ ННЦ ХФТІ ПРИ РОБОТАХ З УРАНОМ
Ю.П. Куріло, О.В. Мазілов, Б.М. Разсукованний
Зроблений аналіз середньорічних та максимальних середньорічних концентрацій урану в повітрі робочих
приміщень ННЦ ХФТІ, розрахована верхня границя (межа) можливого зовнішнього опромінення осіб категорії А,
зайнятих на роботах з ураном в період з 1961 по 2003 рік. На основі отриманих даних визначені чисельні значення
ефективних доз зовнішнього і внутрішнього опромінення персоналу. Показано, що незважаючи на те, що у різні роки
мало місце порушення принципу неперевищення, середнє значення сумарного (зовнішнього й внутрішнього)
опромінення за даний період часу не перевищувало встановлений Нормами радіаційної безпеки України ліміт
ефективної дози, рівний 20 мЗв·рік-1.
DOSE CONSUMPTIONS OF NSC KIPT PERSONNEL DURING THE WORKS THAT INCLUDE URANIUM
Yu.P. Kurilo, A.V. Mazilov, B.N. Razsukovannyj
The analysis of mean annual and maximal annual uranium concentrations in the air of NSC KIPT working premises is carried
out in this paper; the high limit of possible external radiation of category A personnel engaged on works with uranium since 1961
to 2003 has been calculated. The numerical values of effective doses of internal and external radiation of personnel are deter-
mined on the basis of data acquired. It is shown that despite of breaking the principal of nonexcess that has taken place to be in
the some years the mean value of total (external+internal) radiation during the given period of time did not exceed the effective
dose limit established in Norms of radiating safety of Ukraine and that is equal to 20 mSv per year.
_________________________________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2007. № 2.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (90), с. 129-133.
133
|