автореферат диссертации по безопасности жизнедеятельности человека, 05.26.01, диссертация на тему:Совершенствование защиты персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия при эксплуатации АЭС

Введение.

Глава 1. Радиационная защита персонала при нормальной эксплуатации АЭС.

1.1. Обзор развития атомной энергетики и новые подходы к нормированию радиационного воздействия на персонал АЭС.

1.2. Меры, направленные на снижение облучаемости персонала АЭС.

1.3. Методология принципа ALARA.

1.3.1 Основные положения.

1.3.2. Организация работ noALARA.

1.3.2.1. Вовлечение персонала в работу.

1.3.2.2. Выбор работ, планирование.

1.3.2.3. Подготовка к работе.

1.3.2.4. Выполнение работ.

1.3.2.5. Анализ и оценка работ, учет полученного опыта.

1.4.Инструментарий принципа ALARA.

1.5 Выводы по Главе I.

Глава II Защита населения и окружающей среды при нормальной эксплуатации АЭС.

2.1. Общие положения.

2.2. Современные подходы к обоснованию допустимых газо-аэрозольных радиоактивных выбросов в атмосферу при нормальной эксплуатации АЭС.

2.3. Расчет допустимых радиоактивных газо-аэрозольных выбросов АЭС в атмосферу. 57 2.3.1. Метод расчета допустимого выброса.

2.3.2 Анализ путей облучения.

2.3.3. Критическая группа.*.

2.3.4. Расчет коэффициентов переноса.

2.3.4.1. Внешнее облучение от облака.

2.3.4.2.Внешнее облучение от выпадений.

2.3.4.3.Внутреннее облучение по ингаляционному пути.

2.3.4.4.Внутреннееоблучение по пероральпому пути.

2.4. Расчет и обоснование допустимых выбросов в атмосферу для АЭС с РБМК.

2.4.1. Фактические радиоактивные газо-аэрозольные выбросы АЭС в атмосферу.

2.4.2. Дифференциальные допустимые выбросы АЭС в атмосферу различных радионуклидов.

2.4.3. Вклад различных долгоживущих радионуклидов в годовую эффективную дозу облучения населения от аэрозольных выбросов АЭС.

2.4.4 Расчет и обоснование годовых допустимых радиоактивных газо-аэрозольных выбросов АЭС с РБМК в атмосферу.

2.5. Расчет и обоснование допустимых выбросов в атмосферу для АЭС с ВВЭР.

2.5.1. Фактические радиоактивные газо-аэрозольпые выбросы АЭС в атмосферу.

2.5.2. Дифференциальные допустимые выбросы АЭС в атмосферу различных радионуклидов.*.

2.5.3. Вклад различных долгоживущих радионуклидов в годовую эффективную дозу облучения населения от аэрозольных выбросов АЭС.

2.5.4. Расчет и обоснование годовых допустимых радиоактивных газо-аэрозольных выбросов АЭС с ВВЭР в атмосферу.

2.6. Обоснование допустимых выбросов в атмосферу для АЭС с БН-600.

2.6.1. Фактические радиоактивные газо-аэрозольпые выбросы в атмосферу.

2.6.2. Дифференциальные допустимые выбросы в атмосферу различных радионуклидов

2.6.3. Обоснование годовых допустимых радиоактивных газо-аэрозольных выбросов АЭС с БН-600 в атмосферу.

2.6.4. Выводы по Главе II.

Глава III Защита населения и окружающей среды в случае аварий на АЭС.

3.1. Основные положения.

3.2.Расчетное обоснование Производных критериев.

3.2.1. По объемной активности радиойода в воздухе.

3.2.2. По мощности дозы гамма-излучения.

3.3. Производные критерии для принятия решения о мерах защиты населения.

3.4. Критерии для объявления на АЭС состояний "аварийная готовность" и "аварийная обстановка.

3.5 Выводы по Главе III.

Обеспечение радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды - многогранный вид деятельности, включающий научные, нормативно-правовые, нормативно-технические, организационно-технические, социальные, экономические и другие аспекты.

В данной работе на основе анализа фактического состояния обеспечения радиационной безопасности при эксплуатации АЭС представлены разработанные и внедренные на практике организационно-технические и административно-распорядительные мероприятия, направленные на снижение облучаемости персонала АЭС, обоснована возможность ограничения радиационного воздействия АЭС в режиме их нормальной эксплуатации на население и окружающую среду за счет газо-аэрозольных выбросов в атмосферу областью безусловно приемлемого риска ( < Ю"6 год-1) и рассчитаны соответствующие значения допустимых выбросов АЭС в атмосферу, а также обоснованы единые для АЭС с различными типами реакторных установок критерии по защите персонала и населения в случае аварий на АЭС.

Актуальность работы.

С переходом на требования новых Норм радиационной безопасности - НРБ-99 [ 1 ] начинается новый этап в обеспечении радиационной безопасности человека.

Вместе с отказом от понятия «критический орган» и переходом к нормированию радиационного воздействия в единицах "эффективной дозы" как меры риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела в новых Нормах радиационной безопасности существенно (в 2.5 раза для персонала и 5 раз для населения) ужесточены основные дозовые пределы, а следовательно, и производные от них величины. Последний раз ужесточение дозовых пределов облучения в отеявственном нормировании радиационного воздействия было в 1960г., когда основной дозовый предел для персонала был снижен в три раза - с 15 до 5 бэр/год.

Таким образом, становление атомной энергетики России (СССР), начавшееся с пуска 1-ой в мире Обнинской АЭС в 1954г. (а первые энергетические реакторы Белоярской и Нововоронежской АЭС были введены в эксплуатацию только в 1964г.) прошло при неизменных подходах к нормированию радиационного воздействия и более «либеральных» дозовых пределах облучения, соблюдавшихся на всех АЭС. Анализ показал, [2,3] что по состоянию на 1996г., в новые более жесткие дозовые пределы (20 мЗв/год) не укладывается около 10% персонала АЭС группы "А" и еще 25% персонала имеет дозы облучения более 15 мЗв/год, поэтому снижение облучаемости персонала АЭС в целях приведения ее в соответствие с новыми основными дозовыми пределами, установленными НРБ-99, является чрезвычайно актуальным.

Нормирование радиационного воздействия АЭС на население и окружающую среду в течение всего периода развития атомной энергетики также претерпело существенные изменения.

В частности, по выбросам в атмосферу инертных радиоактивных газов (ИРГ) значения допустимых суточных выбросов (ДВ) атомных станций в атмосферу в 1979г. [ 4 ] были ужесточены в 7 раз, с 3500 Ки/сутки (129.5 ТБк/сутки) до 500 Ки/сутки (18.5 ТБк/сутки) на энергоблок АЭС. Вследствие совершенствования технологического оборудования, режимов эксплуатации и газоочистного оборудования АЭС выбросы ИРГ в атмосферу в настоящее время снижены до значений 35% от ДВ на АЭС с РБМК и до значений менее 0.5% от ДВ на АЭС с ВВЭР. Тем не менее, в связи с существенным ужесточением в НРБ-99 основных дозовых пределов для населения и производных от них величин, а также для целей повышения престижа атомной энергетики автором работы обоснована возможность дальнейшего ужесточения нормативов по газо-аэрозольным выбросам АЭС в атмосферу до значений, соответствующих безусловно приемлемому риску (менее 10~6/год), что соответствует дополнительной дозовой нагрузке на население около 10 мкЗв/год.

Переход на нормирование радиационного воздействия АЭС на население и окружающую среду исходя из уровня пренебрежимого риска обеспечивает перевод АЭС в режиме их нормальной эксплуатации в разряд экологически чистых предприятий. Данное обстоятельство делает выполненное автором обоснование актуальным, особенно для страны, где произошла крупнейшая по масштабам радиационная авария на АЭС.

Разработанные и внедренные на практике «Производные критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии на атомных станциях» [5] позволили повысить оперативность и обоснованность рекомендаций о необходимых мерах защиты в случае аварии на АЭС. На основе "Производных критериев." были разработаны и внедрены в качестве единых для всех АЭС России критерии ввода в действие "Планов мероприятий по защите персонала в случае аварии на АЭС», а также критерии для ввода в действие аналогичных Планов.для населения [6]. Отсутствие ранее подобных единых критериев делает данную работу актуальной.

Цель работы.

Совершенствование защиты персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия при эксплуатации АЭС

Задачи для достижения поставленной цели.

1. По совершенствованию радиационной защиты персонала при нормальной эксплуатации АЭС:

• Разработать методологию снижения облучаемости персонала АЭС, принципы организации и проведения радиационно-опасных работ на АЭС, основанные на методологии и инструментарии принципа ALARA (As Low As Reasonable Achievable);

2. По совершенствованию радиационной защиты населения и окружающей среды при нормальной эксплуатации АЭС:

• Обосновать возможность ограничения газо-аэрозольных выбросов АЭС в атмосферу в режиме нормальной эксплуатации уровнем пренебрежимого риска и рассчитать соответствующие значения допустимых газо-аэрозольных выбросов в атмосферу для АЭС с реакторными установками различных типов (РБМК, ВВЭР и БН);

3. По совершенствованию радиационной защиты населения и окружающей среды при авариях на АЭС:

• Разработать производные критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии на АЭС и основанные на них критерии для ввода в действие планов мероприятий по защите персонала АЭС и населения (значения уровня аварийной готовности и уровня вмешательства).

Научная новизна полученных автором результатов.

• Сформулированы основные мероприятия, направленные на снижение облу-чаемости персонала и командированных на АЭС лиц, а также основные принципы организации и проведения радиационно-опасных работ на АЭС с использованием методологии и инструментария принципа ALAR А.

• Обоснована возможность и социально-экономическая целесообразность ограничения радиационного воздействия АЭС на население и окружающую среду уровнем пренебрежимого риска ( 10~6/год ). Рассчитаны значения допустимых газо-аэрозольных выбросов АЭС в атмосферу для АЭС с реакторными установками различных типов.

• Разработаны производные критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии на АЭС и основанные на них критерии для ввода в действие планов мероприятий по защите персонала АЭС и населения (уровни аварийной готовности и вмешательства).

Практическая значимость работы.

1. Разработанный и обоснованный «Перечень мероприятий, обеспечивающих переход на новые дозовые пределы облучения персонала АЭС и выполнения других требований НРБ-96» [ 7 ] позволил при их реализации на АЭС снизить облучаемость персонала и командированных на АЭС лиц за период 1994-1999гг. в среднем по всем АЭС в 1.5 раза (на АЭС с РБМК (Курская АЭС) - в 2 раза).

2. Предложенные к внедрению на АЭС методология и инструментарий принципа ALAR А заложили основу для дальнейшего снижения облучаемости персонала и командированных на АЭС лиц при выполнении радиационно-опасных работ.

3. Предложенное ограничение допустимых газо-аэрозольных выбросов в атмосферу уровнем пренебрежимого риска, при его закреплении в тексте новых Санитарных правил проектирования и эксплуатации атомных станций (СП-АС-99), позволит:

• отказаться от дальнейшего вложения средств на снижение газоаэрозольных выбросов АЭС в атмосферу ;

• снять вопрос о необходимости введения платы за газо-аэрозольные выбросы АЭС;

• ограничить санитарно-защитную зону вокруг АЭС территорией промплощадки;

• отказаться от обязательного личного страхования граждан, проживающих в районах расположения АЭС (ст. 18 ФЗ "Об использовании атомной энергии").

4. Разработанные производные критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии на АЭС и основанные на них критерии для ввода в действие планов мероприятий по защите персонала АЭС и населения позволили отказаться от использования дозовых критериев, требующих принятия решения о мерах защиты в условиях дефицита времени на основе расчетных значений ожидаемых доз облучения и перейти к принятию решений на основе измеренных значений поглощенной дозы гамма-излучения и объемной активности J-131 в воздухе.

Апробация работы и публикации.

В диссертации подведены итоги научно-исследовательской работы, проведенной с 1991г. по 1999г. Они являются результатом самостоятельных исследований, выполненных лично автором, а также в соавторстве при непосредственном участии автора.

Автором обоснованы и сформулированы задачи по всем обобщаемым исследованиям. Защищаемые положения и выводы, изложенные в представляемой диссертационной работе, принадлежат ее автору.

Основные результаты диссертационной работы были представлены на отраслевых (Минатом России) совещаниях по безопасности (п. Ершово. 1997г., г. Звенигород 1998г., г. Обнинск 1999г.), 7-ой.ежегодной научно-технической конференция ядерного общества России "Использование ядерной энергии: состояние, последствия, перспективы" (г. Екатеринбург - г. Заречный. 1997г.), международном молодежном симпозиуме «Ядерная энергетика в 3-м тысячеле-тии»(г.Обнинск. 1998г.), российской научной конференции "Защита от тонизирующих излучений ядерно-технических установок" (г. Обнинск. 1998г.), 5-ой 9 международной конференции "Безопасность АЭС и подготовка кадров" (г. Обнинск, 1998г.) коллегии Минатома России 18.05.99, заседании Совета главных инженеров АЭС (г. Балаково, 1999г., г. Курчатов, 2001г.) и содержатся в опубликованных работах [3-7, 9, 16-20,24-33, 35, 37-39, 55].

Личный вклад автора заключается:

• в разработке отдельных положений нормативных документов (ОСПОРБ-99, СП-АС-88/93, СП-АС-99, ПРБ-АС-99, ОПЭ АС, ПОРО АС-97, Производные критерии для принятия решений о мерах защиты населения в случае аварии на АС), организационно-распорядительных и эксплуатационных документов (Перечень мероприятий, обеспечивающих переход на новые дозовые пределы., Технический регламент контроля внутреннего облучения., Методика контроля, учета и планирования доз облучения персонала АС, Методические рекомендации по контролю протечек в парогенераторах. и др.), позволивших существенно снизить облучаемость персонала АЭС и обосновать направления деятельности по ее дальнейшему снижению;

• в обосновании возможности работы энергоблоков АЭС в режиме нормальной эксплуатации с радиационным воздействием на население и окружающую среду, соответствующим безусловно приемлемому риску и расчете соответствующих значений допустимого газо-аэрозольного выброса АЭС в атмосферу;

• в разработке и внедрении на АЭС порядка организации и проведения радиационно-опасных работ на основе методологии и инструментария принципа ALARA;

• в разработке и внедрении на АЭС критериев для ввода в действие планов мероприятий по защите персонала и населения в случае аварии на АЭС.

• в подготовке и проведении ежегодных командно-штабных учений по теме "Радиационная авария на АЭС" с использованием разработанных критериев.

Положения, выносимые на защиту

• Методология снижения облучаемости персонала АЭС, принципы организации и проведения радиационно-опасных работ на АЭС, основанные на методологии и инструментарии принципа ALAR А.

• Расчетное обоснование значений допустимых газо-аэрозольных выбросов АЭС в атмосферу в режиме нормальной эксплуатации, соответствующих уровню пренебрежимого риска.

• Производные от дозовых критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии на АЭС и основанные на них критерии для ввода в действие планов мероприятий по защите персонала АЭС и населения.

Структура и объем работы.

Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения и списка цитируемой литературы, включающего 78 наименований.

Выводы по работе

На основании выполненной диссертационной работы "Совершенствование защиты персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия при эксплуатации АЭС" можно сделать следующие основные выводы.

1. В работе исследованы состояние с облучаемостъю персонала АЭС за период 1990-1999гг., динамика газо-аэрозольных выбросов АЭС в атмосферу за 19951999гг. и проведен анализ существующих критериев аварийного реагирования в случае аварии на АЭС.

Показано, что по всем перечисленным направлениям исследований имеются области для совершенствования.

2. В области совершенствования радиационной защиты персонала предложена методология снижения облучаемости, основанная на методологии и инструментарии принципа ALARA.

Разработана и внедрена на АЭС "Типовая программа ALAR А", предложены и образованы на АЭС соответствующие организационные структуры -"Совет по ALARA" и "Группа ALARA" с определением их функций, усовершенствована нарядно-допускиая система производства радиационно-опасных работ, разработаны методическое пособие по практическому использованию принципа ALARA и программный комплекс по оценке и выбору мер радиационной защиты, что позволило снизить облучаемость персонала российских АЭС в период 1994-1999гг. в среднем в 1.5 раза, а на АЭС с РБМК (Курская АЭС) - в 2 раза и заложить основу для дальнейшего снижения облучаемости.

Все положения указанной методологии вошли в текст новых нормативных документов - Санитарных правил проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-99) и Правил радиационной безопасности йри эксплуатации атомных станций (ПРБ АС-99).

3. В области совершенствования защиты населения и окружающей среды при нормальной эксплуатации АЭС на основе анализа фактических газоаэрозольных выбросов АЭС в атмосферу обоснована и закреплена в новой редакции Санитарных правил (СП АС-99) возможность беспрецедентного (в 20 раз) снижения значения дозы излучения (с 200 до 10 мкЗв/год), выделяемой на газо-аэрозольные выбросы АЭС.

Предложен подход к ограничению поступления радионуклидов в окружающую среду на основе принципа оптимизации, закрепленный в федеральных Основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности (ОС-ПОРБ-99, приложение 2).

Рассчитаны значения допустимых газо-аэрозольных выбросов в атмосферу для АЭС с различными типами реакторных установок, гарантирующие при их соблюдении безусловно приемлемый риск для населения. По результатам анализа предложен и закреплен в Санитарных правилах (СП АС-99) обоснованных перечень радионуклидов (Со60, Cs134, Cs137, Sr90), активность которых подлежит контролю вместо малоинформативного показателя "активность долгоживущих радионуклидов (ДЖН)".

4. В области совершенствования радиационной защиты населения и окружающей среды при авариях на АЭС на основе анализа условий применения установленных на федеральном уровне дозовых критериев аварийного реагирования, предложены и рассчитаны производные от дозовых критерии, выраженные в величинах, непосредственно измеряемых приборами (мощность дозы гамма-излучения и объемная активность радионуклидов йода в воздухе), что позволяет повысить оперативность и достоверность оценок радиационной опасности в случае аварии на АЭС.

На основании производных критериев рассчитаны значения радиационных параметров (критериев), при достижении которых на АЭС объявляются состояния "аварийная готовность" и "аварийная обстановка". Данные критерии вошли в нормативный документ Госатомнадзора России "Типовое содержание

132

Заключение:

Результатом выполнения диссертационной работы и внедрения ее положений в практику радиационной защиты при эксплуатации АЭС явилось:

1. По совершенствованию радиационной защиты персонала при нормальной эксплуатации АЭС:

1.1. Исследована динамика облучаемости персонала российских АЭС за период 1990-1999 годы и показана необходимость разработки и внедрения на АЭС методологии снижения облучаемости.

1.2. Разработана методология снижения облучаемости персонала АЭС, состоящая в выполнении ряда организационных и технических мероприятий, таких как ужесточение контроля за соблюдением на АЭС требований Норм и Правил, последовательное снижение контрольных уровней доз облучения, совершенствование методической базы радиационного контроля, совершенствование водно-химического режима контуров, приборного обеспечения радиационного контроля, внедрения безреагентных методов дезактивации, внедрение дистанционных и автоматизированных инструментов и других.

1.3. Обобщен, адаптирован и предложен к внедрению на АЭС зарубежный опыт применения методологии и инструментария принципа ALARA, что наметило пути дальнейшего снижения облучаемости персонала российских АЭС.

1.4. Обоснованы, рассчитаны и утверждены в установленном порядке значения денежного эквивалента единицы коллективной дозы, что позволяет использовать на АЭС программный комплекс "Сравнение, оценка и выбор мер радиационной защиты (ALARA)".

1.5. Внедрение на АЭС России предложенной в диссертационной работе методологии позволила снизить облучаемость персонала в период 1994-1999гг. в среднем по всем АЭС в 1.5 раза (на Курской АЭС за тот же период более чем в 2 раза).

2. По совершенствованию радиационной защиты населения и окружающей среды при нормальной эксплуатации АЭС:

2.1.Исследована динамика радиоактивных газо-аэрозольных выбросов российских АЭС за период 1995-1999 годы. Рассчитаны дозы облучения населения регионов размещения АЭС по данному пути воздействия и показано, что они значительно меньше минимально-значимой дозы, установленной ОСПОРБ-99 (10 мкЗв/год) для отдельного радиационного фактора.

2.2,Оценен вклад радионуклидов станционного происхождения в активность газо-аэрозольного выброса АЭС. По результатам этого анализа предложен перечень радионуклидов, активность которых подлежит нормированию и контролю, а также обоснован отказ от нормирования и контроля суммарной активности долгоживущих радионуклидов (ДЖН) ввиду низкой информативности такого показателя и отсутствия оперативности в получении данных.

2.3. Проанализирован зарубежный опыт нормирования радиационного воздействия АЭС на окружающую среду и население. Предложено установленную Минздравом России для АЭС квоту предела дозы , равную 0.25 мЗв/год, считать верхней границей оптимизации при установлении допустимого выброса радионуклидов (ДВ) в атмосферу и допустимого жидкого сброса радионуклидов (ДС) в водные системы, а конкретные значения ДВ и ДС устанавливать с учетом принципа оптимизации и концепции приемлемого риска.

2.4. На основе предложенного подхода к оптимальному ограничению радиационного воздействия АЭС на население и анализа данных о фактических выбросах радионуклидов в атмосферу на отечественных АЭС за длительный период их эксплуатации обоснована возможность перехода к таким значениям допустимых выбросов, соблюдение которых гарантированно обеспечивает безусловно приемлемый радиационный риск для населения (< 10"6 в год) за пределами промплощадки атомной станции.

2.5. Проведен расчет и обоснование новых значений допустимых выбросов для АЭС с реакторами различного типа, которые вошли в утвержденную Минздравом России новую редакцию Санитарных правил проектирования и эксплуатации атомных станций (СП-АС-99). Для текущего наблюдения и контроля за радиоактивными выбросами АЭС предложены значения контрольных уровней газо-аэрозольного выброса за сутки и месяц.

2.6 Установленные для АЭС значения ДВ имеют достаточный по отношению к фактическим выбросам запас, учитывают возможные эксплуатационные изменения и погрешности измерения активности выброса штатными средствами контроля. Соблюдение указанных ДВ не требует дополнительных расходов на радиационную защиту (защита считается уже оптимизированной), т.к. дозы облучения населения от АЭС настолько малы, насколько это разумно достижимо с учетом экономических и социальных факторов.

2.7. Предлагаемые новые нормативы допустимых выбросов, соблюдение которых обеспечивает безусловно приемлемый риск для населения, проживающего в районе расположения АЭС, создают предпосылки для:

• отмены Постановления Правительства РФ от 15.10.92 г. № 763 "О мерах по социальной защите населения, проживающего на территориях, прилегающих к объектам атомной энергетики";

• ограничения санитарно-защитной зоны вокруг АЭС территорией промплощадки;

• отказа от дальнейшего вложения средств на снижение выбросов и сбросов радионуклидов в окружающую среду;

• освобождения атомных станций от платы за радиоактивные выбросы и сбросы;

• отказа от финансирования мер по социально-экономической компенсации за дополнительные факторы риска (ст. 31 ФЗ "Об использовании атомной энергии");

• отказа от обязательного бесплатного страхования населения, проживающего в зонах наблюдения АЭС, от риска радиационного воздействия за счет средств Эксплуатирующей организации (ст. 18 ФЗ "Об использовании атомной энергии");

• повышения конкурентоспособности проектов отечественных АЭС;

• повышения доверия населения к ядерной энергетике.

3. По совершенствованию радиационной защиты персонала, населения и окружающей среды при авариях на АЭС:

3.1. Проведен анализ опыта применения Критериев для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии на АЭС, выраженных величинами доз облучения. Показано, что в условиях дефицита времени и ограниченности информации о масштабе аварии на ранней фазе ее протекания предпочтительным является использование Критериев, выраженных в производных от дозы величинах.

3.2. Разработаны и внедрены в практику аварийного реагирования на АЭС "Производные критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии на АЭС"

3.3. Использование производных (от дозы) критериев позволяет повысить оперативность принятия решения о необходимых мерах защиты персонала и насе

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1.758-99. Минздрав России. 1999.

2. Безруков Б.А., Долженков И.В. Состояние радиационной безопасности на АЭС концерна "Росэнергоатом" в 1997г. В кн. Отраслевое совещании по безопасности (Минатом России). Звенигород. 1998г. С.298.

3. Безруков Б.А., Долженков И.В., Новиков А.В. Состояние радиационной безопасности на АЭС концерна "Росэнергоатом" и готовности АЭС к переходу на новые Нормы радиационной безопасности. Б.А. Доклад на отраслевом совещании .г. Обнинск, декабрь 1999г.

4. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП-АЭС-79. Москва. Атомэнергоиздат. 1979.

5. Производные критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии на атомных станциях. Согласованы заместителем Главного государственного санитарного врача РФ и утверждены президентом концерна "Росэнергоатом". Декабрь 1992г.

6. Типовое содержание плана мероприятий по защите персонала в случае аварии на атомной станции. НП-015-2000. Москва. Госатомнадзор России. 2000.

7. Перечень мероприятий, обеспечивающих переход на новые дозовые пределы облучения персонала атомных станций и выполнения других требований НРБ-96". Утв. Указанием концерна "Росэнергоатом" №148ук от 28.10.96.

8. Правила ядерной безопасности атомных электростанций (ПБЯ-04-74). Изд.2. М. Атоиздат.1977.

9. Безруков Б.А., Резник А.А., Хамьянов Л.П., Хубецов С.Б. "Атомные электростанции". Раздел Аналитического обзора по проекту МНТЦ № 245 "Радиационное наследство бывшего СССР"

10. Four Countries Declare for Nuclear Power. Nucl. Eng. Int. 1991,36 № 442.10

11. Публикация 26 МКРЗ. Рекомендации МКРЗ 1977 года. Радиационная защита. Пер. с англ. под ред. Моисеева А.А. и Рамзаева П.В., М., Атомиздат, 1978

12. Публикация 60, часть 1, 61 МКРЗ. Рекомендации МКРЗ 1990 года. Пределы годового поступления радионуклидов в организм работающих, основанные на рекомендациях 1990 г. Пер. с англ. под ред. Кеирим-Маркуса И.Б., М., Энерго-атомиздат, 1994

13. НРБ-76/87, Москва, Энергоатомиздат, 1988.

14. Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" ФЗ-З. От 09.01.1996.

15. Федеральный закон "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" ФЗ-52 от 30.03.1999.

16. Безруков Б.А., Кутьков В.А., Токов А.Ю., Черкашин В.А. О проблемах подготовки специалистов в области радиационной безопасности в связи с введением в действие НРБ-96. Ядерная энергетика. 1998, №5. С. 61-69.

17. Безруков Б.А., Кутьков В.А., Токов А.Ю., Черкашин В.А., Щебнев B.C. Проблемы внедрения основных положений и требований новых Норм радиационной безопасности НРБ-96 в практику радиационного контроля. Труды ИГЭУ, вып.2.1998г. С.111-114.

18. Б.А. Безруков. Основные правила обеспечения эксплуатации атомных станций. Раздел "Радиационная безопасность" 2-е изд. Москва. РУССЛИТ.1998.

19. Безруков Б.А., Гусев Н.Г., Копаев В.В. и др. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП-АС-88/93). 2-е изд. М. 1993.

20. Типовое положение о Службе радиационной безопасности предприятий Минатома России. Утв. Приказом Минатома России от 10.09.98. № 600,

21. Управление работами в атомной энергетике. МАГАТЭ. Вена. Австрия. 1998.

22. ALARA from theory towards practice. CEC. Report EUR 13796 EN. 1991.135

23. Безруков Б.А., Новиков А.В. Отчет "Состояние радиационной безопасности на АЭС в 1991г.". Препринт концерна "Росэнергоатом".

24. Безруков Б.А., Новиков А.В. Отчет "Состояние радиационной безопасности на АЭС в 1992г.". Препринт концерна "Росэнергоатом".

25. Безруков Б.А., Новиков А.В. Отчет "Состояние радиационной безопасности на АЭС в 1993г." Препринт концерна "Росэнергоатом".

26. Безруков Б.А., Новиков А.В. Отчет "Состояние радиационной безопасности на АЭС в 1994г." Препринт концерна "Росэнергоатом".

27. Безруков Б.А., Новиков А.В., Носков А.А. Отчет "Состояние радиационной безопасности на АЭС в 1995г." Препринт концерна "Росэнергоатом".

28. Безруков Б.А., Новиков А.В., Носков А.А. Отчет "Состояние радиационной безопасности на АЭС в 1996г." Препринт концерна "Росэнергоатом".

29. Безруков Б А., Новиков А.В., Носков А.А. Отчет "Состояние радиационной безопасности на АЭС в 1997г." Препринт концерна "Росэнергоатом".

30. Безруков Б.А., Долженков И.В., Новиков А.В., Отчет "Состояние радиационной безопасности на АЭС в 1998г." Препринт концерна "Росэнергоатом".

31. Безруков Б.А., Долженков И.В., Новиков А.В., Отчет "Состояние радиационной безопасности на АЭС в 1999г." Препринт концерна "Росэнергоатом".

32. Seventh annual report of the ISOE Programme, 1997. "Occupational Exposures at Nuclear Power Plants.

33. Безруков Б.А., Глазунов В.О., Долженков Й.В. Внедрение принципа ALARA на АЭС России. Атомная энергия, 1999, том 87. вып.5. С.335.

34. Безруков Б.А. Оценка стоимости единицы дозы облучения персонала АЭС. Доклад на отраслевом совещании, г. Обнинск., декабрь 1999г.

35. Review of Radioactive Waste Management Policy. Final Conclusions. London: HMSO, 1995

36. International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for tiie Safety of Radiation Sources. IAEA Safety Series 115, IAEA, Vienna, 1996

37. Телефакс BAO АЭС МЦ № MC-99/273 от 30.03.99

38. Телефакс WANO-Tokyo Center № F99-15,15.02.99

39. Обзор информации некоторых зарубежных стран в области контроля и регулирования радиационного воздействия АЭС. Московский Центр ВАО АЭС, М., 2000

40. Руководство МАГАТЭ по безопасности. Серия изданий по безопасности № 77. Принципы ограничения выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду. МАГАТЭ, Вена, 1989

41. Руководство МАГАТЭ по безопасности. Серия изданий по безопасности № 50-SG-011. Организация контроля радиоактивных выбросов и отходов в процессе эксплуатации атомных электростанций. МАГАТЭ, Вена, 1988

42. Nucl. News. 1999. V.42, № 7

43. Кларк P. Регулирование малоинтенсивного радиационного воздействия: настало время перемен. J.Radiol. Protection (Preprint), 1999

44. Безруков Б.А., Иванов Е.А., Шмелев В.И. Нормирование поступления радионуклидов в окружающую среду при эксплуатации АС. Атомная энергия, 1999, т. 88, вып. 2, С 159-160.

45. Иванов Е.А., Кочетков О.А., Савкин М.Н. и др. Радиационный риск для населения при нормальной эксплуатации АЭС: от приемлемого к безусловно приемлемому. Препринт Минатома России, М., 1999

46. Гусев. Н.Г. К обоснованию новых СП-АЭС-615/9-79. В сб. "Радиационная безопасность и защита АЭС", вып.5, М., Атомиздат, 1981

47. Бескрестнов Н.В., Гусев Н.Г., Сафонов И.С. Радиоактивные выбросы АЭС и принципы их нормирования. Сб. "Атомные электрические станции". М., 1984

48. Pearce K.I. Off-Site Dose Assessment Calculational Route: Review of Atmospheric Dispersion Methods and Data. BNFL Magnox Generation, M/TE/GEN/REP/0223/97, Issue 1, January 1999138

49. Сборник правил и норм по радиационной безопасности в атомной энергетике. Том 3, изд. МЗ СССР, М., 1989.

50. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере. Справочник. Изд. 2-е, переработанное и дополненное. М., Энергоатомиздат, 1991

51. ПубЛикация 29 МКРЗ. Рекомендации МКРЗ 1978 года. Выброс радионуклидов в окружающую среду. Расчет доз облучения человека. Пер. с англ. под ред. Моисеева А.А. и Алексахина P.M., М., Атомиздат, 1980

52. Сокольников И. Тензорный анализ. Пер. с англ.М.: "Наука", 19.71

53. Публикация 43 МКРЗ. Рекомендации МКРЗ 1984 года. Радиационная защита населения. Пер. с англ. под ред. Моисеева А.А. и Алексахина P.M., М., Энер-готомиздат, 1987

54. The Implication of the Variability in Critical Group Doses for the Control of Radionuclide Releases. British National Radiological Protection Board, February 2000.

55. Corbett J. The Significance of Ground Contamination Following an Accidental Release of Radioactivity. Berkeley Nuclear Lab., RD/B/N 3865, July 1977. 10 p.

56. Единая методика определения средней годовой эффективной дозы облучения населения территорий Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению. Методические указания ГКСЭН РФ. Изд. офиц. М., 1994

57. Методические подходы к оценке доз внутреннего облучения за счет перо-рального пути поступления от газо-аэрозольных выбросов АЭС. Отчет ГНЦ -ИБФ,М., 1999

58. Вредные химические вещества. Радиоактивные вещества. Справочник. Под общей ред. академика Ильина Л.А. и проф. Филова В.А. Л.: "Химия", 1990

59. Голубев Б.П., Козлов В.Ф., Смирнов С.Н. Дозиметрия и радиационная безопасность на АЭС. М., Энергоатомиздат, 1989

60. Егоров Ю.А., Репников Н.Ф. Образование химических соединений йода на АЭС с РБМК. В кн. : Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып. 7. М.: Энергоатомиздат, 1986

61. Крицкий В.Г., Доильницина В.В. Разработка модели влияния качества ВХР и параметров эксплуатации АЭС с ВВЭР на газо-аэрозольные выбросы 1311. Отчет ВНИПИЭТ, С.-Петербург, 1996

62. Чечеткин Ю.В., Якшин Е.К., Ещеркин В.М. Очистка радиоактивных газообразных отходов АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986.

63. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. 3-е изд. М. Энергоатомиздат. 1987.

64. Аварии и инциденты на атомных электростанциях. Под общей ред. проф. Соловьева С.П. Обнинск, 1992

65. Постановление Правительства России от 15.10.1992 №763 "О мерах по социальной защите населения, проживающего на территориях, прилегающих к объектам атомной энергетики".

66. Критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии ядерного реактора. Утв. ГГСВ СССР № 06-9/154-9 от 16.05.1990.

67. Амосова Т.В., Козлов В.Ф., Кузьмин И.И. и др. Оптимизация безопасности ядерной энергетики на основе социально-экономических показателей. Атомная энергия, 1995, т.79, вып.6. С443-448.