Научные основы обеспечения радиационно-гигиенической безопасности персонала предприятий атомной промышленности в современных условиях

На правах рукописи

Антипин Евгений Борисович

НАУЧНЫЕ ОСНОВЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСОНАЛА ПРЕДПРИЯТИЙ АТОМНОЙ ПРОМЫШЛЕННОСТИ В СОВРЕМЕННЫХ УСЛОВИЯХ

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени

доктора медицинских наук

14.02.01 - Гигиена

Москва

2011

Работа выполнена в Федеральном государственном учреждении «Федеральный медицинский биофизический центр им. А.И. Бурназяна» ФМБА России

Научный консультант:

доктор медицинских наук Наталия Константиновна Шандала

Официальные оппоненты:

доктор медицинских наук, профессор Мешков Николай Иванович

доктор медицинских наук Иванов Сергей Иванович

доктор медицинских наук Шальнова Галя Андреевна

Ведущая организация:

Федеральное государственное унитарное предприятие «Южно-Уральский институт биофизики» ФМБА России

Защита диссертации состоится “_30_” _июня___ 2011 г. в _10.00__ часов на заседании диссертационного совета Д 462.001.01 при Федеральном государственном учреждении «Федеральный медицинский биофизический центр им. А.И. Бурназяна» ФМБА России по адресу: Москва, ул. Живописная, д. 46.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Федеральном государственном учреждении «Федеральный медицинский биофизический центр им. А.И. Бурназяна» ФМБА России по адресу: Москва, ул. Живописная, д. 46.

Автореферат разослан “___” _________ 2011 г.

Ученый секретарь

Диссертационного Совета Н.К. Шандала

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

БФЛ – биофизическая лаборатория

ГДК – групповой дозиметрический контроль

ГФУ – гексафторид урана

ДОА – допустимая объемная активность

ИДК – индивидуальный дозиметрический контроль

КУ – контрольные уровни

МЭД – мощность экспозиционной дозы

ПГП – предел годового поступления

ПСЛ – промышленно-санитарная лаборатория

СИЧ – счетчик излучения человека

СТП – стандарт предприятия

ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент

ТП – технологический продукт

ЯТЦ – ядерно-топливный цикл

общая характеристика работы

Актуальность темы

Предприятия атомной промышленности в настоящее время все шире вовлекаются в переработку оружейного урана и плутония для использования их в качестве топлива для реакторов различного назначения. Указанные процессы имеют социальное и политическое значение.

Программа разоружения и конверсии атомных производств предполагает два основных направления.

К первому относится промышленное применение оружейного плутония и урана, высвобождаемых из ядерных зарядов, и использование их в ядерно-топливном цикле в качестве смешанного уран-плутониевого топлива.

Ко второму - переработка рециклированного урана и непрерывное возвращение его в ядерно-топливный цикл. Ранее его переработку вели только с целью извлечения оружейного плутония и урана-235.

Практическая реализация указанных направлений осуществляется при проектировании и реконструкции отдельных производств с применением технологических продуктов различного радиационно-гигиенического качества и требует от государственного санитарно-эпидемиологического надзора принятия решений на основе санитарно-эпидемиологических экспертиз на соответствие требований НРБ-99/2009, ОСПОРБ-99/2010 и СП ПУАП. При этом основной составляющей экспертизы по радиационной безопасности является прогнозирование радиационной обстановки и доз облучения персонала, которое в настоящее время требует более серьезного обоснования.

Проведенные исследования на предприятиях по переработке рециклированного урана различного радиационно-гигиенического качества за счет примесей радиационно значимых радионуклидов, доказали прямую связь между гигиеническим качеством технологических продуктов и радиационной обстановкой на рабочих местах.

Обеспечение радиационной безопасности персонала может быть гарантировано соблюдением основных дозовых пределов и их производных, что должно подтверждаться в практических условиях данными индивидуального дозиметрического контроля (ИДК), с достаточной степенью достоверности, и данными радиационного контроля. Существующая система ИДК в условиях неравномерного внешнего и внутреннего облучения персонала не удовлетворяет современным требованиям и лишена точности индивидуальных показателей.

Настоящая работа направлена на совершенствование системы обеспечения радиационной безопасности персонала атомной промышленности путем разработки метода радиационно-гигиенического прогнозирования и подходов к индивидуальному дозиметрическому контролю внутреннего облучения в условиях неравномерного поступления радионуклидов.

На основе результатов работы предлагается ввести в практику государственного санитарно-эпидемиологического надзора гигиеническое регулирование (нормирование) гигиенически значимых примесей технологических продуктов, оказывающих влияние на радиационную обстановку, а также методы расчета их допустимого содержания.

Цель исследования:

Целью исследования является установление основных факторов формирования радиационной обстановки в производственных подразделениях предприятий ЯТЦ, разработка на этой основе методологии прогноза радиационной обстановки и практических рекомендаций по совершенствованию нормативно-методического обеспечения индивидуального дозиметрического контроля и противоаварийной готовности специализированной санитарно-эпидемиологической службы Федерального медико-биологического агентства.

Задачи исследования:

1. Изучить опыт организации и осуществления государственного санитарно-эпидемиологического надзора за предприятиями атомной промышленности в СССР и Российской Федерации.
2. Проанализировать радиационную обстановку на объектах ЯТЦ в зависимости от качества технологических продуктов и определить основные гигиенически значимые примеси технологических продуктов.
3. Разработать методы радиационно-гигиенического прогноза атомных технологий и установить гигиенические нормативы качества технологических продуктов, влияющих на радиационную обстановку.
4. Определить гигиенически значимые дозиметрические характеристики радиоактивных аэрозолей для организации необходимого дозиметрического контроля и разработать рекомендации по установлению регламентов дозиметрического контроля для разных типов предприятий ЯТЦ.
5. На основе анализа отдельных аварийных ситуаций на предприятиях ЯТЦ дать рекомендации по действиям промышленно-санитарной лаборатории (ПСЛ) и биофизической лаборатории (БФЛ) при ликвидации последствий радиационных аварий, обосновать необходимость установления контрольных уровней и уровней вмешательства.

Научная новизна:

Впервые сформулированы принципы прогноза радиационной обстановки на предприятиях ЯТЦ в зависимости от качества перерабатываемых основных технологических продуктов и разработана методология радиационно-гигиенического прогноза.

Впервые разработаны математические модели расчетов гигиенически значимых примесей в основных технологических продуктах предприятий ЯТЦ.

Впервые показаны новые подходы к применению результатов индивидуального дозиметрического контроля в практике специализированного государственного санитарно-эпидемиологического надзора на предприятиях ЯТЦ, и сформулированы основные направления решения проблемы обеспечения ИДК в условиях неравномерного внешнего и внутреннего облучения персонала.

Впервые обобщены дозиметрические характеристики радиоактивных аэрозолей на различных предприятиях ЯТЦ.

Впервые проанализирован и обобщен опыт работы ПСЛ и БФЛ в условиях ликвидации последствий радиационных аварий и даны рекомендации по совершенствованию противоаварийной работы.

Практическое значение работы

Установлены допустимые величины примеси плутония в азотнокислом ураниле (сырье для урановых заводов), позволившие обеспечить оптимальную радиационную обстановку на сублиматном и разделительном заводах предприятий ЯТЦ.

Разработаны и введены в действие нормативно-методические документы системы государственного санитарно-эпидемиологического нормирования в области обеспечения радиационной безопасности: санитарные правила, гигиенические нормативы, методические указания, руководства, методические указания по контролю.

Предложены способы математического расчета для прогноза радиационной обстановки, которые в настоящее время используются Ростехнадзором при экспертизе качества сырья в рамках обоснования радиационной безопасности.

Установлены основные направления специализированного государственного санитарно-эпидемиологического надзора при контроле качества входного сырья.

Представлены конкретные рекомендации по совершенствованию ИДК и организации противоаварийной работы.

Установлены контрольные уровни и уровни вмешательства при радиационной аварии.

С целью повышения эффективности государственного санитарно-эпидемиологического надзора в профилактике переоблучения персонала плутониевых производств, предложено ввести в отечественные нормы радиационной безопасности нормативы содержания радионуклидов в организме и критических органах человека.

Основные научные положения, выносимые на защиту:

1. Закономерности формирования радиационной обстановки в зависимости от гигиенического качества основных технологических продуктов предприятий ЯТЦ.

2. Контрольные уровни содержания гигиенически значимых примесей в основных технологических продуктах, перерабатываемых на предприятиях ЯТЦ.

3. Способы расчета и обоснование контрольных уровней по содержанию гигиенически значимых примесей в перерабатываемых технологических продуктах.

4. Совершенствование системы ИДК внешнего и внутреннего облучения путем внедрения дополнительных нормативов по содержанию радионуклидов в организме персонала предприятий ЯТЦ.

5. Нормативно-методическое обеспечение противоаварийного реагирования формирований повышенной готовности специализированного Госсанэпиднадзора ФМБА России.

Внедрение результатов исследования

Результатом исследований явились разработанные автором нормы примесей трансурановых элементов в ТП, которые нашли применение в стандартах предприятий. Требования по ограничению примесей изложены в ряде санитарных нормах и правилах, а также нормативно методических документах, применяемых в практике госсанэпиднадзора:

1. СанПиН 2.6.1.34–03. Санитарные правила и нормы. Обеспечение радиационной безопасности предприятий ОАО «ТВЭЛ» (СП ТВЭЛ-03) // Утверждены Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации, Первым заместителем Министра здравоохранения Российской Федерации Г.Г. Онищенко 27 апреля 2003 г. Зарегистрированы в Министерстве Юстиции Российской Федерации (регист. № 4634 от 3 июня 2003 г.). Дата введения: с 25 июня 2003 г. Официальная публикация в «Российской газете». – № 119/1 (3233/1) от 20.06.2003.

2. МУК 2.6.5.13 – 07. Методические указания по методам контроля. Порядок проведения радиационного контроля на ОАО «Машиностроительный завод» // Утверждены Заместителем руководителя Федерального медико-биологического агентства, Главным государственным санитарным врачом по обслуживаемым организациям и обслуживаемым территориям Романовым В.В. 29.03.2007.

3. МУК 2.6.1.02-04. Методические указания. Контроль профессионального внутреннего облучения на ФГУП «Ангарский электролизный химический комбинат» // Утверждены заместителем Главного государственного санитарного врача Российской Федерации Романовым В.В. 30 января 2004 г.

4. Р 2.6.1.10–04. Организация работ с ураном и его соединениями в открытом виде на предприятиях ядерно-оружейного комплекса. Руководство / Кочетков О.А., Монастырская С.Г., Симаков А.В., Антипин Е.Б. и др. // М.: Федеральное управление «Медбиоэкстрем», 2004 г. – 13 с.

5. МВР 2.6.1.44-2001. Расчет ожидаемых эффективных доз внутреннего облучения персонала по результатам измерений активности радионуклидов в теле человека или в его отдельных органах с использованием компьютерной программы ММК-01. Методика выполнения расчетов // Утв. Заместителем Главного Государственного санитарного врача по объектам и территориям, обслуживаемым Федеральным управлением «Медбиоэкстрем» О.И. Шамовым, 31.10.01.

6. МУК 2.6.1.09-03. Типовая программа дозиметрического контроля внутреннего облучения. Методические указания по контролю // Утв. Главным Государственным санитарным врачом по объектам и территориям, обслуживаемым Федеральным управлением «Медбиоэкстрем» В.В. Романовым, 09.01.03.

7. МУ 2.6.1.044-08. Методические указания. Установление класса работ при обращении с открытыми источниками ионизирующего излучения. – М: Федеральное медико-биологическое агентство, 2008. – 15 с.

Основные результаты анализа противоаварийной работы заложены в нормативно-методических документах:

1. Руководство по организации санитарно-гигиенических и лечебно профилактических мероприятий при крупномасштабных радиационных авариях / Под ред. Л.А.Ильина. – М.: ВЦМК «Защита», 2000. – 244 с.?

2. МУ 2.6.1.16–00. Методические указания. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования// Утверждены руководителем ДБЧС Минатома России А.М. Агаповым 15.02.2000, заместителем главного государственного санитарного врача РФ по специальным вопросам О.И. Шамовым 24.05.2000, согласованы начальником Управления метрологии Госстандарта России В.М. Лаховым 24.02.2000.

3. МУ 2.6.1.26-03. Методические указания. Определение доз внешнего облучения персонала при радиационных авариях на предприятиях Минатома // Утверждены Главным государственным санитарным врачом по объектам и территориям, обслуживаемым Федеральным управлением «Медбиоэкстрем» В.В. Романовым 28.04.03, Руководителем Департамента безопасности, экологии и чрезвычайных ситуаций Минатома России А.М. Агаповым 02.06.2003 и др.

4. Антипин Е.Б., Машуков В.Н. Регламент работы ПСЛ и БФЛ в условиях радиационных аварий// Руководство: Утверждено заместителем главного государственного санитарного врача О.И. Шамовым 15.07.2000.

5. Р 2.6.1.47-01. Методические рекомендации. Типовое содержание плана медико-санитарного обеспечения персонала и населения при радиационных авариях // Утверждены заместителем Главного государственного санитарного врача Российской Федерации, начальником Федерального управления медико-биологических и экстремальных проблем при Минздраве России В.Д. Ревой 07.12.01.

Личный вклад автора работы заключается в постановке задачи, анализе действующего законодательства и нормативных правовых актов в области радиационной безопасности, разработке методологии прогноза радиационной обстановки, подготовке практических рекомендаций, анализе результатов исследований, формулировке выводов, написании статей и докладов.

Апробация работы. Основные положения и результаты исследования докладывались и обсуждались на заседаниях научно-технического совета Федерального медико-биологического агентства, на заседании секции № 1 Ученого совета ГНЦ-ИБФ (протокол № 4 от 10.03.2005 г.), на научной конференции объединенных секций Ученого совета ГНЦ-ИБФ (протокол № 5 от 26.06.2006 г.), на совместном заседании секций №3 и №4 Ученого совета ФГУ «Федеральный медицинский биофизический центр им. А.И. Бурназяна» ФМБА России (протокол от 31.03.2010 г.).

Публикации. По теме диссертации опубликовано более 40 печатных работ, из них 9 статей в журналах, 7 отчетов и закрытых работ, 1 монография, а также утверждено более 20 нормативно-методических документов системы государственного санитарно-эпидемиологического нормирования.

Объем и структура работы. Диссертация изложена на 280 страницах и состоит из введения, 6 глав, заключения и списка литературы. Работа содержит 47 таблиц и 33 рисунка. Список использованной литературы включает 220 наименований отечественных и зарубежных авторов.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении на основе анализа практики осуществления специализированного государственного санитарно-эпидемиологического надзора (госсанэпиднадзора) ФМБА России обоснована актуальность темы работы, сформулирована цель, определены задачи исследований, излагаются положения, выдвигаемые на защиту, даются сведения, характеризующие научную новизну и практическую значимость результатов исследований, их апробацию и публикацию в научной литературе.

В первой главе проведен анализ законодательной и нормативной базы государственного санитарно-эпидемиологического надзора в области радиационной безопасности, действующих гигиенических нормативов внутреннего облучения персонала предприятий ЯТЦ.

Законодательные и нормативные изменения в области государственного регулирования надзора и контроля обеспечения радиационной безопасности человека носят прогрессивный характер. Во многом этому способствовали ведущие гигиенисты России: академик РАМН Л.А. Ильин, академик РАМН Л.А. Булдаков, Н.Ю. Тарасенко, П.А. Рамзаев и др.

В 1996 г., в условиях серьезной озабоченности общества состоянием радиационной безопасности в Российской Федерации, был принят Федеральный закон «О радиационной безопасности населения». Данный закон решил ряд задач законодательного регулирования отношений в области обеспечения радиационной безопасности персонала и населения, проведения гигиенических экспертиз в области радиационной безопасности, ускорил разработку и внедрение новых нормативных документов с учетом рекомендаций МКРЗ и основных Международных норм безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасности источников излучений.

Принятый в 2002 г. Федеральный закон «О техническом регулировании» - это новый виток законодательного характера в области регулирования радиационной безопасности. Данный закон предоставил санитарно-эпидемиологической службе России возможность совершенствования гигиенического нормирования с учетом требований указанного закона. Например, для предприятий атомной промышленности можно было бы разработать регламенты, обязательные для выполнения, и санитарные правила (гигиенические рекомендации) добровольного применения. Закон «О техническом регулировании» подразумевает, что обязательными требованиями могут быть только требования, изложенные в технических регламентах, принятых на законодательном уровне, т.е. законом разделено гигиеническое нормирование и техническое регулирование. На рисунках 1 и 2 представлены предлагаемые нами модели гигиенического нормирования и технического регулирования в условиях действия ФЗ «О техническом регулировании».

По нашему мнению,
использование таких моделей могло бы гармонизировать применение Федерального Закона «О техническом
регулировании» и законов,
относящихся к области обеспечения безопасности человека при использовании атомной энергии.

Что касается санитарных правил, то в области РБ они направлены на предотвращение необоснованного облучения персонала. В ряде случаев они могут не соблюдаться, так как возможны другие пути достижения установленных законом нормативов: например, несоблюдение требований ОСПОРБ-99/2010, в части мощности экспозиционной дозы, можно компенсировать уменьшением продолжительности пребывания персонала на данном рабочем месте.

Из сказанного следует, что в области детерминистских эффектов можно допустить техническое регулирование, а область стохастических эффектов - это сфера санитар-ных требований (правил) и, разумеется, нельзя гигиеничес-кое нормирование подменять техническим регулированием.

Федеральным законом «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» введена в практику Госсанэпиднадзора санитарно-эпидемиологическая экспертиза, т.е. процедура определения соответствия санитарным нормам и правилам. Экспертиза проектов, а также действующих объектов использования атомной энергии при продлении действия санитарно-эпидемиологического заключения, по своей сути, представляет радиационно-гигиенический прогноз по обеспечению радиационной безопасности граждан. Данные виды экспертиз в отношении технически несложных источников ионизирующего излучения не являются проблемными для специалистов госсаэпиднадзора. К сложным производствам атомной энергетики и промышленности радиационно-гигиеническое прогнозирование требует особых подходов и методов расчета, т.е. необходимо методическое обоснование экспертиз в области радиационной безопасности.

На основании Федерального закона «О радиационной безопасности населения» были разработаны и утверждены НРБ-96, НРБ-99 и НРБ-99/2009, действующие в настоящее время и, в целом, позволяющие в полной мере выполнять функции по осуществлению государственного санитарно-эпидемиологического надзора в обслуживаемых организациях и на территориях,обслуживаемых ФМБА России. Требования в отношении техногенного облучения, установленные НРБ-99, новыми санитарными правилами и нормативами НРБ-99/2009, практически не изменились.

Однако главные различия НРБ-99 и НРБ-99/2009 и ранее действовавших НРБ-76/87 заключаются в том, что в НРБ-99/2009 отсутствуют какие-либо индивидуальные нормативы и производные показатели в условиях внутреннего неравномерного поступления. Это заметно снижает профилактическую направленность НРБ (отсутствуют основания для профессионального вывода) для работающих в условиях воздействия открытых источников ионизирующего излучения.

Согласно требованиям НРБ-99 и НРБ-99/2009, в стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений пределов годового поступления (ПГП) и допустимых объемных активностей (ДОА), приведенных в приложениях П-1 и П-2 НРБ-99, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

В условиях нестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА должны устанавливаться методическими указаниями федерального органа надзора, однако, до настоящего времени требуемые ПГП и ДОА не разработаны, хотя известно, что на предприятиях атомной промышленности и энергетики, особенно на плутониевых производствах ЯТЦ, в большинстве случаев имеет место «нестандартное поступление радионуклидов». Поэтому, очень важна разработка подходов и методическое обеспечение контроля внутреннего облучения персонала, но при учете только ПГП и ДОА, индивидуальный дозиметрический контроль крайне затруднителен, а в ряде случаев невозможен. К тому же, в данном случае он лишен оперативности, т.к. поступление, даже на уровне ПГП, может быть одноразовым, а временной интервал неизвестен (в начале отчетного года или в середине). Следовательно, лицо из персонала может и далее переоблучаться за счет дальнейшего поступления радионуклидов до конца отчетного года. В положение о том, что ожидаемая эффективная доза за 50 лет, по утвержденным методическим указаниям, приписывается отчетному году, отсутствуют четкие разъяснения.

К тому же расчет дозы облучения от инкорпорированных радионуклидов ведется через показатели объемной активности на рабочих местах, которые всегда являются некими средними величинами.

Таким образом, практика применения НРБ-99 при гигиеническом сопровождении производств ядерно-топливного цикла показала несовершенство контроля внутреннего облучения персонала с использованием предела годового поступления радионуклидов, поскольку рассчитанная доза от внутреннего облучения через некое среднее ПГП не является индивидуальной.

Во второй главе в гигиеническом аспекте представлены особенности технологии основных производств ядерно-топливного цикла: промышленный ядерный реактор, радиохимический, сублиматный и разделительный заводы; а также рассмотрена сложившаяся на данных предприятиях радиационная обстановка и проанализированы дозы облучения персонала.

Предприятия атомной промышленности и энергетики уникальны, им не существует аналогов. Производства, выпускающие одну и ту же продукцию, различаются компоновкой оборудования, частично технологическими процессами, условиями труда и, соответственно, радиационной обстановкой.

Все предприятия атомной энергетики России представляют собой единый комплекс и связанны воедино по технологии получения конечной продукции, начиная от добычи урановой руды и заканчивая оружейным ураном, плутонием или топливом для атомных энергетических установок. Предприятия ЯТЦ являются частью атомно-энергетического комплекса России.

Конечная продукция одного завода ЯТЦ является сырьем для другого. При такой технологии радиационно-гигиенические характеристики конечной продукции одного предприятия, безусловно, влияют на радиационную обстановку, а значит и на облучаемость персонала завода потребителя этой продукции. Таким образом, регулируя качество той или иной продукции, можно влиять на радиационную обстановку. В силу этого необходимо знать качественные и количественные характеристики технологических продуктов (далее по тексту - ТП) на этапах передачи их с завода на завод, «гигиенически значимые» характеристики продукции и управлять этими характеристиками через нормирование гигиенически значимых примесей.

В таблице 1 перечислены виды технологической продукции, радиационно-гигиенические качества которой требуют надзора и контроля.

Таблица 1. Радиационно-гигиенические качества ТП

предприятий ЯТЦ, требующие надзора и контроля

Предприятие изготовитель ТП	Наименование ТП	Радиационно-гигиенические качества ТП	Предприятие потребитель ТП
Промышленные реакторы	Облученные стандартные блоки	Удельная активность	Радиохимическое предприятие
Радиохимические предприятия	Азотнокислый уранил	Примесь плутония-239	Сублиматный завод
Сублиматный завод	Гексафторид урана	Примесь плутония-239	Разделительный завод
Разделительный завод	Гексафторид урана обогащенный	Примесь плутония-239	Предприятия по изготовлению ТВЭЛов

Надзор за качеством ТП, формирующих радиационную обстановку на рабочих местах, по праву может войти в комплекс мер по предупреждению необоснованного облучения персонала предприятий ЯТЦ.

Комплексный подход к осуществлению Госсанэпиднадзора ФМБА России назван нами гигиеническим сопровождением атомных технологий.

Для успешного осуществления основных положений такого подхода необходимо:

1. Надзор и контроль радиационной обстановки и доз облучения персонала, контроль радиационной обстановки в зоне наблюдения и определение уровня доз у населения под научно-методическим руководством ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России.

2. Широкое привлечение территориальных органов и учреждений Госсанэпиднадзора ФМБА России научно-исследовательскими учреждениями ФМБА России к решению вопросов гигиенического нормирования.

До настоящего времени в гигиеническом сопровождении методически не предусматривается контроль качества ТП, и, как следствие, зависимость формирования радиационной обстановки от качества ТП остается не изученной. В силу этого, разрабатываемые гигиенистами мероприятия по улучшению условий труда, как правило, относятся к санитарно-техническим и санитарно-гигиеническим мероприятиям.

В современных условиях предприятия ЯТЦ все шире применяют новые технологии, нестандартные технологические продукты и поэтому радиационная обстановка динамично изменяется в зависимости от качества ТП.

Показано, что контролируя качество ТП и соблюдая ограничения по содержанию в них гигиенически значимых примесей, возможно предотвращать нежелательную радиационную обстановку на предприятиях потребителях данной продукции.

В условиях несовершенства нормативно-методического обеспечения индивидуального дозиметрического контроля и необходимости радиационно-гигиенического прогнозирования нами предложена новая стратегия надзора за обеспечением радиационной безопасности в системе санитарно-эпидемиологической службы ФМБА России, которая должна основываться на следующих принципах:

при осуществлении специализированного Госсанэпиднадзора ФМБА России приоритетным должно стать обеспечение безопасности персонала радиационно-опасных объектов;

специализированный надзор, учитывая его особенности и задачи, должен осуществляться единым подразделением специалистов с функциями надзора и контроля, а также ПСЛ и БФЛ. Особенно это важно для полноценного функционирования внештатных противоаварийных формирований в территориальных органах и учреждениях ФМБА России;

наибольшее внимание в первую очередь должно уделяться оценке эффективных доз, научным обоснованиям закономерностей их формирования, что позволит разрабатывать обоснованные мероприятия по снижению облучения от источников ионизирующего излучения, формирующих неравномерное облучение, избежать превышения клинически значимых эквивалентных доз на организм при внутреннем облучении от инкорпорированных радионуклидов;

первоочередные защитные мероприятия должны проводиться для групп персонала, получающих наибольшие дозы от данного источника ионизирующего излучения;

профилактика повышенного профессионального облучения должна обеспечиваться безусловным выполнением специальных технических регламентов и санитарных правил, совершенствованием существующих и вновь внедряемых технологий, использующих источники ионизирующего излучения;

выявление источников ионизирующего излучения, дающих наибольший вклад в облучение персонала, должно осуществляться только на основании четко отлаженной системы надзора и контроля, достаточной по объему и достоверности;

по результатам радиационного контроля необходимо выстраивать радиационно-гигиенический прогноз для обоснования тех или иных решений Госсанэпиднадзора по продлению санитарно-эпидемиологических заключений на право работы с источниками ионизирующего излучения.

В связи с этим вопрос разработки научно-методической основы радиационно-гигиенического прогнозирования при гигиеническом сопровождении новых атомных технологий в современных условиях становится актуальным.

Прогноз радиационной обстановки, исходя из качества потребляемой технологической продукции, нами был назван радиационно-гигиеническим прогнозом, и его построение также вошло в понятие гигиенического сопровождения предприятий атомной промышленности.

Таким образом, гигиеническое coпрoвождение атомных технологий и обеспечение радиационной безопасности персонала предприятий ЯТЦ, и в целом предприятий атомной промышленности, не может быть эффективным без контроля и нормирования гигиенически значимых примесей в технологических продуктах, передаваемых с завода на завод, и в целом система специализированного контроля и надзора должна заключаться в следующем:

  предупредительный и текущий надзор и контроль состояния радиационной безопасности персонала и населения;

  предупредительный и текущий надзор и контроль условий транспортирования ядерных материалов и радиоактивных веществ;

• надзор и контроль качества технологических продуктов, передаваемых с одного завода на другой, как в рамках одного предприятия (комбината), так и на другие предприятия. При этом контролю подлежат гигиенически значимые примеси в технологических продуктах;
• прогноз радиационной обстановки, на основе знаний закономерностей ее формирования в зависимости от качества применяемых технологических продуктов;
• немедленное реагирование на возникновение радиационных аварий и инцидентов с целью максимально быстрой оценки радиационной обстановки и расчета прогнозируемых уровней облучения персонала и населения для принятия решений.

В третьей главе представлены результаты исследования радиационной обстановки на предприятиях ядерно-топливного цикла в зависимости от качества перерабатываемых ТП. Исследования были направлены на изучение характеристик основных ТП и на выделение их качественных составляющих, оказывающих влияние на радиационную обстановку, и, как следствие, на формирование индивидуальных доз облучения персонала.

В качестве объектов исследований нами были выбраны заводы, входящие в состав ОАО «Сибирский химический комбинат» (СХК, г. Северск Томской области), и ТП, передаваемые с завода на завод для получения конечной продукции, а также радиационная обстановка на указанных заводах, данные индивидуального дозиметрического контроля персонала и показатели профессиональной заболеваемости среди персонала заводов ЯТЦ.

Основные предприятия СХК с точки зрения «гигиенически значимых» характеристик выпускаемых и потребляемых ТП приведены в таблице 1.

Установлено, что радиационно-гигиеническая обстановка на промышленных реакторах формируется за счет внешнего гамма-облучения персонала от различных источников. Среди них следует выделить облученные ТВЭЛы, так как мощность дозы на рабочих местах персонала ОЗиГП, имеющего наибольшие дозы, зависит от сроков выдержки ТВЭЛов после выгрузки из реактора.

Зависимость формирования доз у персонала промышленных реакторов при обращении с облученными ТВЭЛами различных сроков выдержки представлена на рисунке 3.

ОЗиГП - персонал Отдела заготовок и готовой продукции

ОГМ - персонал Отдела главного механика

Рисунок 3. Облучаемость персонала промышленных

ядерных реакторов в зависимости от времени выдержки ТВЭЛов

Представленный график наглядно подтверждает снижение уровней годовых доз облучения персонала ОЗиГП по мере увеличения сроков выдержки облученных ТВЭЛов. Годовые дозы облучения у прочего персонала, не имеющего контакта с облученными ТВЭЛами, практически сохраняются на одном уровне и не зависят от сроков выдержки.

Таким образом, одно из качеств ТП (облученные ТВЭЛы), а именно срок их выдержки, можно отнести к гигиеническому показателю, который, в целях профилактики облучения персонала, должен иметь гигиенический норматив. Установлено, что работу по комплектации партии и перегрузке, следует проводить с ТВЭЛами после максимальной выдержки, рекомендуемый срок выдержки облученных ТВЭЛов должен составлять не менее 170 сут. (согласно СТП 41-82 срок выдержки составляет 65 сут.).

Основными радиационными факторами воздействия на персонал радиохимического завода СХК являются: внешнее облучение от бета- и гамма-излучающих радионуклидов, в нутреннее облучение при поступлении в органи зм радиоактивных аэрозолей, содержащих плутоний и другие радионуклиды.

В результате исследований показана связь радиационной обстановки радиохимического завода в зависимости от сроков выдержки облученных ТВЭЛов, поступающих на переработку с промышленных реакторов.

Изучена зависимость мощности экспозиционной дозы (МЭД) от сроков выдержки облученных ТВЭЛов в разные периоды деятельности радиохимического завода. Показано, что значения МЭД на различных этапах растворения и экстракции урана и плутония в разных помещениях радиохимического завода снижается по мере очистки технологического раствора (пульпы) от продуктов ядерного деления (осколочные элементы – гамма излучатели), являющиеся отходами при экстракции урана и плутония. Мощность экспозиционной дозы гамма-излучения снижалась как по ходу технологического процесса, так и по годам, достигнув к 2000г. в щитовых помещениях радиохимического завода - уровня фона, а в помещениях периодического посещения - 80 мкЗв/час. Динамика процесса объясняется переходом с 1975 года на экстракционную технологию, увеличением межремонтного пробега оборудования, а также увеличением сроков выдержки облученных ТВЭЛов на реакторном производстве (с 65 до 200 сут.).

Следующим этапом исследований был анализ формирования дозы внешнего и внутреннего облучения персонала радиохимического завода за счет вклада в МЭД загрязнений поверхностей и последующего «вторичного» загрязнения воздуха рабочей зоны, спецодежды и кожных покровов.

Основными вторичными источниками внешнего облучения являются загрязненное оборудование и загрязненные строительные конструкции. Значительно в меньшей степени источниками облучения являются загрязненные радионуклидами поверхности дополнительных средств индивидуальной защиты, спецодежды и кожные покровы в период проведения различных операций, связанных с разгерметизацией технологического оборудования.

В результате исследований загрязненности радиоактивными веществами поверхностей пола и воздушной среды в различных производственных помещениях радиохимического завода установлено, что загрязнение поверхностей бета-радионуклидами в среднем не превышает допустимых уровней.

Загрязнение поверхностей альфа-радионуклидами в среднем превышает допустимые уровни только в конечных отделениях. По остальным технологическим отделениям средняя загрязненность хотя и ниже допустимых уровней, однако, наличие её свидетельствует о систематическом заносе радиоактивных веществ из ремонтных помещений, главным образом спецобувью персонала. Уровни загрязнения стен и панелей щитов управления близки к загрязненности пола.

По полученным данным построен график (рисунок 4), определены медианные значения концентраций альфа-активных аэрозолей для отдельных производственных участков, вычислены среднеквадратичные отклонения для каждого значения усредненной концентрации.

Рисунок 4. График распределение загрязненности воздушной

среды основных производственных помещений радиохимического завода

альфа-активными аэрозолями в ДОАперс.

Из представленных на графике данных следует, что содержание альфа-активных аэрозолей в помещениях прочих щитовых не имеет превышений более 1 ДОАперс. В помещениях щитовых конечного отделения в условиях загрязнения более 1 ДОАперс. работает 35% персонала, в условиях загрязнения более 10 ДОАперс. – 5 % персонала. В помещениях машинного зала 15% персонала работает в условиях загрязнения от 1 до 10 ДОАперс.

Исследования загрязненности альфа-, бета-радионуклидами кожных покровов и спецодежды у лиц, занятых в основном производстве, показали, что у лиц, обслуживающих начальные отделения процесса, в большем проценте случаев кожные покровы рук загрязнены альфа-радионуклидами. Измеренные уровни загрязнения у персонала начальных и средних отделений в основном находятся в пределах ДЗА. У персонала, обслуживающего конечные отделения, уровни загрязнения кожи альфа-радионуклидами значительно превышают предельно-допустимые величины.

Установленное различие в уровнях загрязнения кожи альфа-радионуклидами среди персонала различных отделений находится в прямой связи с величинами загрязненности оборудования соответствующих отделений.

Проведенные исследования уровней загрязненности спецодежды персонала радиохимического завода показали следующее. У лиц, занятых в начальных отделениях, и у большинства лиц, занятых в средних отделениях, загрязненность спецодежды альфа-радионуклидами укладывается в Д3А. В конечных технологических отделениях загрязненность спецодежды в большинстве случаев ниже ДЗА, однако, в 21 % случаев загрязненность спецодежды превышает Д3А.

Загрязненность комбинезонов бета-радионуклидами у лиц, занятых в начальных отделениях, превышает ДЗА почти в 50% случаев, в средних и конечных технологических отделениях число случаев загрязнения выше ДЗА значительно меньше.

Была исследована зависимость формирования доз внешнего и внутреннего облучения персонала радиохимического завода СХК от профессиональной занятости и стажа работы (рисунок 5).

годовой эффективной дозе

Рисунок 5. Соотношение внешнего и внутреннего облучения персонала на радиохимическом заводе

Установлено, что лица, проработавшие свыше 10 лет, имеют достаточно четко выраженные накопления плутония-239 в организме и в особенности лица таких специальностей, как слесари-ремонтники и аппаратчики. Данная категория профессий наиболее часто привлекается к проведению ремонтных работ, связанных со вскрытием технологического оборудования. Поэтому нами было изучено соотношение внешнего и внутреннего облучения персонала при нормальной эксплуатации производства и при проведении ремонтных работ.

Из результатов следует, что при нормальном ведении технологического процесса внутреннее облучение персонала радиохимического завода начинает превалировать только в «конце процесса», а при ремонтных работах наблюдается уже в «начале процесса» (до 30% от эффективной дозы). В «середине процесса» внутреннее облучение превышает 50% от эффективной дозы и в «конце процесса» составляет 80-100% от эффективной дозы.

Таким образом, при ремонтных работах персонал радиохимического завода подвержен в большей степени внутреннему облучению за счет инкорпорации альфа-излучающих радионуклидов.

Исследования радиационной обстановки сублиматного завода показали, что мощность экспозиционной дозы на отдельных участках достигает 2-30 мкЗв/сек. Средняя годовая доза внешнего облучения персонала составляет не более 5 млЗв/год, что составляет 25% от предела дозы, установленного НРБ-99/2009. Отсюда следует, что внешнее облучение персонала сублиматного завода имеет незначительный вклад в суммарную годовую эффективную дозу.

Тем не менее, установлено, что мощность экспозиционной дозы на рабочих местах зависит от качества перерабатываемого на сублиматном заводе UO2(NO3)2, являющегося ТП радиохимического завода.

При изучении данных технологического контроля качествам ТП – азотнокислого уранила (UO2(NO3)2), выявлено присутствие в ТП примесей плутония-239. До 1978 года в UO2(NO3)2 удельный вес примеси составлял от 130 до 200 мкг/кг. По мере совершенствования технологии после 1978 года количество примеси плутония постепенно стало снижаться и в 1984 году достигло уровня 10 мкг/кг.

Проведенные в 1979-1983 гг. исследования по изучению удельного вклада плутония-239 в загрязнение воздуха рабочей зоны отделений сублиматного завода показали, что его содержание весьма значимо и составляло по различным производственным участкам от 5 до 45% (рисунок 6).

Из графиков, изображенных на рисунке 6, видно, что начиная с 1974 г. примесь плутония в ТП снижалась с 200 мкг до 10 мкг на кг UO2(NO3)2. При этом до 1977-1978 гг. происходило снижение удельного содержания плутония в воздухе рабочей зоны. Однако после указанного периода, несмотря на дальнейшее снижение примеси плутония в ТП, концентрация его в воздухе рабочей зоны продолжала увеличиваться.

Производство окислов урана

Производство гексафторида урана

Рисунок 6. Динамика изменения загрязнения воздуха рабочей зоны

производств сублиматного завода в зависимости от примеси плутония-239

в перерабатываемом UO2(NO3)2

В данном случае источником загрязнения воздуха рабочей зоны являлся уже не перерабатываемый продукт, а внутренние поверхности оборудования, которые сорбировали на себя альфа-частицы и загрязненность поверхностей плутонием-239 достигла такого уровня, когда радионуклид стал поступать в воздух. Мы назвали это явление «памятью оборудования» к прошлым уровням примеси плутония-239 в ТП. Данное явление появляется на 6-7-й год работы оборудования, которое представлено аппаратами, установкам и транспортными коммуникациями для передачи ТП и не является герметичным по условиям его обслуживания.

Таким образом, в условиях переработки UO2(NO3)2 с примесями плутония-239, основным фактором профессионального воздействия на персонал сублиматного завода следует считать загрязнение воздушной среды производственных помещений альфа-активными аэрозолями и, в том числе, плутонием-239. Наличие значимых примесей плутония-239 в ТП приводит впоследствии к значительному загрязнению оборудования, которое в дальнейшем является вторичным источником загрязнения воздуха рабочей зоны. Это подтверждает необходимость гигиенического нормирования примеси плутония -239 в ТП при поступлении его на сублиматные заводы.

На разделительных заводах, в отличие от сублиматного производства, гексафторид урана в газообразном состоянии проходит по герметичным трубопроводам питания. Радиоактивное загрязнение воздуха рабочей зоны может происходить лишь в отделении конденсационно-испарительных установок (КИУ) при присоединении и отсоединении емкостей с гексафторидом урана, когда происходит «разгерметизация» трубопроводов питания. По этой причине в исследованиях основное внимание было уделено оценке радиационной обстановки в отделении КИУ.

Рисунок 7. Динамика изменения загрязнения

воздуха рабочей зоны в помещении КИУ

в зависимости от примеси плутония-239

в перерабатываемом UF6

Результаты проведенных исследований (рисунок 7) показывают снижение примеси плутония-239 в ТП с 9 до 1 мкг/кг ТП (UF6), а также уменьшение удельной активности плутония-239 в воздухе рабочей зоны в помещениях КИУ разделительного завода до 1% от общей -активности. Достигнутое значение удельной активности плутония-239 остается неизменным вплоть до 1994 г.

Таким образом, наличие плутония-239 в ТП в количестве 1-5 мкг/кг (UF6) на разделительном заводе не приводит к значимым загрязнениям плутонием-239 оборудования и воздуха рабочей зоны. Из сказанного следует, что оптимальное содержание плутония-239 в ТП разделительного завода не должно превышать 5 мкг/кг урана.

Для оценки вклада «вторичного источника» загрязнения воздуха рабочей зоны, которым являются загрязненные внутренние поверхности оборудования, в показатели радиационной обстановки нами предложен способ расчета коэффициента безопасности, выражающего соотношение между содержанием плутония-239 в суммарной альфа-активной загрязненности воздуха рабочей зоны (удельная активность Pu-239) и содержанием примеси плутония-239 в ТП.

Для динамического наблюдения за формированием вторичного источника загрязнения (за счет «памяти оборудования») используется коэффициент безопасности, который в последствии становится первостепенным фактором в формировании радиационной обстановки на рабочем месте и позволяет прогнозировать её изменение в ту или иную сторону (радиологический прогноз).

Коэффициент безопасности (К) выражается соотношением общей -активности (А) загрязнения воздуха рабочей зоны, удельной активности плутония-239 (Сi) в воздухе рабочей зоны и примеси плутония-239 в ТП (i) по уравнению 1:

. (1)

Рост коэффициента безопасности свидетельствует о неблагоприятной радиационной обстановке в подразделениях завода, вызванной явлением «памяти оборудования», в результате поступления плутония-239 в воздух рабочей зоны с загрязненных внутренних поверхностей оборудования.

Рассчитанные коэффициенты безопасности изменяются в зависимости от радиационно-гигиенических качеств применяемого сырья (технологических продуктов) и могут применяться для расчетов при радиационно-гигиеническом прогнозировании, что позволяет установить рекомендуемые значения показателей качества ТП предприятий, входящих в ядерно-топливный цикл.

Таким образом, на основании проведенных исследований нами были установлены рекомендуемые значения показателей качества ТП, которые приняты в СТП и ТУ предприятий, входящих в ЯТЦ (таблица 2).

Таблица 2. Основные гигиенические показатели качества технологических продуктов заводов ЯТЦ

Наименование технологичес-кого продукта	Завод изготови-тель	Регламенти-рующие документы	Завод потребитель	Основные гигиени-ческие показатели качества	Рекомендуемые значения показателей качества
					СТП и ТУ	в результате исследов.
Облученные ТВЭЛы	Ядерные реакторы	СТП 41-82	Радиохими-ческий	Выдержка (наличие осколков деления, наличие йода-131)	65 дней	120 дней
Азотнокислый уранил	Радиохими-ческий	СТП 28-83	Сублимат-ный	Примесь Pu-239	10 мкг/кг	7 мкг/кг
Гексафторид урана	Сублимат-ный	ТУ 95.260-82	Раздели-тельный	Примесь Pu-239	10 мкг/кг	1 мкг/кг

В четвертой главе, на основе проведенных исследований, показана важность знания качественных характеристик радиоактивных аэрозолей для индивидуального дозиметрического контроля и необходимость развития системы контроля внутреннего облучения персонала, которая исторически развивалась как биофизические методы лабораторного контроля. При расчете доз важно знать физико-химические свойства вдыхаемых аэрозолей.

Промышленные аэрозоли представляют многокомпонентную смесь твёрдых пылинок, дисперсный состав которых сложен по качеству и разнообразен по количеству.

К дозиметрическим характеристикам радиоактивных аэрозолей относятся их дисперсность (спектр размеров частиц), растворимость дисперсной фазы, изотопный и фазовый состав аэрозолей.

Основными параметрами промышленных аэрозолей в настоящее время являются параметры распределений активности по их размерам Дag, ag. Параметр Дag дает возможность определить активный медианный аэродинамический диаметр (АМАД). Параметр ag функция распределения. С помощью величины АМАД и параметра ag определяют отложение радионуклидов в органах дыхания человека при ингаляционном поступлении.

Выполненные нами исследования аэрозольных проб, как при нормальном технологическом режиме, так и при ремонтных работах показали, что в воздухе обследованных помещений аэрозоли присутствуют в виде твёрдых пылинок, различающихся по форме, величине и альфа-активности:

• активные мелкодисперсные аэрозоли с удельной активностью порядка 2х 104 мкБк/мкм3;
• активные крупнодисперсные аэрозоли с переменной удельной активностью;
• высокоактивные крупнодисперсные аэрозоли с переменной удельной активностью, но с альфа-активностью выше 103 мкБк.

Следовательно, при работе с плутонием-239 промышленные аэрозоли, учитывая их физические свойства (размер, альфа-активность, удельную активность), можно рассматривать с позиции существования трёх фракций: мелкодисперсной, среднедисперсной и крупнодисперсной.

Установлено, что в исследованный период деятельности СХК (с 1969 по 1981 гг.) в воздухе рабочих помещений на участке работы с плутонием-239 преимущественно находятся аэрозоли мелкодисперсной фракции (от 38,4% до 96,2% активности). Параметры распределений альфа-активных аэрозолей по их размерам, усреднённые за изучаемые годы, равны:

– аэрозоли мелкодисперсной фракции Даg = 0,05мкм, ag = 1,45 (при нормальном технологическом процессе и ремонтных работах);

– аэрозоли среднедисперсной фракции Даg = 5,2 мкм, ag = 2,6 (при нормальном технологическом процессе), Даg = 8,4 мкм, ag = 3,0 (при ремонтных работах);

– аэрозоли крупнодисперсной фракции Даg = 14,4 мкм, ag = 1,7 (при нормальном технологическом процессе и ремонтных работах).

Исследования радиохимического состава альфа-активных аэрозолей при работе с соединениями урана показали, что в изучаемый период деятельности СХК удельный вклад плутония-239 в общую альфа-активность аэрозолей составлял 10-41% при работе с тетрафторидом урана и 12-30% при работе с гексафторидом урана. В составе альфа-активности аэрозолей при работе с закисью-окисью урана от 2,2 до 26,2% активности приходится на плутоний-239.

На участке при работе с тетрафторидом урана и окислами урана наибольшую долю в воздухе рабочих помещений несут аэрозоли среднедисперсной фракции (73,8% и 81,4% соответственно).

Результаты исследования дисперсного состава бета-активных аэрозолей показали, что бета-активные аэрозоли находились в воздухе рабочей зоны промышленных реакторов в виде твёрдых пылинок. Данные дисперсности бета-активных аэрозолей показали, что они являются грубодисперсными системами, средние диаметры которых колебались от 7 до 28 мкм.

Знание дисперсности и применение этих знаний значительно улучшает сходимость дозиметрических расчетов по дозе при радиационно-гигиеническом прогнозе, поскольку величина дисперсности связана с коэффициентами самопоглощения, определяет долю оседающей в легких активности, определяет время перехода активности частиц в растворимое состояние.

В четвертой главе также рассмотрены основные требования, определяющие новый подход к дозиметрическому контролю внутреннего облучения персонала и даны способы реализации этих требований, для использования при разработке Регламентов дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения.

Изучение существующей на предприятиях ЯТЦ системы дозиметрического контроля доз облучения персонала выявило ряд недостатков.

Так, в соответствии с требованиями НРБ-99 и НРБ-99/2009 по контролю внешнего облучения отдельных органов и частей тела, на предприятиях ЯТЦ такой контроль осуществляется с помощью единственного дозиметра внешнего гамма-излучения, располагаемого в области груди, в этом случае, оценку дозы можно проводить при условии знания радиационной обстановки и соотношения доз облучения всего тела и отдельных его органов и тканей.

В случаях сочетанного облучения – внешнего и внутреннего за счет поступления радионуклидов в организм персонала радионуклидов, а особенно радионуклидов высокой радиотоксичности (плутоний-239), - возникают сложности при расчете индивидуальной эффективной дозы. Расчет же индивидуальной эффективной дозы в условиях неравномерного поступления радионуклидов до настоящего времени методически не решен.

Проблемы расчета дозы от внутреннего неравномерного поступления заключается в следующем.

Во-первых, в оценке абсолютной неопределенности значения искомой величины индивидуальной эффективной дозы.

Во-вторых, ее индивидуальность вызывает сомнения, т.к. расчеты ведутся по усредненным показателям, а не по индивидуальным поступлениям.

В-третьих, физико-химические свойства радиоактивных аэрозолей на практике изучены далеко не во всех ситуациях, а только в рамках НИР по отдельным производствам и на отдельных участках.

В-четвертых, модель распределения радионуклидов, применяемая в расчетах дозы, далека от совершенства и в настоящее время расчеты индивидуальных доз – это уровень экспертизы, которые могут проводить высококвалифицированные специалисты и которые не под силу практическим биофизическим лабораториям.

Таким образом, перечисленные недостатки системы дозиметрического контроля доз облучения персонала позволили сформулировать, разработать, а также внедрить на ряде предприятий ЯТЦ усовершенствованную систему дозиметрического контроля, основанную на разработке регламентов дозиметрического контроля:

1. В регламент дозиметрического контроля необходимо включить два вида контроля: групповой дозиметрический контроль (ГДК) и индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК). При этом для области ГДК допустимо использовать элементарную модель, для области ИДК стандартную и специальную модель определения индивидуальных эффективных доз. При этом, специальная модель должна учитывать реальные условия облучения при интерпретации результатов индивидуальных систематических измерений характеристик облучения работника, которые должны выполнять лаборатории внутренней дозиметрии.

2. Требования к индивидуальному дозиметрическому контролю и процедуре расчетов индивидуальных доз, особенно при превалировании внутреннего облучения, должны стать обязательными в практическом госсанэпиднадзоре. Это означает, что лаборатории внутреннего облучения в ближайшее время должны быть обеспечены необходимыми аппаратурно-дозиметрическими комплексами с программным обеспечением для расчетов доз от внутреннего облучения.

В условиях постоянного неравномерного поступления радионуклидов в организм персонала, госсанэпиднадзору необходимы также оперативные (производные) уровни, на основании которых было бы возможно, в качестве профилактики переоблучения, выводить персонал из условий контакта с радионуклидами.

В пятой главе рассмотрена методология радиационно-гигиенического прогноза атомных технологий, позволяющая путем ограничения гигиенически значимых примесей в технологических продуктах и введения коэффициентов запаса по дозам облучения (установление контрольных административных уровней) гарантировать соблюдение пределов доз облучения, а значит гарантировать безопасность персонала в условиях развития атомных технологий.

В настоящее время на предприятиях устанавливаются административные уровни – КУ (контрольные уровни). При этом КУ устанавливаются в зависимости от достигнутого среднего уровня объемной активности, что не гарантирует персоналу непревышения предела годовых поступлений (ПГП) установленных НРБ-99 и НРБ-99/2009.

Предлагаемая нами система оценки радиационной обстановки разработана с использованием усовершенствованных индексов безопасности Sn и SК, где Sn – индекс безопасности, рассчитываемый по величинам поступлений радионуклидов в организм человека, а индекс безопасности SK – рассчитывается по величинам концентрации радионуклидов в воздухе рабочей зоны. При заданном условии Sn 1 и SK 1, стало возможным разработать статистический подход при установлении контрольных уровней, как одного из основных мероприятий по предупреждению необоснованного облучения персонала за счет внутреннего поступления радионуклидов.

Специфика нормирования радиационного загрязнения воздуха заключается в том, что существует разброс показателей загрязнения и соответствующее ему размытие первичных дозиметрических характеристик. Кроме того, величины накопления изотопов в организме людей, работающих в "одинаковых" условиях, имеют значительно больший разброс, чем биологические константы. Эти факты требуют введения контрольных уровней загрязнения воздуха (КУ), абсолютная величина которых меняется каждый раз в зависимости от дисперсности и величины накопления изотопов в организме, и отличающихся от ДОАперс на коэффициент запаса, в соответствии с соотношением:

КУ = ДОАперс / Кзап., (2)

где Кзап - коэффициент запаса.

В этом случае применение на практике индексов радиационной безопасности Sn и SK является активным средством воздействия радиационного контроля на формирование радиационной обстановки, поскольку учитывается изотопный состав, агрегатное состояние, дисперсность аэрозолей и соотношение между индивидуальным и стационарным отбором.

Проведенные расчеты показали, что можно добиться достаточно малой степени риска ( = (0,01-1)%) если g не будет превышать 2-4, тогда коэффициент запаса К = 10.

Таким образом, были рассчитаны и применены ДОАперс.(с учетом смеси радионуклидов) и КУ для разделительных заводов (таблица 3).

Таблица 3. Рекомендуемые значения ДОАперс и КУ

для разделительных производств, 0,37 Бк/м3

Подразделение	Допустимая концентрация, ДОАперс	Контрольная концентрация, КУ	Коэффициент запаса, К
Конденсационно-испарительные установки (КИУ)	1,2	0,12	10
Получение тетрафторида урана	5,5	0,5	10
Цех регенерации	5,0	0,5	10
Цех ремонта	5,5	0,5	10

Регламентирование величины допустимого содержания примесей радионуклидов в основных ТП направлено на повышение радиационной безопасности персонала и имеет смысл в трех случаях:

- если радионуклид примеси изначально более радиотоксичен, чем основной технологический продукт;

- если в технологическом процессе производства не исключено образование радионуклида примеси с удельной активностью выше, чем у основного продукта;

- если радионуклид примеси или продукты его распада имеют более высокий коэффициент обогащения воздуха рабочей зоны по сравнению с основным технологическим нуклидом.

Для установления величины допустимого содержания примесей радионуклидов в основном ТП следует руководствоваться ниже приведенными формулами расчета (в зависимости от условий радиационно-гигиенического прогноза – наличия тех или иных сведений).

В случае неизвестного или частично известного состава примесей радионуклидов в основном ТП, относительное содержание этих примесей Pjпр. (%) в смеси всего продукта определяют из условия непревышения дозовых нагрузок на персонал при изменении ПДПос. в пределах допустимой погрешности:

, (3)

где ПДПiос. - предельно допустимое поступление смеси радионуклидов основного продукта;

ПДПjпр. - предельно допустимое поступление j-го радионуклида примеси;

Piос. - относительное содержание в смеси i-го радионуклида основного продукта в воздухе рабочей зоны, % ;

ПДПiос. - предельно допустимое поступление i-го радионуклида основного продукта.

При наличии сведений о максимальной эквивалентной дозе от смешанного внешнего излучения H и среднегодовых концентраций Kjпр. (примеси), Kiос. (основного продукта) радионуклидов в воздухе рабочей зоны представляется возможность определять содержание примесей Pjпр. в смеси всего продукта с помощью неравенства:

, (4)

где ДМДА - допустимая мощность дозы излучения;

ДКАjпр. - допустимая концентрация j-го радионуклида примеси в воздухе рабочей зоны;

ДКАiпр. - допустимая концентрация i-го радионуклида основного продукта в воздухе рабочей зоны.

Однако неравенство (4) является обобщающим и не учитывает таких наблюдаемых в реальной практике особенностей как:

- существование распределений индивидуальных доз по внешнему и внутреннему облучению персонала;

- влияние дисперсности на радиационную опасность аэрозоля;

- существование расхождения между показаниями стационарного контроля объемной активности в воздухе рабочей зоны и показаниями реального (индивидуального контроля) в зоне дыхания работающего.

Поэтому в реальных условиях расчет ограничения содержания примесей радионуклидов в смеси всего ТП проводится в соответствии с выражением:

, (5)

где внеш. и внут. - коэффициенты запаса на статистику по внешнему и внутреннему облучению персонала;

d- коэффициент, учитывающий влияние дисперсности на радиационную опасность аэрозоля;

m - коэффициент перехода от стационарного контроля объемной активности в воздухе рабочей зоны к индивидуальному.

При наличии сведений о максимальной эквивалентной дозе от смешанного внешнего излучения H и поступления Пjпр. (примеси), Пjос. (основного продукта) радионуклидов в организм, условие безопасности может быть записано в виде следующего неравенства:

, (6)

где ПДД - предельно допустимая доза за календарный год;

ПДПjпр. - предельно допустимое годовое поступление j-го радионуклида примеси через органы дыхания;

ПДПiос. - предельно допустимое годовое поступление i-го радионуклида основного продукта через органы дыхания.

Неравенство (6) является обобщающим и не учитывает наблюдаемых в реальной практике особенностей, поэтому после соответствующих преобразований получаем выражение (7), позволяющее обоснованно вводить ограничения на реальное содержание примесей радионуклидов в основном ТП:

. (7)

Таким образом, предлагаемые способы определения допустимого содержания примесей радионуклидов неизвестного или частично известного состава в основном технологическом продукте являются последовательным развитием основных положений НРБ-99 и НРБ-99/2009 и предполагают, что нормирование содержания примесей радионуклидов ведется по активности, а не по массовому составу.

В шестой главе рассмотрены вопросы гигиенического сопровождения тактики оказания медицинской помощи при различных авариях для учреждений здравоохранения Федерального медико-биологического агентства.

В главе особое внимание уделено авариям с гексафторидом урана (ГФУ), поскольку последствия аварий с ГФУ всегда являлись наиболее тяжелыми и зачастую заканчивались летальными исходами для пострадавших буквально в первые часы после аварии. Возможность аварии с гексафторидом урана или с фтористыми соединениями стабильных изотопов имеется на сублиматных и разделительных заводах.

По своей сути данные аварии относятся к радиационно-химическим авариям и по тяжести исхода при поражении гексафторидом урана заслуживают особого внимания. Данные аварии характеризуются сочетанными химическими и радиационными поражающими факторами: F, F2, HF, U и скоростью поражения. По этой причине нами, кроме медицинской классификации аварий, предлагается ввести еще одну классификацию аварий на предприятиях атомной промышленности – по времени проявления поражения человека от момента воздействия аварийного фактора (латентный период) (рисунок 8).

Предложенная классификация важна потому, что в первом случае планирование мероприятий должно быть направлено на обучение персонала поведению при с присутствием гексафторида урана, поведению персонала в случае попадания в облако ГФУ, на обучение оказания само- и взаимопомощи, на обучение персонала спасателей, а также усиление технического контроля безопасности установок, соблюдения технологических регламентов.

Рисунок 8. Новый подход в классификации аварий

(по времени латентного периода)

Планирование медицинской помощи в основном должно быть направлено на минимизацию последствий аварийного воздействия фтора и фтористых соединений (антидоты), борьбе с шоковыми состояниями на максимально ранних периодах радиационного поражения. Необходимо также совершенствование СИЗ персонала работающего на участках, где возможны радиационно-химические аварии.

Поражение организма при воздействии ГФУ будет определяться в первую очередь действием фтора, поступающего в организм перкутанным и ингаляционным (при отсутствии специальных средств защиты органов дыхания) путями, а главное притивоаварийное мероприятие в этот экстренный период заключается в проведении срочной (не позднее 2 минут) санитарной обработки тела водой в течение 20 минут.

В первые часы, сутки (1 этап контроля) после аварии необходимо собирать все доступные биологические пробы по возможности в приближенные к моменту аварии сроки (моча, мазки из носа, пробы слизи, смывы со слизистых оболочек, кожи, рвотные массы, промывные воды, кал, кровь) для последующего определения в них урана и фтора в биофизической лаборатории ЦГиЭ ФМБА России.

Первые трое суток (II этап контроля) от момента аварии продолжается сбор суточных количеств мочи и кала для определения в них урана и фтора в моче. Эти данные позволят уточнить результаты, полученные в первом этапе, оценить прогноз от воздействия урана как химически-токсического и радиационно-опасного нуклида и воздействия фтора; оценить эффективность препаратов (если они применялись), используемых для декорпорации урана и фтора.

На III этапе контроля продолжается периодически отбор проб мочи и кала с целью наблюдения за уровнем выведения урана и фтора в динамике. Эти сведения необходимы для определения констант выведения и уточнения предварительно полученного уровня поступления урана и фтора в организм и расчета индивидуальных доз на критические органы от инкорпорированного в них урана. Такие действия также позволят сделать вывод о существовании депо указанного изотопа. При необходимости проводятся периодические измерения на СИЧ.

Информативность данных СИЧ и биологических проб в различные периоды после однократного аварийного воздействия гексафторида урана помогут нацелить врача на получение первоочередной необходимой информации для медицинского прогноза и принятия решения по гигиеническим и терапевтическим мероприятиям.

В проведении лечебных мероприятий при острой интоксикации гексафторидом ураном, в соответствии с системой аварийной готовности предприятия и лечебно-профилактических учреждений ФМБА России выделяют несколько этапов:

1. Экстренная медицинская помощь, оказываемая по жизненным показаниям в ближайшие 2-30 мин. после аварии - на месте происшествия, в здравпункте и в процессе транспортировки пострадавшего до стационара.

2. Отсроченная квалифицированная медицинская помощь, включающая в себя дальнейшее проведение мероприятий по выводу пострадавших из состояния, обусловленного экзотоксическим и ожоговым шоком, нарушениями функций дыхания, кровообращения. Срок оказания помощи 15-60 мин., при возможности как можно ранее (15-30 мин). Мероприятия осуществляются врачом или бригадой скорой помощи в здравпункте, в процессе транспортировки, в приемном покое или отделении интенсивной терапии ближайшей к месту аварии больницы.

3. Полная последующая медицинская помощь - в течение всего острого периода токсического синдрома - осуществляется, в зависимости от клинического состояния пострадавшего и места происшествия в региональном терапевтическом стационаре или в специализированной больнице.

Анализ действующих на человека вредных факторов во время аварийной утечки газообразного UF6, произошедшей на одном из действующих предприятий, показал, что работающие на производствах получения и переработки UF6 снабжены противогазами, защищающими органы дыхания от попадания UF6 и продуктов его гидролиза (UO2F2) в организм. Поэтому перкутанный путь попадания радионуклидов в организм работающих в данной аварийной ситуации оказался доминирующим. На количественный и качественный состав поступающих в организм урана, плутония и фтора влияют следующие факторы:

1. Расположение человека относительно источника аварийного выброса.

2. Использования и качество средств индивидуальной защиты органов дыхания и кожи.

3. Интервал времени между моментом выбpoca газа и началом мероприятий по ограничению его поступления в организм.

4. Сроки, качество и длительность проводимой дезактивации кожных покровов.

5. Загрязнение воздуха ураном и плутонием при выбросе газа, поступившего в воздух и скорость истечения UF6.

При сочетанном поступлении UF6 и продуктов гидролиза клинические проявления зависят от места нахождения работающего и времени пребывания его в контакте с газом, вдали от источника в организм, в основном, поступают аэрозоли U и Pu (при регенерированном сырье) вблизи источника газ, оседающий в верхних дыхательных путях и аэрозоли.

Проанализировав ранее причины гибели людей, попадавших в авари йную ситуаци ю, связанную с утечкой UF6, мы считаем, чт о основным действующим фактором яв ляются ингаляционное п осту пл ение урана и фтора. Однако имевший место случай утечки газообразного UF6, произошедший на одном из действующих предприятий, показал, что у пострадавших, работавших в противогазах, защищающих органы дыхания от попадания в организм UF6 и продуктов его гидролиза (UO2F2), доминирующим путем поступления фтора оказался перкутанный.

К сожалению, токсикология фтористых соединений стабильных изотопов, до настоящего времени практически не изучена, хотя данные производства все шире внедряются на предприятиях Госкорпорации «Росатом».

Аварии, связанные с радиационными поражениями персонала и населения, с радиационными загрязнениями объектов окружающей среды занимают особое место в чрезвычайных ситуациях.

Значительный практический опыт в оказании экстренной медицинской помощи при авариях в системе Федерального медико-биологического агентства, привел к созданию специализированных противоаварийных бригад для оказания такой помощи и для оптимизации процесса смягчения последствий чрезвычайных ситуаций техногенного характера. При этом противоаварийные бригады разного назначения (скорой медицинской помощи, бригады лечебного профиля, радиационно-гигиенические) обязаны работать в тесном взаимодействии. Главное в этой системе – единство действий медицинских работников, персонала ПСЛ и БФЛ, бригад скорой помощи и персонала стационаров.

Таким образом, наличие вероятности радиационных аварий требует, чтобы санитарно-эпидемиологическая служба ФМБА России всегда находилась в режиме постоянной готовности к ликвидации последствий радиационных и радиационно-химических аварий. Успешная ликвидация последствий аварий возможна при постоянной планомерной работе по повышению готовности всех звеньев санитарно-эпидемиологической службы, изучении технологии производства и знании возможных сценариев радиационных аварий и инцидентов. Разделение санитарно-эпидемиологической службы ФМБА России на территориальные органы и учреждения здравоохранения – центры гигиены и эпидемиологии – снизило эффективность работы формирований повышенной готовности, участвующих в ликвидации последствий радиационных и радиационно-химических аварий.

ВЫВОДЫ

1. В результате изучения опыта организации и осуществления государственного санитарно-эпидемиологического надзора за предприятиями атомной промышленности в СССР и Российской Федерации показана обоснованность создания системы специализированного надзора, являющейся, в настоящее время, одной из основных государственных функций Федерального медико-биологического агентства. Эффективность организации специализированного надзора обусловлена принципом его построения (объектовость), специально созданными структурами региональных и межрегиональных управлений ФМБА России (отделы специализированного надзора) и специально созданными подразделениями в Центрах гигиены и эпидемиологии ФМБА России (промышленно-санитарные лаборатории и биофизические лаборатории).

2. Показано, что в целях реализации задач стоящих перед специализированным Госсанэпиднадзором ФМБА России в области обеспечения радиационной безопасности необходимо дальнейшее совершенствование нормативно-правовой базы медико-санитарного обеспечения персонала радиационно- опасных производств, направленное на профилактику повышенного профессионального облучения путем введения административных, контрольных уровней и включающее разработку научно-методической основы радиационно-гигиенического прогнозирования при гигиеническом сопровождении атомных технологий.

3. Сформулированы основные принципы осуществления специализированного Госсанэпиднадзора, которые заключаются в следующем:

• обязательное проведение предупредительного и текущего надзора и контроля за состоянием радиационной безопасности персонала и населения;
• обязательное проведение предупредительного и текущего надзора и контроля за условиями транспортирования ядерных материалов и радиоактивных веществ;
• организация и осуществление надзора и контроля качества технологических продуктов передаваемых с одного завода на другой, как в рамках одного предприятия (комбината), так и на другие предприятия. При этом контролю подлежат гигиенически значимые примеси в технологических продуктах;
• прогнозирование радиационной обстановки, на основе знаний закономерностей ее формирования в зависимости от качества применяемых технологических продуктов;
• немедленное реагирование на возникновение радиационных аварий и инцидентов с целью максимально быстрой оценки радиационной обстановки и расчете прогнозируемых уровней облучения персонала и населения для принятия решений.

4. Установлено, что радиационно-гигиеническая обстановка на предприятиях ЯТЦ существенно зависит от показателей качества основных технологических продуктов, поступающих на дальнейшую переработку. Определены гигиенические нормативы качества технологических продуктов, влияющих на радиационную обстановку, одного из предприятий ЯТЦ (таблица 2).

5. По результатам проведенных исследований формирования радиационной обстановки на различных заводах ЯТЦ установлено следующее:

влияние радиационной обстановки на персонал промышленных реакторов заключается в основном во внешнем облучении персонала;

на радиохимическом заводе – основными факторами воздействия на персонал является как внешнее, так и внутреннее облучение за счет поступления радионуклидов в организм персонала. При этом основная роль в формировании дозы от внутреннего облучения отводится плутонию-239, как наиболее радиотоксичному изотопу;

на сублиматном и разделительном заводах при относительно низких дозах внешнего облучения, значимую роль может играть внутреннее облучение за счет поступления в организм плутония-239;

загрязненное технологическое оборудование может являться источником загрязнения, накапливающимся постепенно и в последствии становящимся наиболее значимым фактором в формировании радиационной обстановки на рабочем месте (так называемый эффект «памяти оборудования»).

6. Для динамического наблюдения за формированием вторичного источника загрязнения (за счет «памяти оборудования») предложено использовать коэффициент безопасности. Коэффициент безопасности позволяет прогнозировать радиационную обстановку как в сторону ее улучшения так и в сторону ухудшения. Коэффициент безопасности (К) выражается соотношением общей -активности (А) загрязнения воздуха рабочей зоны, удельной активности плутония-239 (Сi) в воздухе рабочей зоны и примеси плутония-239 в ТП (i) по уравнению (1). Рост коэффициента безопасности является показателем ухудшения радиационной обстановки на производстве.

7. Разработана методология прогноза радиационной обстановки, основанная на комплексном анализе факторов, влияющих на радиационную обстановку, основным из которых являются радиационно-гигиенические свойства перерабатываемых технологических продуктов в производственных подразделениях предприятий ЯТЦ.

8. Установлено, что для радиационно-гигиенического прогноза и связанного с ним нормирования величины примеси в основном технологическом продукте, необходимо провести гигиеническую оценку реальной радиационной обстановки в рабочей зоне и определить:

изотопный состав перерабатываемых продуктов;

коэффициенты обогащения воздуха рабочей зоны дозообразующими нуклидами, содержащимися в технологическом продукте;

уровни загрязнения воздуха, агрегатное состояние и изотопный состав радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочей зоны;

дисперсность радиоактивных аэрозольных частиц;

соотношение индивидуального и стационарного контроля объемных активностей в воздухе рабочей зоны;

распределение индивидуальных доз при внутреннем (или индивидуальном поступлении) и внешнем облучении персонала.

9. Изучены дозиметрические характеристики радиоактивных аэрозолей на предприятиях ЯТЦ. Полученные данные позволили установить, что знания о дисперсности и растворимости аэрозолей значительно улучшает схожесть дозиметрических расчетов по дозе при радиационно-гигиеническом прогнозе, что в свою очередь позволяет с большей достоверностью проводить расчет доз и тем самым реализовывать требования НРБ-99/2009.

10. Изучен опыт организации и проведения дозиметрического контроля, выделены гигиенически значимые дозиметрические характеристики радиоактивных аэрозолей, которые необходимо учитывать при организации дозиметрического контроля персонала. На основе этих данных подготовлены рекомендации по разработке регламентов группового и индивидуального дозиметрического контроля для разных типов предприятий ЯТЦ, что позволило усовершенствовать систему дозиметрического контроля.

11. На основе статистического подхода показана необходимость установления контрольных уровней и уровней вмешательства при организации дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала ЯТЦ в целях профилактики переоблучения персонала.

12. На основе анализа отдельных аварийных ситуаций на предприятиях ЯТЦ даны практические рекомендации по действиям аварийных формирований в случае производственных аварий и разработаны предложения по противоаварийной готовности специализированной санитарно-эпидемиологической службы ФМБА России, включая рекомендации по действиям ПСЛ и БФЛ.

Список работ, опубликованных по теме диссертации

1. Обоснование нормирования примеси плутония в UF6 на сублиматном заводе: Спецработа /Антипин Е.Б., Бадьин В.И., Булдаков Л.А.// Бюллетень радиационной медицины. – 1986. – №2.
2. Антипин Е.Б. Роль промышленно-санитарной лаборатории медсанчасти Федерального управления в профилактике чрезвычайных ситуаций на предприятиях ядерно-энергетического комплекса и ликвидация их последствий // Медицина катастроф. -1995. –№ 1-2 (9-10). – С. 223-228.
3. Антипин Е.Б., Бадьин В.И., Молоканов А.А. Проблемы методического обеспечения дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения и способы их решения // Медицина экстремальных ситуаций. – №3(6). – 2000. – С. 42 - 54.
4. Антипин Е.Б. Деятельность промышленно-санитарной лаборатории медсанчасти Федерального управления в профилактике чрезвычайных ситуаций техногенного характера на объектах ядерно-энергетического комплекса // Медицина экстремальных ситуаций. - М. – 2000. - № 3(6). - С. 97 – 101.
5. Стандартизация и метрологическое обеспечение деятельности служб Госсаннадзора Федерального управления «Медбиоэкстрем» /Кочетков О.А., Степанов Ю.С., Богданенко Н.А., Мурин О.А., Шамов О.И., Антипин Е.Б.// Медицина экстремальных ситуаций. - М. – 2000. - № 4(7). - С. 39 – 42.
6. Руководство по организации санитарно-гигиенических и лечебно профилактических мероприятий при крупномасштабных радиационных авариях / Под ред. Л.А.Ильина. – М.: ВЦМК «Защита», 2000. – 244 с.
7. «Универсальная программа для расчета индивидуальных доз» как средство для решения задач индивидуального контроля внутреннего облучения/ Антипин Е.Б., Бадьин В.И., Молоканов А.Ю. и др. // М: ГП «ВНИФТРИ».– «АНРИ». – 2000. – №4(23) –С.45-53.
8. Построение имитационной модели системы дозиметрического контроля профессионального внутреннего облучения/ Антипин Е.Б. и др. // М.: ГП «ВНИФТРИ». – АНРИ. – 2001.- № 2 (25). - С.61-68.
9. Антипин Е.Б., Бадьин В.И., Молоканов А.А. Современные требования к контролю профессионального внутреннего облучения и их реализация. М.: ГП «ВНИФТРИ». – АНРИ. – 2001.- № 3 (26). - С.31-36.
10. Ильин Л.А., Шандала Н.К., Петухова Э.В., Антипин Е.Б и др. Мониторинг радиационно-гигиенической обстановки в районе Калининской АЭС (16 лет эксплуатации) //Медицинская радиология и радиационная безопасность, 2004. – № 5. – С. 14-23.
11. Организация санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий при радиационных авариях: Руководство / Аветисов Г.М., Антипин Е.Б., Барабанова А.В. //Под ред. академика РАМН Л.А.Ильина.– М.: ФГУ «ВЦМК «Защита» Росздрава», 2005. – 524 с.
12. Антипин Е.Б. Зависимость радиационной обстановки от качества технологических продуктов на сублиматном и разделительном заводах. М.: «АНРИ». - № 4(63). - 2010. - С.25-29.
13. Антипин Е.Б. О необходимости введения технологического контроля за накоплением трансурановых элементов// М.: ФГУП «ЦНИЛОТ». – Новые промышленные технологии. – 2010. – №5. – С.20-23.
14. Антипин Е.Б. Обеспечение противоаварийной готовности региональных управлений и центров гигиены и эпидемиологии Федерального медико-биологического агентства// М.: ВЦМК «Защита». – Медицина катастроф. – 2010. – № 4(72). – С. 17-20.
15. Антипин Е.Б., Бадьин В.И., Саяпина Р.Я., Пархоменко Г.М. Первичные и вторичные источники радиоактивных аэрозолей в рабочих помещениях // В кн.: Труды IV научно-технической конференции по дозиметрии и радиометрии ионизирующих излучений. Раздел 1. – М.: Атомиздат, 1972. – С. 19-22.
16. Ильин Л.А., Шандала Н.К., Савкин М.Н., Новикова Н.Я., Антипин Е.Б. Исследовательский социально-гигиенический мониторинг в районах размещения АЭС //Тезисы докладов международной конференции «Радиоактивность после ядерных взрывов и аварий», 5-6 декабря 2005 г. – М.: РАН. – 2005. – С. 22-24.
17. Shandala N.K., Kochetkov О.А., Ilin L.A., Kiselev M.F, Romanov V.V., Antipin E.B. and Tutelyan О.Е. Medical Risk Assessment. In Radiation and Environmental Safety in North-West Russia. Ed. by Per Strand /NATO Workshop on Radiation and Environmental Safety, Environmental Impact Assessment, Regulatory Aspects of Estimation of Risks Associated with Planning and Realization of Nuclear Projects in Northwest Russia, December 8-10, 2004, Moscow //NATO Science Series IV- Earth and Environmental Sciences. – 2006. – P. 195-200.