автореферат диссертации по безопасности жизнедеятельности человека, 05.26.01, диссертация на тему:Разработка и анализ функционирования системы радиационного контроля при сооружении объекта "Укрытие" на Чернобыльской АЭС

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ И ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЯ.

1.1. Предистория вопроса.

1.2. Характеристика аварийного объекта.

1.3. Характеристика радиационной обстановки, сложившейся к началу работ УС-605.

1.4. Структура отдела дозиметрического кон троля УС-605.

1.5. Задачи исследования.

Выводы по главе 1.

ГЛАВА II. АППАРАТУРА И МЕТОДЫ РАДИАЦИОННОГО И ДОЗИМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ ОДК УС-605. МЕТОДЫ АНАЛИЗА ЭФФЕКТИВНОСТИ РАБОТЫ ОДК.

2.1. Радиационный и дозиметрический контроль.

2.1.1. Контрольные уровни для доз облучения и уровней загрязнения.

2.1.2. Измерение уровней гамма-излучения.

2.1.3. Измерение уровней загрязнения поверхностей.

2.1.4. Измерение концентрации радионуклидов в воздухе.

2.1.5. Индивидуальный дозиметрический контроль.

2.2. Методика определения пространственного расположения источников гамма-излучения.

2.2.1. Принцип метода.

2.2.2. Предварительная разведка.

2.2.3. Поиск точечных источников.

2.2.4. Поиск поверхностных источников излучения.

2.3. Оценка эффективной толщины защиты.

2.4. Методы оценки эффективности радиационного контроля УС-605.

2.4.1. Математическое (компьютерное) моделирование.

2.4.2. Имитационное моделирование облучения.

Выводы по главе 2.

ГЛАВА III. АНАЛИЗ ФУНКЦИОНАЛЬНЫХ СОСТАВЛЯЮЩИХ РАДИАЦИОННОГО

КОНТРОЛЯ ПРИ СОЗДАНИИ ОБЪЕКТА «УКРЫТИЕ».

3.1. Радиационно-гехническая разведка в УС-605.

3.2. Исследовательская функция ОДК УС-605.

3.3. Радиационная безопасность персонала.

Выводы по главе 3.

ГЛАВА IV. РЕЗУЛЬТАТЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ.

4.1. Уровни у-излучения.

4.2. Концентрация радиоактивных аэрозолей в воздушной среде.

4.3. Плотность загрязнения поверхностей.

Выводы по главе IV.

ГЛАВА V. РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКИЕ УСЛОВИЯ РАБОТЫ ПЕРСОНАЛА УС-605 В 1986Г.

5.1.Дозы внешнего гамма-излучения.

5.2.Дозы внешнего бета - излучения.

5.3. Дозы нейтронного излучения.

5.4.Дозы персонала УС-605 от инкорпорированных радионуклидов.

5.5. Выводы по главе 5.

ГЛАВА VI. РЕКОМЕНДАЦИИ ПО СОВЕРШЕНСТВОВАНИЮ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ПРИ ЛПА.

Авария на Чернобыльской АЭС, произошедшая 26 апреля 1986 года, явилась самой крупной радиационной катастрофой повлиявшей на все дальнейшее развитие атомной энергетики в мире. Она заставила обратить самое серьезное внимание на вопросы обеспечения радиационной безопасности не только при эксплуатации энергетических установок, но и в других областях техники, связанных с получением, переработкой и использованием радиоактивных материалов, в том числе и в ядерно-оружейном комплексе.

Из аварии на ЧАЭС и ликвидации ее последствий - событий трагических и одновременно уникальных должны быть извлечены соответствующие уроки. Важнейшими особенностями процесса ликвидации последствий аварии на ЧАЭС было привлечение большого количества людей и как следствие необходимость обеспечения их безопасности при работе в чрезвычайно сложной радиационной обстановке. Достаточно подчеркнуть, что за месяц прошедший с момента аварии до начала работы УС-605 в 30-км зоне, практически все работы, выполненные на промплощадке ЧАЭС по любым критериям оценки - будь-то снижение последующего облучения участников ЛПА, устойчивости строительных конструкций зданий второй очереди ЧАЭС, организации дозиметрического контроля лиц, вовлеченных в работы на промплощадке, были или бесполезны, или однозначно негативны [40].

Не умаляя необходимость и сложность всех других мероприятий по ЛПА на ЧАЭС, следует отметить уникальность задачи создания сооружения «Укрытие» над разрушенным четвертом энергоблоке станции с соблюдением необходимых условий обеспечения радиационной безопасности персонала. Проф. F.Steinhausler из Зальцбургского университета поставил задачу строительства объекта «Укрытие» в один ряд с проектом создания атомной бомбы [35].

Работы по обеспечению радиационной безопасности строителей объекта «Укрытие» возлагались на отдел дозиметрического контроля (ОДК) Управления строительства № 605. Они включали в себя не только организационно-инженерные решения, но и требовали научных исследований и методических обоснований. В них непосредственное участие принимал автор настоящей диссертационной работы.

Результаты выполненных автором исследований - направленные на обеспечение радиационной безопасности всех участников строительства объекта «Укрытие», активно влияли на выбор инженерно - технических и проектных решений и реально способствовали снижению дозовых нагрузок на персонал. Они и составили основу данной диссертации.

Актуальность работы по созданию надежной системы обеспечения радиационной безопасности в процессе строительства объекта "Укрытие" была обусловлена: крайне сложной радиационной обстановкой определявшейся высоким уровнем воздействующих на людей ионизирующих излучений и неоднородностью радиационных полей; необходимостью обеспечения противорадиационной защиты большой численности привлекаемого к строительно-монтажным работам персонала, как правило, не имевшего опыта работы в радиационно-опасных условиях; масштабами и объемом работ, а также специфичностью зон их проведения; необходимостью создания и использования биологической защиты и защищенных рабочих мест, проведения других специальных противорадиационных мероприятий (например, двухпетлевой схемы движения транспорта); необходимостью создания специализированных методик радиационно-технической разведки, а также эффективной аппаратуры радиационного контроля и средств индивидуальной дозиметрии.

Целью работы являлось: научное обоснование, практическое внедрение специализированной системы и методов радиационного контроля при выполнении работ по ликвидации последствий крупнейшей радиационной аварии - аварии на ЧАЭС и анализ результатов её функционирования.

Для достижения поставленной цели необходимо было решить следующие Задачи исследования: разработать систему радиационного контроля при выполнении сложных и уникальных работ при сооружении объекта «Укрытие»; оценить эффективность используемых методов радиационного контроля для обеспечения надежности защиты персонала и недопущения его необоснованного переоблучения; провести анализ функционирования всех составляющих системы радиационного контроля при строительстве объекта «Укрытие» и на его основе разработать рекомендации по совершенствованию радиационного контроля при возможных работах по ликвидации последствий радиационных инцидентов и аварий.

Научная новизна работы состоит в том, что:

1. Впервые обобщен опыт организации и проведения радиационного контроля в экстремальных условиях крупномасштабной радиационной аварии.

2. Вскрыты и обоснованы приоритеты системы радиационной безопасности в условиях строительства объекта «Укрытие».

3. Впервые подтверждена эффективность использования методик радиационно-технической разведки отдельных параметров радиационной обстановки.

4. Впервые создана и подтверждена эффективность специализированной системы РБ в реальных условиях радиационного воздействия при создании объекта «Укрытие», обеспечившего надежность радиационного контроля, безопасность выполнения работ и снижение потенциальных дозовых нагрузок на персонал; дана интегральная оценка эффективности осуществленных мероприятий.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Система радиационного контроля при создании объекта «Укрытие», включающая принципы и методы её функционирования.

2. Результаты анализа радиационно-гигиенических условий работы персонала объекта «Укрытие», а также анализ эффективности созданной системы радиационного контроля.

3. Рекомендации по совершенствованию системы радиационного контроля при ЛПА.

Практическая значимость и реализация результатов работы.

Представленные в диссертации разработки и экспериментальный материал могут быть использованы при ликвидации последствий других радиационных аварий - при прогнозировании их последствий, организации и проведении радиационного и дозиметрического контроля, исследовании факторов радиационной опасности с использованием специализированных расчетно-экспериментальных методик.

Разработанные методы и структура РК, организационно-методическая документация использованы в 1987г. при обследовании состояния 3-го энергоблока ЧАЭС и его восстановлении. Накопленный опыт широко применялся при разработке руководств, норм и правил радиационной безопасности, а также при выборе аппаратурно-методической базы создаваемых в системе Минатома аварийно-спасательных формирований, их оснащении и обучении личного состава. Кроме этого в диссертации даны рекомендации по совершенствованию радиационного и дозиметрического контроля, основанные на анализе современной аппаратурно-методической базы.

Актуальность проблемы обеспечения радиационной безопасности за последние годы приобрела приоритетный характер в связи с принятием законов «О радиационной безопасности населения», «Об использовании атомной энергии» и находящемся на рассмотрении в Государственной Думе законе «О производстве, эксплуатации, уничтожении и безопасности ядерного оружия». Об этом напоминают также радиационные инциденты и аварии последних лет в атомной промышленности России: на Сибирском химкомбинате (1993г., Северск), на Новосибирском заводе химических концентратов (1997г.), в РФЯЦ-ВНИИЭФ (1997г., Саров). Несмотря на несравнимость их масштабов с Чернобыльской катастрофой, имеются общие закономерности во всех этих авариях. Автор диссертации:

-лично и в соавторстве разработал систему приоритетов и концепцию системы радиационного контроля при сооружении объекта «Укрытие»,

- принимал непосредственное участие с мая по ноябрь 1986г. в создании и практической деятельности ОДК УС-605,

- лично и в соавторстве разработал принципы деятельности и систему приоритетов межведомственной рабочей группы (МСМ, МЭ, МЗ СССР) по ретроспективной дозиметрии для участников ЛПА на ЧАЭС, принимал непосредственное участие в работах по созданию БД по РО в зоне отчуждения, на промплощадке и в помещениях ЧАЭС, а также БД по ИДК ликвидаторов. Апробация работы. Основные положения работы были представлены на международных и всероссийских научно-технических конференциях и симпозиумах, а также опубликованы в специализированных изданиях. Перечень докладов приводится ниже:

1. III научно-техническая конференция СЭВ: "Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации АЭС". Варна, 10-12 мая 1988. «Радиационный контроль при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС».

2. Международный симпозиум по восстановительным работам в случае ядерной аварии или радиационной аварийной ситуации. Вена, Австрия 6-10 ноября 1989 г.: «Обеспечение радиационной безопасности при сооружении объекта «Укрытие» на Чернобыльской АЭС».

3. International Symposium on Radiation Protection Infrastructure, Munich, 7-11 May 1990: «Обеспечение радиационной безопасности в экстремальных ситуациях».

4. First Joint D/CIS Seminar on Radiation Protection, Dosimetry and Calibration. Munich, 1-5 June 1992, GSF. « Individual monitoring during construction of the "Ukrytie" at the Chernobyl Nuclear Power Plant».

5. Problems of Reconstruction of Individual Radiation Doses as a Result of Large -Scale Radiation Accidents and Estimations of Radiation Risks. Russian - Japan Symposium with participation of CIS states. Moscow, 20-21 October 1994. «Individual monitoring during construction of the "Ukrytie" at the Chernobyl Nuclear Power Plant».

6. Всероссийская конференция «Радиоэкологические, медицинские и социально-экологические последствия аварии на Чернобыльской АЭС. Реабилитация территорий и населения». 21 - 25 мая 1995г., Москва. «Организационно-технические проблемы обеспечения радиационной безопасности при сооружении объекта «Укрытие».

7. 2-я Международная научно-техническая конференция, посвященная 10-й годовщине завершения работ по строительству объекта «Укрытие». 26 - 28

10 ноября 1996, г. Славутич: «Разработка системы обеспечения радиационной безопасности при сооружении объекта «Укрытие». 8. Международная конференция «Десятилетие после Чернобыля: оценка радиологических последствий аварии». Вена, Австрия, 8-12 апреля 1996г.: «Проблемы обеспечения радиационной безопасности при сооружении объекта «Укрытие» и восстановлении 3-го энергоблока Чернобыльской АЭС». Автор настоящей диссертации принимал личное участие в работе соответствующих конференций или симпозиумов и выступал с устными докладами или являлся участником стендовых сессий.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из Введения, 6 глав, Заключения и Выводов. Общий объем работы составляет 126 стр., из них 75 страниц текста, 33 рисунка, 37 таблиц. Список использованной литературы на стр. 119 содержит 42 наименования.

выводы

1. Разработана система радиационного контроля, включающая проведение РТР - радиационно-технической разведки (определение пространственного расположения источников у-излучения на месте проведения работ), оперативный анализ ее результатов и их представление для принятия решения о выполнении конкретных работ.

Разработан комплекс методик, состоящий из методики предварительной разведки для выявления главных источников, формирующих РО на участках выполнения работ, методики поиска локальных источников и методик необходимых защитных мероприятий (физическая защита, защита за счет оптимальной организации порядка работ и т. д.).

2. Исследована РО в помещениях ЧАЭС, на промплощадке и в местах проживания и установлены значимость действовавших дозообразующих факторов.

В помещениях ЧАЭС и на территории промплощадки (в порядке убывания значимости)^

- у-излучение, создаваемое фрагментами активной зоны разрушенного реактора ( более 104 Р/ч на оси: точка аварии - эпицентр, 400 и более Р/ч -максимальные уровни на рабочих местах);

- аэрозольное загрязнение воздуха а- и (3-активными радионуклидами - до 300 ДКл;

- а- и |3-излучение с загрязненных поверхностей - 102-105 а -част/мин.см2 и 104о 2

10 Р-част/мин.см ;

Вклад нейтронного излучения реактора и его фрагментов в суммарную дозу составлял не более 1 - 2 % при уровнях 0,4 - 40 мбэр/ч.

На, территории 30-ти километровой зоны и местах проживания персонала и расположения вспомогательных служб УС № 605:

- у-излучение с загрязненных поверхностей от нуклидов, высеянных из «облака» и перенесенных с более загрязненных территорий ( поверхностное

3 2 загрязнение от 10-до 10 (3-част/мин.см ).

Сделана оценка эффективности РК УС-605. Показано, что по сравнению с «прямолинейным» подходом к строительству объекта «Укрытие», в результате разработанных и реализованных ОДК мер, дозы внешнего облучения персонала удалось снизить примерно в 4 раза. Вывод о 4-х кратном снижении основан на численном определении отношения интегралов МЭД по местам проведения и всему периоду работ (май - ноябрь) при «естественном» уменьшении активности и реально измеренном изменении МЭД за счет локализации главного источника и других мероприятий.

3. Используя компьютерное и имитационное моделирование, определена эффективность различных функциональных составляющих РК при создании объекта «Укрытие». Показано, что любое в отдельности взятое мероприятие по снижению доз облучения персонала способно лишь незначительно (на десятки %) снизить коллективную дозу персонала и только совокупность мероприятий по снижению облучаемости персонала способно было в несколько раз снизить коллективные дозы.

Путем компьютерного моделирования показана устойчивость сделанных выводов о главных источниках облучения на различных строительных площадках УС-605. Прогнозные оценки РТР о вкладе в МЭД главного источника оказались статистически тесно связанными (г=0,96) с реальными вкладами источников. Путем имитационного моделирования показана эффективность принципа выбора главного источника при планировании работ на рабочих площадках.

4. Систематизированы и представлены данные по облучаемости персонала при сооружении объекта «Укрытие». Количество контролируемых лиц составило - 21511 человек. Представлена статистика случаев «реального» и «мнимого» превышения показаний индивидуальных дозиметров установленных пределов облучения и указаны типичные причины такого превышения.

Обеспечена РБ персонала при сооружении объекта «Укрытие»:

- около 50% персонала получило дозу внешнего облучения от 0 до 5 бэр;

- средняя доза составила 8,6 бэр;

-0,7% персонала получило дозу свыше 25 бэр; случаев с дозой >50бэр нет;

-90% обследованных лиц из персонала УС-605 содержание радионуклидов в организме составляло 0,01 - 0,10 ДСд, максимальное содержание не превышало 0,3 ДСА.

Показана незначительная роль по сравнению с внешним у-излучением других факторов радиационного воздействия: внешнего (3-излучения, нейтронного излучения и облучения за счет инкорпорированных радионуклидов. Обоснована концентрация основных усилий ОДК УС-605 на задаче регулирования доз внешнего у-излучения. Вместе с тем, показана неподготовленность системы радиационного контроля к индивидуальному контролю доз внешнего [3-излучения.

5. Даны рекомендации по совершенствованию радиационного и дозиметрического контроля, основанные на определении объема РК и ДК, необходимого для гарантированного обеспечения РБ аварийных рабочих, участвующих в ЛПА. Накопленный опыт использован при выборе аппаратурно-методической базы, созданных в системе Минатома аварийно-спасательных формирований, их оснащении и обучении личного состава.

Представленный в диссертационной работе материал может быть использован при ликвидации последствий радиационных инцидентов и аварий, при организации и осуществлении РК и ДК, путем использования подходов и методик, обоснованных и изложенных в настоящей работе.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Основу диссертации составил анализ результатов исследований факторов радиационной опасности, а также систематизация данных радиационного и индивидуального дозиметрического контроля, полученных ОДК при сооружении объекта «Укрытие» на Чернобыльской АЭС в 1986г.

Научно обоснованы нашедшие практическое использование в УС-605 некоторые защитные мероприятия и предложения ОДК:

- засыпка территории вокруг здания АЭС щебнем (20-30 см) с последующей заливкой бетоном -30 см (снижению уровней МЭД гамма-излучения на вышеуказанной территории в 7 - 20 раз, а в отдельных местах - в 20-30 раз, со 180 - 500 до 10-25 Р/ч);

-определение методами радиационно-технической разведки истинных доминирующих источников ионизирующего излучения предотвратило возведение неэффективной защитной из бетона вокруг западной и северной сторон разрушенного реактора - что привело бы к значительному увеличению сроков строительных работ и к неоправданным дозовым затратам - свыше 104 чел.-бэр. Для сравнения - дозовые затраты на проведение разведки на территории составили 10 чел.-бэр.

1. Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготов ленная для МАГАТЭ. «Атомная энергия», 1986, т.61, вып. 5, с.301-320.

2. Асмолов В.Г., Боровой А.А., Демин В.Ф. и др.

3. Авария на Чернобыльской АЭС: год спустя. «Атомная энергия», 1988, т.64, вып. 1, с.3-23.

4. Беловодский Л.Ф., Гришмановский В.И., Панфилов А.П. и др. Обеспечение радиационной безопасности при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Отчет о научно-технической работе, инв. №13397, ВНИИЭФ, 1988.

5. Панфилов А.П., Беловодский Л.Ф., Гришмановский В.И.

6. Вена, Австрия 6-10 ноября 1989 г.

7. Panfilov A.P. Individual monitoring during construction of the "Ukrytie" at the Chernobyl Nuclear Power Plant. First Joint D/CIS Seminar on Radiation Protection, Dosimetry and Calibration. Munich, 1-5 June 1992, GSF.

8. Беловодский Л.Ф., Панфилов А.П.

9. Беловодский Л.Ф., Панфилов А.П.

10. Беловодский Л.Ф., Панфилов А.П.

11. Андреев И.И., Беловодский Л.Ф., Болотов Ю.А., Панфилов А.П. и др. Радиационный контроль при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС.

12. Доклад на III научно-технической конференции СЭВ: "Обеспечение радиационной безопасности при эксплуатации АЭС". Варна, 10-12 мая 1988.13. L. Belovodskiy et. Al.

13. Radiation Safety During Construction of the Encapsulation for Unit 4 of the Chernobyl Nuclear Power Plant.

14. Proceedings of 9th Pacific Basin Nuclear Conference. Sydney, Australia, 1-6 May 1994.

15. Гришмановский В.И. Схема организации дозиметрической службы Управления строительства на Чернобыльской АЭС. ООТ и РБ МСМ, 23.05.86.

16. Положение об отделе дозиметрического контроля Управления строительства № 605 (утв. В.Т. Шеянов 12.06.86.), ОДК УС-605, 1986

17. Беловодский Л.Ф. План мероприятий по развертыванию и совершенствованию системы дозиметрического контроля в УС-605, ОДК УС-605, 1986

18. Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и Основные санитарные правила ОСП-72/801. М., Энергоиздат, 1981

19. Временные санитарно-технические требования безопасности при выполнении работ при ликвидации аварии на ЧАЭС Управлением строительства УС-605 (утв. А.Е. Мешков 23.06.86.), введены Указанием № С-1781 от 26.06.86.

20. Дозиметрический и радиометрический контроль при работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений (методическое руководство) под ред. В.И.Еришмановского. Т.1. Организация и методы контроля.1. М., Энергоиздат, 1981.

21. Дозиметрический и радиометрический контроль при работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений (методическое руководство) под ред. В.И. Еришмановского. Т.2. Индивидуальный контроль. Радиометрия проб.1. М., Энергоиздат, 1981.

22. Контрольные уровни факторов радиационной опасности для работников УС-605 при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС (утв. В.Т. Шеянов, 20.06.86.), № 02/ДК. ОДК УС-605, 1986.

23. Крючков В.П., Лобанева Н.В., Осанов Д.П. и др.

24. Вклад бета- и низкоэнергетического гамма-излучения в суммарное радиационное воздействие. В кн. «Ближайшие и отдаленные последствия радиационной аварии на Чернобыльской АЭС», ИБФ МЗ СССР, М., 1987. № СБ-4420

25. Протокол измерения нейтронного фона в помещении машинного зала ЧАЭС и наблюдений за фоном (утв. Беловодский Л.Ф., 23.07.86), ОДК УС-605, 1986

26. Андреева О.С., Бадьин В.И., Корнилов А.Н.

27. Природный и обогащенный уран. Радиационно-гигиенические аспекты. М., Атомиздат, 197925. Строганов А.А. и др.

28. Отчет группы специалистов МИФИ при отделе ДК УС-605 за период 24.06 по 30.09.86 на работах по захоронению 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС при ликвидации последствий аварии. ОДК УС-605, 1986.26. Машкович В.П.

29. Защита от ионизирующих излучений, М., Энергоиздат 1982.

30. Дмитриев В.Д., Драпчинский Л.В., Пазухин Э.Н. и др.

31. Комплекс работ лаборатории радиометрии ОДК УС-605 (РИ им. В.Г. Хлопина), выполненных при ЛПА на ЧАЭС, май ноябрь 1986, май 1987. Отчет п/я Р-6710, № 1804, 1988

32. Решение № 58 Правительственной комиссии от 24.07.86 г. (утв. В. Гусев), г. Чернобыль.

33. Строганов А.А. и др. Справка о наиболее удобных и радиационно безопасных путях подхода к рабочим местам при проведении работ по сооружению разделительной стены в блоке «В». ОДК УС-605. 1986

34. С.В. Ильичев, О.А. Кочетков, В.П. Крючков и др.

35. Ретроспективная дозиметрия участников ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Киев, 1996.

36. Аппаратура радиационного контроля. Аналитическое оборудование. Метрологический сервис.

37. Каталог продукции. НПО «Экспертцентр». ВНИИФТРИ.33. JI.B. Артеменкова и др.

38. Рекомендации по приборному обеспечению дозиметрического и радиометрического контроля в соответствии с НРБ-96. Отчет о НИР. СНИИП, Москва, 1997.

39. Д. П. Осанов, В.П. Крючков. (1996) О необходимости учета доз от внешнего бета-излучения в общем облучении участников ЛПА на Чернобыльской АЭС. Радиационная биология и Радиоэкология, 36:4, 641-50.

40. Buzukov U.P., Dobrynin U.L. Radioactive releases during the accident at the ChNPP (Analitical review). In "the Chernobyl papers". Eds. Steven E.Mervin and Michail I. Balonov. N.Y.: Research enterprises Publishing segment. 1990. Vol.1.

41. INSAS-7. The Chernobyl accident: updating of INSAS-1. A report by the International Nuclear Safety Advisory Group. IAEA. Safety series No 75 INSAS-7.-Vienna, 1992. 13 5p.124

42. Дозовые зависимости нестохастических эффектов, основные концепции и величины, используемые в МКРЗ. Публикации 41 и 42 МКРЗ. Энергоатомиздат, Москва, 1987г., стр.30.

43. Беляев И.А. Снятие с эксплуатации блока АЭС с РБМК в экстремальных условиях. Диссертация на соискание уч. степени д.т.н., 1996г. Москва.

44. The radiological accident in the reprocessing plant at Tomsk Vienna: International Atomic Energy Agency, 1998. Kochetkov O.A., Krjuchkov V.P., SavkinM. N.-etal.

45. Barabanova A.V., Belovodskij L.F., Kochetkov O.A., Panfilov A.P. Criticality Accident in Sarov, International Atomic Energy Agency, VIENNA, 2001.

46. УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

47. АБК административно - бытовой корпус

48. АСКРО автоматизированная система радиационного контроля

49. АЭС атомная электростанция

50. Зв «Зиверт» - единица поглощенной дозы, равная 100 бэр БД - база данных

51. Бк единица радиоактивности, равная 1 распад/с Бэр - биологический эквивалент рада

52. ДЗА допустимое радиоактивное загрязнение поверхности

53. ДКА предельно допустимая концентрация для персонала (категория А)

54. ДСд допустимое содержание радионуклидов в организме

55. ИБФ Институт биофизики Минздрава СССР

56. ИДК индивидуальный дозиметрический контроль1. К коэффициент

57. Ки «Кюри», внесистемная единица радиоактивности, равная 3,7 Л О"10 Бк1. КЭ Комплексная экспедиция

58. ЛПА ликвидация последствий аварии

59. МСМ Министерство среднего машиностроения СССР

60. МэВ мегаэлектронвольт - единица энергии радиоактивного излучения

61. МЭД мощность экспозиционной дозы

62. ОДК отдел дозиметрического контроля

63. ОРС Отдел рабочего снабжения.

64. ПДД предельно допустимая доза

65. ПДП предельно допустимое поступление радионуклидов в организм

66. ПДО Пункт дозиметрического обслуживания

67. ПДУ предельно допустимый уровень

68. ПРЛ передвижная радиологическая лаборатория

69. ПУСО- Пункт усиленной санитарной обработки.

70. Р «Рентген» - единица экспозиционной дозы (внесистемная)126

71. РБ радиационная безопасность РВ - радиоактивные вещества РК - радиационный контроль РО - радиационная обстановка

72. Р/час мощность экспозиционной дозы (внесистемная единица)

73. РТР радиационно-техническая разведка

74. СИЗ средства индивидуальной защиты персонала

75. СИЧ счетчик излучений человека

76. ТВС тепловыделяющая сборка

77. ТЛД термолюминесцентный дозиметр

78. УС-605 Управление строительства № 605 МСМ по ЛПА1. ЧАЭС Чернобыльская АЭС

79. УМИАТ -Управление механизации и автотранспорта.

80. УПТК- Управление производственно-технической комплектации

81. УЭС Управление энергетического снабжения.