Оценка значений радиационных факторов в зонах действий и прилегающих объектах уранового производства

Целью и задачами исследований являются:

• -    разработка методики радиометрических исследований, определения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения (МЭД) техногенных объектов;

• -    разработка методики радиометрического определения концентраций радиоизотопов и их геохимического поведения в подземных водных пробах;

• -    обобщение результатов исследований по раскрытию главного фактора механизма растворения радиоизотопов;

• -    разработка мероприятий по уменьшению радиационного фактора техногенных объектов горно-металлургических предприятий на окружающую среду.

Для достижения цели проведены следующие работы:

• -    в техногенных объектах определены значения мощности эквивалентной дозы гамма-излучений (МЭД) и детализировано их пространственное распределение;

• -    определены концентрации различных радиоизотопов в водных пробах;

• -    изучено геохимическое поведение радиоизотопов при совместном хранении различного состава отходов горнометаллургических производств;

• -    сделаны выводы по разработке мероприятий и

• уменьшению радиационного фактора техногенных (ЭРОА) в атмосферном воздухе населённых объектов горно-металлургических предприятий на пунктов, в воздухе рабочей зоны и помещениях окружающую среду.                             прибором «Поиск», долгоживущие альфа-нуклиды

Учитывая актуальность вышеперечисленных, в (ДАН) в атмосферном воздухе населённых пунктов, настоящей исследование приведены значение в воздухе рабочей зоны и в помещениях, с отбором радиационных факторов урановых производств и проб на аспирационные фильтры, мощности гамма- методы их определений в зоне деятельности НГМК.

Техника и методики физического эксперимента Для измерения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения (МЭД) техногенных объектов использовали дозиметр ДКС-96 с блоком детектирования БДПГ-96. Полученные результаты (более 20 тысяч инструментальных замеров) по пространственному распределению МЭД сопоставлены с нормативными значениями.

Измерения загрязнённости альфа-нуклидами поверхностей промышленного оборудования, поверхностей помещений, специальных машин и специальных обмундирований рабочего персонала приборами ДКС-96.

Концентрация радиоизотопов в водных пробах определена инструментальным методом на приборе «Камера», позволяющим проводить экспресс измерения быстрее, чем традиционным эманационным методом. Определенное значение концентрации радиоизотопов позволяет предположить возможность геохимического излучения в непрерывном режиме для контроля выброса аэрозолей в атмосферу.

• -    В питьевых, сточных и подземных водах: определены концентрации U, Ra, Po, Th -специальным методом, Rn - эманационным методом и суммарной удельная альфа и бета активности на приборе УМФ-2000.

На основе полученных результатов рассчитывается годовая техногенная эффективная доза для персонала и для населения. Кроме вышеперечисленных измерений немаловажную роль играет систематическое определение величины радиоэкологических факторов, связанных с деятельностью уранодобывающих предприятий и существенно влияющих на радиоэкологическую стабильность и чистоту окружающей среды, а именно:

• -    величина радиоактивных выбросов в атмосферу при прокалке закиси-окиси урана; забалансовые урансодержащей руды в отвалах, на участках ПВ урана, а также отработанных отходов в

поведения радиоизотопов при совместном хвостохранилищах; вероятность загрязнения хранении различного состава отходов.

Радиоэкологический контроль деятельности комбината Во всех подразделениях НГМК имеются лаборатории (в том числе аккредитованные в Агентстве    “Узстандарт”    на    техническую компетентность), которые ведут непрерывные работы по контролю за состоянием окружающей среды. В данных лабораториях проводиться систематический      контроль      следующих ингредиентов:

• -    В почве: с отбором проб почвы на глубине 0-0,5 м. определен мощности эквивалентной дозы гамма-излучения    (МЭД),    затем    в

лабораторных    условиях    измерена суммарная удельная активность альфа-излучений  Аэфф  - почв, растений и стройматериалов, удельная активность естественных радионуклидов  К40,  Ra226, урана    (природный),    Th232    гамма- спектрометрическим методом.

• -    В воздухе: определены объемная

активность радона, мощности экспозиционной или эффективной дозы (МЭД) в рабочих помещениях и оборудованиях радиометрами дозиметрами-радиометрами ДКС-96, объёмная активность радона (ОАР) в атмосферном воздухе населённых пунктов и в воздухе рабочей зоны прибором ALPHAGUARD, эквивалентная равновесная объёмная активность дочерних продуктов распада радона подземных вод техногенными соединениями при ПВ урана и рациональные варианты рекультивации отработанных участков ПВ урана.

Мощность эквивалентной дозы - (МЭД) гамма-излучения в прилегающих территориях техногенных объектах составляет в среднем - 0,170,25 мкЗв/час, при значении естественной мощности эквивалентной дозы - 0,11 - 0,15 мкЗв/час. Линейные зависимости МЭДгамма-излучения от точки замера на территориях техногенного объекта приведены на рис 1.

Рис 1. Линейные зависимости МЭД гамма-излучения от точки замера .

Значения фона и МЭД гамма-излучения в стыкующих точках по периметру техногенного объекта в среднем не превышают 0,25 мкЗв/час.

Как видно из рис. 1 в техногенных объектах пространственное распределение значения МЭД гамма-излучений распределено нелинейно. Как видно из кривых 1, 2, 3 рис. 1 значения МЭД гамма- излучений колебаться от 0,30 мкЗв/час до 7,80 мкЗв/час, от 0,40 мкЗв/час до 5,90 мкЗв/час и от 0,28 мкЗв/час до 5,30 мкЗв/час соответственно. Это свидетельствует, что отходы различного состава имеют различный радиоизотопный состав и различную толщину слоя.

В исследованном техногенном объекте среднее значение МЭД гамма-излучений рис. 1 на порядок ниже, чем установленная норма, то есть от 10 до 40 раз меньше. Полученные результаты показывают, что все требования нормативных документов по размещение отходов производств выполняются на этом объекте в полном объеме.

Коэффициент    растворимости    некоторых радиоизотопов в нейтральных средах высокийпо сравнению с сернокислотной средой, потому возможно растворение некоторых радиоизотопов в жидкой фазе отходов различного состава, направляемой для получения толстого слоя, уменьшающего радиационное воздействие на окружающую среду.

При покрытии толстым слоем отходов, содержащих     радиоизотопы,      появляется вероятность просачивания техногенного раствора в подземный водоносный горизонт, а также вероятность      растворения      соединений радиоизотопов из ранее размещенных отходов горно-металлургических производств и перехода их в подземные воды. В целях изучения вероятности инфильтрации этих растворов проведено исследование по определению двух радиоизотопов в отобранных пробах из наблюдательных скважин, пробуренных по периметру техногенного объекта. Полученные результаты приведены в табл. 1.

Из полученных экспериментальных данных табл. 1 видно, что средняя концентрация радиоизотопов Р 1 и Р 2 в водах, отобранных ежеквартально в 20182020 годах из наблюдательных скважин пробуренных по периметру техногенного объекта, не превышает регламентируемых значений радиоизотопов в водедля Р 1 (45 Бк/л) и Р 1 (2,0 Бк/л). Из результатов видно что, природоохранные работы в этом техногенном объекте организованы в соответствии с установленными требованиями и полностью соответствует вышеперечисленным нормам, установленным в Республики Узбекистан.

В настоящее время продолжаются исследования по систематизации ранее полученных данных (за 25 лет), для более достоверного уяснения механизма геохимического поведения радиоизотопов в техногенных объектах размещенных отходов различного    состава     и     растворимости радиоизотопов под влиянием различных состава жидких фаз. Выявление главного фактора растворимости радиоизотопов в водных пробах дает возможность оперативно решать вопросы оценки величин воздействия техногенного объекта

Таблица 1

Результаты исследования по определению двух радиоизотопов в отобранных пробах из наблюдательных скважин

Номер пробы	Р1, Бк/л	Отношение активности Р1 к ПДK	Р2, Бк/л	Отношение активности Р1 к ПДК
1	20,1	0,44	0,061	0,03
2	3,82	0,08	0,027	0,014
3	7,56	0,17	0,032	0,016
4	0,14	0,003	0,006	0,003
5	0,36	0,008	0,003	0,001
6	0,22	0,005	0,019	0,009
7	2,26	0,05	0,046	0,023
8	0,26	0,006	0,006	0,003
9	10,1	0,22	0,029	0,014
10	1,64	0,04	0,041	0,020
11	16,6	0,40	0,039	0,020
12	2,36	0,05	0,015	0,007
13	0,34	0,008	0,007	0,003
14	0,73	0,02	0,011	0,005
15	0,10	0,002	0,032	0,016
16	0,11	0,002	0,033	0,016

----------------------------------»

на окружающую среду.

Оценка годовой суммарной эффективной дозы поглощения населением региона. Определена годовая эффективная доза от всех радиационных факторов для населения близлежащих городов и полученные результаты показали что установленные нормы – 2,0 мЗв/год в Республике Узбекистан, согласно СанПиН №019306 выполняется. В последние годы на уранодобывающих предприятиях проводиться мониторинг по определению индивидуальной годовой дозы персонала на приборе АКИДК (автоматический комплекс индивидуального дозиметрического контроля) с целью получения достоверную информацию, выбора метода максимального уменьшения получаемой индивидуальной годовой дозы и своевременного проведения ротаций рабочего персонала.

В настоящее время для персонала работающих в объектах ПВ урана, после разработанных мероприятий улучшилась радиационная обстановка и они получают годовую техногенную эффективную дозу в приделах 5-8 мЗв/год, при установленном верхнем пределе 20 мЗв/год, результаты представлены в таб. 2.

Как видно из данных, приведенных в таб. 2, полученные годовые эффективные дозы для персонала, работающего на радиационно-загрязненных производствах, не превышают установленную норму - 20 мЗв/год и не превышают норму, установленную для населения - 2 мЗв/год.

Таблица 2

----------------------------------»

Результаты дозиметрического обследования в точках наблюдений промобъектах и населенных пунктах.

№	Кол-во точки отбора, штук	МЭД, мкР/час		ДАН, мБк/м3		ЭРОА, Бк/м3		Годовая эффектив ная доза, мЗв/год
		Предел значений
		мин	мак	мин	мак	мин	мак
1	64 *	0,19	0,67	2,2	3,8	5	24	1,21-8,43
	20 **	0,15	0,19	1,8	5,3	1,4	2,8	0,43-0,84
2	68 *	0,18	0,64	2,1	2,8	2,1	18	2,10-7,17
	24 **	0,15	0,19	1,6	5,1	0,4	2,4	0,37-0,81
3	32 *	0,16	0,36	1,2	2,4	4.0	14	0,53-5,36
	16 **	0,15	0,19	1.1	1,5	1.0	1,8	0,24-0,53
4	58 *	0,18	0,63	3,2	4,4	4.0	23	1,43-6,34
	18 **	0,15	0,19	1.0	1,7	1.4	2,8	0,33-0,69
5	42 *	0,16	0,56	2,2	3,7	5.0	23	1,42-6,31
	28 **	0,16	0,19	1.7	1,9	2.0	2,8	0,21-0,58

Примечание: *-точки отбора в промобъектах, **-точки отбора в населённых пунктах.

На основании проведенных исследований и обобщений можно сделать вывод что, техногенное влияния радиационно-загрязнённых объектов не выходит из территории данного объекта, персонал и окружающая среда надежно защищена от вредного радиационного влияния.

Выводы Таким образом из проведенных многолетних исследований по определению радиационных факторов урановых производств и методов их определений можно сделать вывод, что радиационная обстановка в регионе соответствует установленным нормам, эффективная годовая доза для персонала работающего на промобъектах уранового производства и для населения населенных пунктов в прилегающих зонах не превышает значений установленных в СанПиН-0193-06.

На основании проведенных радиометрических исследований техногенных объектов, определены закономерности пространственного распределения МЭД гамма-излучения и концентрации радиоизотопов Р 1 и Р 1 в пробах воды. Из полученных результатов видно, что в обоих случаях отсутствует превышение показателей над регламентируемыми значениями.

В перспективе разработаны плановые