
- •Раздел 1 радиационная опасность при добыче и переработке урановых руд
- •1.2 Радон и продукты его распада
- •1.2.1 Физические и радиационные свойства радона
- •1.2.2 Потенциальная энергия альфа-излучения.
- •1.2.3 Скрытая энергия.
- •1.2.4 Выделение радона в рудничную атмосферу.
- •1.3 Аэрозоли долгоживущих радионуклидов
- •1.4 Гамма- и бета-излучение руд
- •1.4.1 Характеристика гамма-излучения урановых руд
- •1.4.2 Классификация защит.
- •1.4.3 Процедура оценки эквивалентной дозы от b-излучения в случае загрязнения кожи
- •1.4.4 Определение допустимой мощности дозы гамма-излучения в воздухе для персонала уранодобывающих и перерабатывающих предприятий и населения.
- •1.5Радиоактивное загрязнение поверхностей
- •1.5.1 Особенности радиоактивного загрязнения поверхностей
- •1.4.5 Допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей
- •1.4.6 Радиационный контроль загрязнения поверхностей
- •1.4.7 Назначение, краткое описание сит для контроля поверхностного загрязнения.
- •1.4.8 Измерение поверхностного загрязнения
- •1. Радиационный контроль при отгрузке смолы насыщенной, хвостов кучного выщелачивания и кека уошв
- •2. Радиационный контроль качества дезактивации
- •1.5 Риск, связанный с облучением естественными радионуклидами
- •1.6 Радиационный контроль на уранодобывающих и перерабатывающих
- •1.6.1 Задачи радиационного контроля
- •1.6.2.1Сцинтилляционные камеры.
- •1.6.2.2 Ионизационные камеры.
- •1.6.2.3 Камеры с полупроводниковым детектором.
- •1.6.2.4 Камеры с двумя фильтрами.
- •1.6.2.5 Адсорбционный метод.
- •1.6.3 Эталонирование и поверка приборов для измерения объемной активности радона
- •1.6.4 Измерение объемной активности торона.
- •1.6.5 Методы измерения объемной активности дочерних продуктов
- •1.6.6 Методы измерения интегральной величины скрытой энергии.
- •1.6.7 Методы измерения объемной активности долгоживущих радионуклидов.
- •1.7 Организация индивидуального дозиметрического контроля на объектах
- •Раздел 2
- •1. Общие положения
- •2. Порядок рассмотрения заявления о намерении осуществлять практическую деятельность с источниками ионизирующего излучения
- •3. Порядок выдачи Санитарного паспорта
- •4. Соблюдение условий Санитарного паспорта
- •5. Санитарный надзор, радиационный контроль, радиационный мониторинг
- •6. Общие требования к контролю за реализацией основных принципов радиационной безопасности
- •7. Отчет о соответствии требованиям санитарного законодательства
- •8. Общие требования к мероприятиям по обеспечению противорадиационной защиты в условиях практической деятельности
- •9. Общие требования к проектированию, размещению и организации работы предприятий с радиационно-ядерными технологиями
- •9.1. Проектирование
- •9.2. Категории предприятий и объектов
- •9.3. Требования к размещению объектов с радиационно-ядерными технологиями
- •9.4.Санитарно-защитная зона и зона наблюдения
- •9.5.Требования к организации работ с источниками ионизирующих излучений на рабочем месте
- •Порядок допуска к работам с источниками ионизирующих излучений
- •Снабжение, учет, хранение, перевозка радиоактивных веществ и нерадионуклидных источников ионизирующих излучений
- •11. Требования к организации и проведения работ с закрытыми радионуклидными источниками и устройствами, генерирующими ионизирующие излучения
- •12. Требования к организации и проведению работ с открытыми источниками ионизирующих излучений
- •12.2 Вентиляция, пылегазоочистка, отопление и освещение
- •12.3. Водоснабжение и канализация
- •12.4. Содержание и дезактивация рабочих помещений и оборудования
- •12.6. Санитарно-бытовые помещения
- •13. Контрольные уровни
- •14. Обращение с радиоактивными отходами
- •15. Радиационная безопасность в условиях облучения техногенно-усиленными источниками естественного происхождения
- •16. Ограничение облучения персонала источниками естественного происхождения
- •17. Ограничение облучения техногенно-усиленными источниками естественного происхождения работников, не отнесенных к категории "персонал"
- •18.Ограничение облучения населения техногенно-усиленными источниками природного происхождения
- •19. Обеспечение радиационной безопасности при медицинском облучении
- •Раздел 3
- •1.Общие положення
- •2.Общие требования к предприятиям, ведущим разработку уранових месторождений
- •2.1 Общие положения
- •2.2 Требования к размещению объекта
- •2.3 Санитарно-захисняя зона и зона наблюдения
- •3. Санитарно-гигиенические требования к производственным процессам при разработке урановы месторждений.
- •3.1 Горные работы
- •3.2 Транспортные, грузово-разгрузочные работы
- •3.3 Вентиляция подземных уранових рудников.
- •3.4 Ремонт и дезактивация оборудования
- •3.5 Разработка отдельных участков месторождения с высоким содержанием урана в руде
- •3.6 Защита от радона и продуктов его распада с помощью вентиляции
- •4. Общие требования противорадиационной защиты персонала.
- •5. Требования к коллективной и индивидуальной защите персонала
- •6. Требования к проведению контроля условий труда на урановых рудниках
- •6.1 Общие положения
- •6.2 Требования к контролю показателей производственной среды
- •6.3 Требования к контролю облучения персонала
- •6.4 Требования к оценке условий труда персонала
- •7. Охрана окружающей среды
- •7.1 Общие положения
- •7.2 Охрана атмосферного воздуха
- •7.3 Требования к охране вод
- •7. 4 Обращение с отвалами и отходами уранового производства
- •7.5 Охрана земель
- •7.6 Требования к проведению мониторинга окружающей среды
- •7.7 Порядок ведения мониторинга
- •8. Защита персонала в аварийных условиях.
- •Раздел 4 руководство по расчету индивидуальных доз облучения персонала гп «ВостГок» и населения
- •1 Сфера применения.
- •2 Сокращения.
- •3 Общие положения.
- •4 Основные требования к проведению индивидуального дозиметрического
- •5 Значения допустимых уровней радиационно опасных факторов.
- •6 Оценка индивидуальных доз облучения.
- •6.1 Расчет величины эффективной дозы облучения для подземного персонала категории а
- •6.1.1 Эффективная доза внешнего облучения
- •6.1.2 Эффективная доза облучения радона
- •6.1.3 Эффективная доза облучения от дпр
- •6.1.4 Эффективная доза облучения от дпт
- •6.1.5 Эффективная доза облучения от долгоживущих альфаактивных нуклидов
- •6.2 Расчет величины эффективной дозы облучения для поверхностного персонала категории а
- •6.3.1 Эффективная доза внешнего облучения
- •6.4 Расчет величины эффективной дозы облучения для категории в -населення от влияния производственной деятельности рно
- •1. Общие положения.
- •2.Расположение на местности и устройство хвостохранилищ.
- •3.Санитарно-защитные зоны и режим их использования.
- •4. Транспортировка хвостов
- •5.Санитарно-технические мероприятия при авариях на хвостохранилищах.
- •6. Техника безопасности при обслуживании хвостохранилища.
- •7.Меры индивидуальной защиты и личная гигиены работающих.
- •8. Консервация хвостохранилищ.
- •9. Санитарный контроль.
- •10.Эксплуатация хвостохранилищ
1.3 Аэрозоли долгоживущих радионуклидов
Добыча и первичная переработка руды связана со многими процессами, в результате которых в воздух может поступать пыль руды и вмещающих пород. Наиболее интенсивными источниками пылевыделения при добыче руды являются буровзрывные и погрузо-разгрузочные работы, транспортировка руды. Заметный вклад в запыленность рудничной атмосферы может давать вторичное сдувание потоками воздуха пыли, осевшей на стенки горных выработок. На стадиях первичной переработки пыль образуется при перегрузке руды, в процессах дробления, измельчения, грохочения и транспортировки. Несмотря на значительные усилия, затрачиваемые на пылеподавление, эта проблема в горнорудной промышленности полностью еще не решена, хотя во многих случаях достигнутые уровни запыленности находятся ниже санитарных норм.
Пыль урановой руды вызывает не только заболевания органов дыхания (силикоз, пылевые бронхиты), но и обусловливает также внутреннее облучение организма, В отличие от аэрозолей короткоживущих продуктов распада радона аэрозоли, образованные урановой рудой,принято называть аэрозолями долгоживущих радиоактивных веществ, хотя это название не совсем точно, так как в составе руды находятся все члены уранового ряда, в том числе и короткожпвущие. В урановом ряду насчитывается 8α- и 6β-активных веществ, а в ряду тория-232 - 7 α- и 5β-активных радионуклидов, кроме того, небольшой дополнительный вклад в суммарную активность даетα- иβ-излучение актиноуранового ряда, родоначальником которого является235U.
Радиационное воздействие аэрозолей урановой руды на организм может происходить двояким образом. Уран и продукты его распада во многих типах руд находятся в виде отдельных вкраплений в большой массе неактивного труднорастворимого (обычно силикатного) материала. В связи с этим частички рудной пыли, задержавшись в органах дыхания, могут вести себя далее как единое целое, облучая легкие всей суммойα- иβ-излучения уранового ряда. С другой стороны, за время пребывания рудной пыли в легких радиоактивные вещества могут выщелачиваться из руды жидкой легочной средой и затем вести себя в организме самостоятельно в соответствии с их химическими и биохимическими свойствами. К сожалению, поведение нуклидов уранового ряда в органах дыхания при поступлении их в виде аэрозолей различных типов урановых руд изучено пока еще недостаточно. Однако известны некоторые данные, полученные при введении в легкие крыс и собак пыли урановой смолки. Результаты этих экспериментов показали, что уже через несколько месяцев после ингаляции рудной пылью в печени, почках, селезенке животных обнаруживаются повышенные концентрации U, Io (230Th), RaD (210Pb) и 210Ро. Более того, концентрацияIо во всех органах, включая легкие, оказалась в 5 – 25 раз выше концентрации урана, в то время как в исходной руде все члены уранового ряда находились в равновесии.
Таким образом, если в легких не происходит выщелачивания урана и его продуктов распада из рудной пыли, радиационное воздействие определяется всей суммой излучения членов уранового и ториенвого рядов, а при наличии этого процесса радиационное воздействие связано с суммарным излучением остающейся в легких руды и с поступлением в различные органы долгоживущих членов природных радиоактивных семейств –Io,Ra,RaD,Poи самих урана и тория.
При добыче и первичной переработке урановой руды фактические концентрации долгоживущих радиоактивных аэрозолей в воздушной среде горных выработок и производственных помещений определяются, в основном, тремя факторами: уровнем общей запыленности, содержанием урана в пыли и состоянием радиоактивногоравновесия между членами радиоактивных семейств в пылеобразующем материале. В отдельных пробах пыли, отобранных в течение сравнительно коротких промежутков времени, соотношения между ураном, торием и их продуктами распада могут существенно отличаться от средних значений, характерных для данного типа месторождения или перерабатываемой руды. Однако при усреднении за достаточно длительные интервалы времени (квартал, год) соотношения между ураном. Торием и их дочерними продуктами в пыли весьма точно соответствуют значениям, характерным для данного типа добываемых или перерабатываемых руд. Исключения из этого правила редки и обычно не имеют существенного значения. Сказанноене относится к возможности выделения из пыли радона (эманированию пыли) и последующего распада его короткоживущих дочерних продуктов, лишенных своего материнского нуклида. При 100% эманирования суммарная α-активностъ пыли за счет этого фактора может уменьшиться по сравнению с равновесной почти на 40%.
Таблица 1.8. Характеристика α и β-излучения основных радионуклидов
ряда урана-радия
Символ члена ряда |
Радионуклид |
Период полураспада |
Вид излучения |
Энергия α-излучения и средняя энергия β-излучения, МэВ |
UI |
238U |
4,5ּ109 лет |
α |
4,17 |
UXI |
234Th |
24,1 сут |
β |
0,04 |
UXII |
234Ra |
1,18 мин |
β |
0,82 |
UII |
234U |
2,5ּ105 лет |
α |
4,76 |
Io |
230Th |
8,0ּ104 лет |
α |
4,66 |
Ra |
226Ra |
1620 лет |
α |
4,78 |
Rn |
222Rn |
3,82 сут |
α |
5,49 |
RaA |
218Po |
3,05 мин |
α |
6,00 |
RaB |
214Pb |
26,8 мин |
β |
0,22 |
RaC |
214Bi |
19,7 мин |
β |
0,55 |
RaC' |
214Po |
1,6ּ10-4 с |
α |
7,68 |
RaD |
210Pb |
19,4 года |
β |
0,006 |
RaE |
210Bi |
5,0 сут |
β |
0,34 |
RaF |
214Po |
138 сут |
α |
5,30 |
ПримечаниеВ природной смеси равновесных рядовUиAcUв рядуAcU1 распаду 238U соответствует 0,32 α-распада с энергией 4,3 –7.4 Мэв и 0,18β-распада с максимальной энергией отдельных (β-спектров 0,04–1,4Мэв и средней энергией по суммеβ-излучения ряда 0,05Мэв.
Если известна массовая запыленность воздуха СП,мг/м3, и содержание урана в пылиСU, %, то, при условии радиоактивного равновесия, можно рассчитатьсуммарную концентрацию долгоживущих α-активных аэрозолей в воздухеСα.
Без учета эманирования пыли
Сα = 2,7ּ10-14 CUּCП кюри/л, (1.8)
(2.4)
а если допустить 100%-ное выделение радона и полный распад его короткоживущих дочерних продуктов в пыли, то:
Сα= 1,7ּ10-14 CUּCП кюри/л, (1.9)
(2.5)
Концентрация отдельного нуклида при этом определяется соотношением:
Сi = 3,4 ּ10-15 CUּCП кюри/л, (1.10)
На на рис. 1.3 представлена зависимость суммарной концентрации долгоживущих α-активных аэрозолей от массовой запыленности воздуха. Как будет показано в следующей главе, среднегодовая допустимая концентрация (СДК) долгоживущих аэрозолей составляет по суммеα-активных элементов уранового ряда около 10-14кюри/л. Из рис. 1.3 видно, что при содержании урана в пыли менее 0,1% аэрозоль урановой руды может иметь существенное значение только при уровне запыленности, значительно превышающем допустимое значение 2мг/м3. В то же время при высоком содержании урана в пыли превышение СДК может иметь местодаже при соблюдении санитарного норматива массовой запыленности воздуха.
Рис. 1.3. Зависимость суммарной концентрации долгоживущих α-активных аэрозолей Сα от массовой запыленности воздуха М:
а–СU= 0,01%;б - СU – 0,3%;в –СU = l %
Содержание урана и его продуктов распада даже в усредненных пробах пыли может совпадать с содержанием в пылеобразующем материале только при высокой однородности последнего. На практике, вследствие неравномерности оруденения, а также таких процессов,как избирательное измельчение (преимущественное раздробление более хрупких компонентов руды и породы) и селективное осаждение (более быстрое удаление из воздуха за счет гравитационного осаждения наиболее тяжелых аэрозольных частиц), содержание урана в пыли может быть как больше, так и меньше его содержания в пылеобразующем материале. Для ориентировочных оценок можно принять, что среднее содержание урана в пыли при первичной переработке руды равно среднему содержанию урана в перерабатываемой руде, в рудничных условиях (в очистных блоках и рудныхзабоях) ниже его среднего содержания в руде и пропорционально коэффициенту рудоносности, а в остальных случаях – не превышает среднего содержания урана в забалансовых рудах.
При исследовании на одном из горнорудных предприятий было выявлено, что при добыче и переработке урановых руд содержание урана и его продуктов распада в пыли уменьшается с увеличением массовой запыленности воздуха, причем это уменьшение можно представить в виде соотношения:
(1.11)
где С'U – содержание урана в пыли при запыленности1 мг/м3, К – эмпирический коэффициент, а остальные обозначения те же, что в (1.5). Удовлетворительноесоответствие фактических и рассчитанных по (1.11) концентраций наблюдалось, когда величинуC'Uпринимали равной среднему содержанию урана в руде, аK=0,5. Однако применимость этого соотношения для любых типов месторождений урановых руд и широкого диапазона уровней массовой запыленности воздуха требует специальной проверки.