
- •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
1.4.4 Определение допустимой мощности дозы гамма-излучения в воздухе для персонала уранодобывающих и перерабатывающих предприятий и населения.
Переходные коэффициенты между мощностью экспозиционной дозы, мощность кермы в воздухе и мощностью эффективной дозы представлены в таблице 1.11.
Таблица 1.11 Переход между мощностью экспозиционной дозы, кермой в воздухе и мощностью эффективной дозы
-
Мощность экспозиционной дозы
Керма в воздухе
Мощность эффективной дозы а
мкР·ч-1
нГр·ч-1
мкГр·ч-1
пГр·с-1
нЗв·ч-1
мкЗв·ч-1
мЗв·год-1 б
1
8,73в
8,73·10-3
2,43
6,46
6,46·10-3
5,67·10-2
0,115
1
10-3
0,278
0,74г
7,4·10-4
6,49·10-3
115
1000
1
278
740
0,74
6,49
0,412
3,6
3,6·10-3
1
2,66
2,66·10-3
2,34·10-2
0,155
1,35
1,35·10-3
0,375
1
10-3
8,77·10-3
155
1350
1,35
375
1000
1
8,77
17,7
154
0,154
42,8
114
0,114
1
а- Для природного гамма-излучения.
б-С учетом времени пребывания круглый год.
Из табл.1.11 следует:
. .
D = 0,873∙ Х ,
. .
К = 0,74∙ Е.,
. .
Х = 0,646∙ Е ,
Предел эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения для персонала категории А в соответствие с НРБУ-97 составляет 20 мЗв/год (20∙10-3Зв/год), для персонала категории Б – 2 мЗв/год, а для населения (категория облучаемых лиц В) – 1 мЗв/год.
Референтная продолжительность облучения на рабочем месте составляет 1700 часов/год для персонала категории А (в соответствие с НРБУ-97), 2000 час/год – для персонала категории Б (в соответсвие с «Руководством по расчету индивидуальных доз облучения персонала ГП ВостГок).
Для населения экспозиция составляет 8760 час/год.
Отсюда, допустимая мощность эффектвной дозы гамма-излучения на рабочем месте (PDR) персонала категории А при воздействии только внешнего гамма-излучения и отсутствии всех других радиационно-опасных факторов будет:
.
Е = 20∙10-3/1700 = 11,76∙10-6 Зв/час = 11,76 мкЗв/час.
Допустимая мощность экспозиционной дозы при тех же условиях будет:
.
Х = 11,76∙100/0,646 = 1820 мкР/час,
где 100 – коэффициент перехода между 1Зв/час и 1Р/час без коэффициентов перехода между значениями доз (т.е. 1Зв/час соответствует 100Р/час).
Для персонала категории Б допустимая мощность дозы на рабочем месте при тех же условиях будет:
.
Е = 2∙10-3/2000 = 1∙10-6 Зв/час = 1 мкЗв/час.
.
Х = 1∙100/0,646 = 155 мкР/час,
Для населения (категория В) допустимая мощность дозы в зоне наблюдения при тех же условиях, экспозиции 8760 час/год и величине квоты предела дозы 0,12 мЗв/год будет:
.
Е = 0,12∙10-3/8760 = 1,4∙10-8 Зв/час = 1,4∙10-2 мкЗв/час.
.
Х = 1,4∙10-2 ∙100/0,646 = 2 мкР/час (над фоном).
Рис 1.6 Зависимость уровня поверх-
ностного
альфа-загрязненияn
от ко-
личества равновесной урановой ру-
ды на поверхности mp при содержа-
нии урана в руде 0,01% (1), 0,1%(2),
и 1% (3).