Автореферат и диссертация по медицине (14.00.07) на тему:Гигиеническое обоснование требований по обеспечению радиационной безопасности на предприятиях нефтегазового комплекса
- Ученая степень
- кандидата медицинских наук
- ВАК РФ
- 14.00.07
Автореферат диссертации по медицине на тему Гигиеническое обоснование требований по обеспечению радиационной безопасности на предприятиях нефтегазового комплекса
На правах рукопгм
ГОРБАЧЕВ ДМИТРИЙ ОЛЕГОВИЧ
ГИГИЕНИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ТРЕБОВАНИЙ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ НЕФТЕГАЗОВОГО КОМПЛЕКСА
14.00.07-Гигиена
АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата медицинских наук
003060433
Оренбург 2007
003060433
Работа выполнена в ГОУ ВПО «Самарский юсу дарственный медицинский университет Федерального агентства по здравоохранению и социальному развитию».
НАУЧНЫЙ РУКОВОДИТЕЛЬ:
Доктор медицинских наук, профессор Березин Игорь Иванович
ОФИЦИАЛЬНЫЕ ОППОНЕНТЫ:
Доктор медицинских наук, профессор Сетко Нина Павловна
Доктор медицинских наук
Дунаев Василии Нпкандрович
ВЕДУЩЕЕ УЧРЕЖДЕНИЕ:
ГОУ ДПО «Российская медицинская академия послелнп томного образования Федерального агентства по здравоохранению и социальному развитию»
ЗАЩИТА ДИССЕРТАЦИИ состоится «29»июня 2007 года в 900 часов на заседании диссертационного совета Д 208 066.01 при ГОУ ВПО «Оренбургская государственная медицинская академия Федерального агентства по здравоохранению и социальному развитию» по адресу 460000 г Оренбург, у п Советская, 6
С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГО^ ВПО «Оренбургская государственная медицинская академия Федерального агентства по здравоохранению и социальному развитию»
Хвтореферат диссертации размешен на сайте ГОУ ВПО «Оренбургская государственная медицинская академия Федерального агентства по здравоохранению и социальному развитию РФ» http, orgina ru Автореферат разослан «Х^» 007 годл
V ченын секретарь диссертационного совета
доктор биологических паук, профессор Соловых Галина Николаевна
ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ
Актуальность проблемы
Радиационная безопасность является одной из основных составляющих национальной безопасности государства и важнейшим аспектом санитарно-эпидемиологического благополучия населения Российской Федерации (Иванов С.И, 2004,0нищенко Г.Г, 2004) Целью государственной политики в области обеспечения радиационной безопасности является последовательное снижение до приемлемого уровня техногенного воздействия на население и окружающую среду радиационного фактора, и снижение до допустимых норм воздействие природных источников ионизирующего излучения (Ильин Л А, 1996, Кутумова О Ю, 2003, Перминова Г С, 2003)
Увеличение добычи нефти и газа в нашей стране, развитие предприятий по переработке и транспортировке нефтепродуктов, делает все более актуальным решение проблемы радиационной безопасности на данных объектах. В процессе добычи и транспортировки энергоносителей происходит облучение работников предприятий природными радионуклидами (ПРН), содержащихся в добываемом сырье, оседающих на промышленном оборудовании, присутствующих в промышленных отходах (Амосов А.Д и соавт., 2000, Стамат ИП, 2001, Крапивский ЕИ, 2002) Накапливаясь на территории предприятий, они создают угрозу радиоактивного загрязнения окружающей среды, облучения не только работников, но и населения, проживающего на данной территории.
Применение рентгеновской и радионуклвдной дефектоскопии на предприятиях нефтегазового комплекса (НТК) приводит к облучению персонала повышенными дозами Широкие масштабы использования данного метода неразрушающего контроля качества сварных швов и целостности производственного оборудования в отрасли требуют дальнейшего совершенствования системы радиационной защиты (Коренков ИП, 1998, Кириллов В.Ф, 1999).
/
На сегодняшний день недостаточно работ, проводящих
детальный анализ радиационной обстановки на предприятиях НТК в условиях воздействия естественных и искусственных источников ионизирующего излучения на работников и окружающую среду, малочисленны исследования по оценке условий труда работников предприятий при воздействии радиационного фактора и оценке уровней риска развития стохастических эффектов Кроме того, недостаточно разработан комплекс гигиенически обоснованных требований, направленных на снижение вредного воздействия источников ионизирующего излучения.
Перечисленный круг нерешенных вопросов определил актуальность, составил цель и задачи настоящей работы, которая проводилась в соответствии с программой «Государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации на период до 2010 года и дальнейшую перспективу»
Цель работы: Обоснование системы требований по обеспечению радиационной безопасности на основании критериев ожидаемого риска стохастических эффектов, комплексной санитарно-гигиенической оценки радиационной обстановки предприятий НТК
Задачи исследования:
1 Изучить особенности формирования радиационной обстановки с учетом особенностей технологического процесса, эксплуатации оборудования, проведения ремонтно-строительных работ на предприятиях НТК
2 Провести радиационно-гигиеническую оценку условий труда операторов, дефектоскопистов
3. Оценить дозы внешнего и внутреннего облучения работников, контактирующих с источниками ионизирующего излучения
4 Оценить уровень риска развития стохастических эффектов (с учетом вклада различных источников облучения в суммарную дозу облучения)
5. Разработать и обосновать комплекс требований по обеспечению радиационной безопасности на предприятиях НТК
Научная новизна: Впервые на примере промышленных предприятий НТК Самарской области использован комплексный подход к радиационно-гигиенической оценке условий труда работников с учетом установленных особенностей формирования радиационной обстановки, данных индивидуальной дозиметрии, рассчитанных рисков стохастических эффектов.
Впервые на примере промышленных объектов НТК Самарской области проведен сравнительный анализ условий труда лиц, подверженных воздействию радиационного фактора естественного и искусственного происхождения
Впервые для проведения дозиметрического контроля оборудования, экспрессной оценки промышленных отходов применена методика с использованием разработанной полезной модели (решение о выдачи патента по заявке №2007108580/221009351). Впервые обоснована система требований по обеспечению радиационной безопасности па основании комплексной оценки критериев канцерогенного риска
Теоретическая и практическая значимость: С учетом воздействия основных источников ионизирующего излучения на работников предприятий НТК Самарской области обоснован комплекс требований, направленных на улучшение радиационной обстановки на объектах добычи и транспортировки энергоносителей, создание благоприятного режима труда и отдыха На основании материалов диссертационного исследования разработаны методические указания «Обеспечение радиационной безопасности на объектах нефтедобычи» (Самара, 2007)
Внедрение результатов исследования в практику: Материалы, изложенные в методических указаниях, внедрены и используются в работе ФГУЗ «Центр гигиены и эпидемиологии в Самарской области» для организации и ведения радиационно-гигиенического мониторинга объектов НТК (акт внедрения от 20.03 07 г.) Материалы диссертации включены в лекционный курс и практические занятия по радиационной гигиене на медико-профилактическом факультете Самарского государственного медицинского университета (акт внедрения от 15.02.07 г.), а также в программу
специализации по курсу «Радиационная безопасность»,
проводимой негосударственным образовательным учреждением «Центр охраны здоровья и окружающей среды» для сотрудников службы радиационной безопасности исследуемых предприятий (акт внедрения от 12.03 07 г )
Апробация диссертации. Материалы диссертации доложены и обсуждены на конференциях различного уровня: Международной научно-практической конференции «Здоровье и образование в 21 веке» (Москва, 2004), Всероссийской научно-практической конференции «Молодые ученые в медицине» (Казань, 2004). Всероссийской конференции «Современные проблемы охраны здоровья работающих женщин» (Самара, 2005), Международной Пироговской студенческой научной медицинской конференции (Москва, 2006), XI Всероссийском конгрессе «Экология и здоровье человека» (Самара, 2006), Международной научно-практической конференции «Здоровье и образование в 21 веке» (Москва, 2006).
Апробация работы проведена на заседании коллектива сотрудников кафедры общей гигиены 17 мая 2007 года.
Публикации. По теме работы опубликовано 13 печатных работ, из них 1 в журнале рецензируемом ВАК
Объем и структура диссертации. Диссертация изложена на 138 страницах машинописного текста и состоит из введения, обзора литературы, методов исследования, собственных исследований, заключения, выводов и практических рекомендаций, списка литературы, приложений Диссертация иллюстрирована 23 таблицами, 28 рисунками. Библиографический указатель включает 201 источник, из которых 155 отечественной и 46 зарубежной литературы
Основные положения, выносимые на защиту.
1. В процессе добычи нефтепродуктов происходит накопление природных радионуклидов, образование отходов с повышенным содержанием ПРН
2. Основной вклад в облучение работников НТК при воздействии природных радионуклидов вносит очистка производственного оборудования.
3 Уровни облучения искусственными источниками
ионизирующего облучения при проведении радионукпидной дефектоскопии выше, чем при проведении рентгеновской дефектоскопии, основными дозообразующими компонентами при проведении радионуклидной дефектоскопии являются зарядка и перезарядка дефектоскопа
Связь работы с научными программами: Диссертационная работа выполнена в соответствие с открытым планом НИР ГОУ ВПО «Самарский государственный медицинский университет Федерального агентства по здравоохранению и социальному развитию» (№ государственной регистрации 01.2 00 501028)
СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ Материалы и методы исследования.
В качестве объекта исследования были выбраны наиболее крупные предприятия ОАО «Самаранефтегаз» — НГДУ «Первомайнефть» и подразделения ОАО «Самаратрансгаз». Общее количество работников, контактирующих с источниками ионизирующего излучения, составило 420 человек (110 - работают в условиях воздействия природных радионуклидов (ПРН), 310 — заняты проведением радиационной дефектоскопией на магистральных трубопроводах)
На первом этапе исследования была проведена комплексная оценка радиационной обстановки на предприятиях НТК по данным радиационно-гигиенической паспортизации территории области и предприятий, имеющих источники ионизирующего излучения (2004-2007)
На втором этапе использовались инструментальные методы исследования радиационного фактора на рабочих местах работников, имеющих профессиональный контакт с ИИИ, результаты оценивали путем сопоставления с нормативами, указанными в НРБ-99, ОСПОРБ-99, СП 2 6.1 1291-2003 «Санитарные правила по обеспечению радиационной безопасности на объектах нефтегазового комплекса России», а также с СП 2 6 1.1283-03 «Обеспечение радиационной безопасности при рентгеновской дефектоскопии» и СП 2 6 1 128403 «Обеспечение радиационной безопасности при радионуклидной дефектоскопии» Измерение мощности экспозиционной дозы гамма-излучения
на рабочих местах от производственного оборудования,
объектов окружающей среды осуществляли приборами ДРГ-01Т1. За период с 2002-2006 год проанализировано 1090 измерений мощности экспозиционной дозы на рабочих местах, проведение гамма-съемки на территории предприятий осуществлялась радиометром СРП-88 (общее количество проведенных измерений -1045).
Анализ 1250 проб производственных отходов и грунтов с территории предприятий с последующим измерением удельной активности радионуклидов проводился на спектрометрическом комплексе «РАДЭК», с последующей компьютерной обработкой результатов. Оценка степени загрязнения воздушной среды рабочей зоны изотопами радона-222 и радона-200 (657 измерений) проводилась с применением радиометра объемной активности радона-222 «Alpha GUARD Mod.PQ 2000». Результаты оценивались путем сопоставления с допустимыми уровнями, опубликованными в НРБ-99, ОСПОРБ-99
Для характеристики радиационной обстановки при проведении рентгенодефектоскопических работ в полевых условиях было изучено пространственное распределение мощности дозы рассеянного рентгеновского излучения при эксплуатации импульсных рентгеновских аппаратов, измерения проводились при помощи дозиметра ДКС-АТ1121 (общее количество проведенных измерений — 650) Показания индивидуальных дозиметров типа ДТЛ-02 (1200 измерений) работников, контактирующих с ИИИ оценивались в соответствии с Методикой измерения индивидуальной дозы облучения при помощи детекторов на термолюминесцентной дозиметрической установке ДВГ-02 Т (МУК 2 6.1.1087-02) с использованием компьютерной программы (Приложение 3).
Полученные результаты были распределены в соответствии с хронометражем занятости рабочих отдельными операциями в течение рабочей смены Оценка условий труда при работах с источниками ионизирующего излучения проводилась согласно приложению к «Руководству по гигиенической оценке факторов рабочей среды и трудового процесса Критерии и классификация условий труда» (Р 2 2 2006-05).
Проведен суммарный расчет эффективных доз облучения работников нефтегазодобывающих предприятий, обусловленных внешним и внутренним облучением. Использован метод расчета доз внешнего излучения, определяемыми средними значениями мощности дозы гамма-излучения на рабочих местах (профмаршрутах) и временем, в течение которого работники подвергаются облучению, в соответствии с методикой, изложенной СП 2 6.1 1291-03 «Санитарные правила по обеспечению радиационной безопасности на объектах нефтегазового комплекса».
Оценка уровней индивидуального (г) и коллективного (R) рисков стохастических эффектов осуществлялась в соответствии с рекомендациями МКРЗ 1990, Публикация 60
г = р (Е) х г х Е, и R = р (S) х г х s где Е, S— индивидуальные и колективные дозы соответственно, р (Е), р (S) - вероятность событий, создающих дозы EuS
г - коэффициент риска от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и несмертельного рака, равный
-5,6 х]0~2 Зв'1 - для профессионального облучения, - 7,3 *10 ~2 Зв'1 - для населения
Для оценки достоверности различий исследуемых показателей вычисляли критерий значимости Стьюдента (t) с предварительным определением средней арифметической ряда (М), ошибки средней величины (m), квадратического отклонения По таблице вероятностных распределений коэффициента Стьюдента определяли вероятность значений разницы (р) Разница между сравниваемыми величинами считалась достоверной при значении р<0,05 Кроме того, проводился корреляционный анализ с определением коэффициента корреляции
Статистическая обработка результатов выполнялась с помощью пакета прикладных программ Stat Soft Statistica v 6.0 и Excel 2000 (MS Office 2000) на персональном компьютере IBM PS/AT.
Результаты исследования и их обсуждение.
В результате проведенного дозиметрического мониторинга объектов нефтегазового комплекса выявлены основные радиационно-загрязненные
объекты ОАО «Самаранефтегаз»' Мухановское и Дмитриевское месторождения Наибольшее радиоактивное загрязнение имеют участки локальных аномалий на территории скважинных площадок, площадки сепарационных установок, а также площадки хранения нефтешлама и переработки демонтированных труб. Наибольшее значение МЭД гамма-излучения на территории добычи нефти имели участки локальных аномалий на 10 основных радиационно-загрязненных скважинах Мухановского месторождения Причиной загрязнения территории является попадание радиоактивных отложений в виде радиобарита, концентрирующегося на внутренней стенке насосно-компрессорных труб, в почву (рис 1)
Рис 1 Значения МЭД гамма-излучения на основных радиационно-загрязненных скважинах Мухановского месторождения
Уровни МЭД гамма-излучения насосно-компрессорного оборудования Мухановского месторождения составили 0,36±0,02 мкЗв/ч, что в 5 раз выше контрольных значений на территории Уваровского месторождения 0,09±0,007мкЗв/ч (р<0,001) Уровни МЭД гамма-излучения на поверхности демонтированных труб (3,34±0,452 мкЗв/ч) в 42 раза выше контрольных значений на поверхности демонтированных труб (0,10±0,007 мкЗв/ч), извлеченных из скважины на территории Уваровского месторождения (р<0,001)
и
Таким образом, процесс накопления ПРИ достоверно выше на внутренней поверхности скважинных труб.
Проведенный дозиметрический мониторинг площадок репарационных установок (СУ-1,СУ-2,СУ-3) Му ханойского и (СУ-9,СУ-10,СУ-11) Дмитровского месторождений доказал, что наибольший уровень МЭД гамма-излучения имеют горизонтальные отстойники (буллиты), выводные трубы, касосное обору но аанне, а также территория, на которой расположены радиационно-загрязненные объекты. Основным технологическим объектом площадок сепарацшниых установок являются буллиты, в которых происходит отстаивание нефтяной эмульсии на отдельные фракции: газ. нефть, пластовую воду {рис. 2).
1 2 3 9 10 11
Сепарационные установки
□ Стенка буллита О Насосные трубы
Рис.2. Значения МЭД гамма-излучения на основных радиацшмнО'Зигря'тенпых площадках се парационных установок
Одним из важных факторов, определяющих значения МЭД гамма-излучения. является временная характеристика накопления ПРИ на внутренней поверхности оборудования. Чем реже происходит очистка буллита от нефтещдама, тем выше значения МЭД регистрируются при проведении дозиметрического мониторинга. Нами была предложена методика проведения
радиационного обследования отстойника для оценки уровня
накопления радиоактивного нефтешлама. По данной методике буллит (объем -80 м3, диаметр - 3040 мм, длина - 9 м) был поделен на 30 секторов, в каждом секторе проводилось измерение МЭД гамма-излучения на расстоянии 1,4 м от нижней поверхности резервуара с шагом 20 см. При этом уровень МЭД гамма-излучения выше па нижней поверхности отстойника, что объясняет процесс осаждения более тяжелых фракций нефтяного осадка на дно буллита.
На рисунке 3 представлены значения МЭД гамма-излучений на разной глубине концентрирования нефтешлама.
1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 2.7 29 точки измерения
Рис. 3. Величина МЭД гамма-юдученин на разной глубина концентрирования нефтешлама а бущипе I СУ-2 Мухановского месторождения
Данные измерений позволяют оценить объем нефтешламов, накопленных в обследованных буллитах и принять меры по своевременному его удалению до достижения им установленного допустимого уровня удельной радиоактивности. В зависимости от времени проведенной очистки наблюдается изменение уровня радиоактивного загрязнения резервуара.
Аналогичная ситуация характерна для накопления радиоактивного шлама в вертикальных стальных резервуарах (РВС). Со временем МЭД гамма-излучения в нижней части РВС увеличивается и достигает критических
значений через 2,5-3 года Установлена корреляционная
зависимость между МЭД гамма-излучения на поверхности резервуара через 0,5 года после очистки и МЭД гамма-излучения через 3 года после проведенной очистки на различной высоте Так на высоте 0,2 м значение МЭД гамма-излучения составляет 3,55±0,04 мЗв/ч, через 3 года - 6,76±0,04 мкЗв/ч (г=0,95, р<0,01) (табл 1)
Таблица 1
Значения МЭД (мЗв/ч) гамма-излучения на поверхности РВС №6 в
зависимости от времени проведенной очистки (М ±ш)
Высота м 0,5 года 1 год 1,5 года 2 года 2,5 года 3 года
1,2 0,21±0,01 0,35±0,07 0,60±0,01 0,83±0,01 0,91±0,02 1,0Ш,01
1 0,36±0,04 0,47±0,02 0,64±0,04 0,87±0,02 1,10±0,05 1,23±0,03
0,8 0,43±0,03 0,62±0,05 0,77±0,05 0,98+0,03 1,19±0,02 1,24±0,01
0,6 0,92±0,04 1,23±0,03 1,36±0,06 1,43±0,04 1,56±0,02 1,78+0,03
0,4 2,32±0,04 2,48±0,03 2,69±0,02 2,93±0,03 3,7±0,05 4,10+0,07
0,2 3,55±0,04 4,83±0,03 5,52±0,04 5,78±0,03 5,84±0,02 6,76±0,04
0 4,42±0.07 5,64±0,08 6,73±0,03 8,17±0,06 9,34±0,04 10,10±0,05
Радиационный фон на объектах НГДУ «Первомайнефть» и прилегающей территории формируется за счет ПРН, находящихся в объектах внешней среды, а также их выноса на поверхность земли с газом, нефтью, пластовой водой, с последующим накоплением на поверхностях соответствующего оборудования и трубопроводов за счет сорбции (табл 2)
Таблица 2
Наиболее важные радиоизотопы, присутствующие в разных материалах при добыче углеводородов
Материал и-238 а, У ТЬ-232 а Ыа-226 а,у Еп-222 а РЬ-210 ТЬ-228 а,у ТЬ-222 Р,У
Пластовая вода • • • • • •
Шлам • •
Отложения • • •
Газ •
Гаммаспектрометрический анализ отложений из различного
оборудования позволил нам выявить пределы удельной активности основных природных радионуклидов, входящих в состав твердых отложений и «глиноподобных» шламов (табл. 3)
Таблица 3
Активность технологических отложений из оборудования НГДУ «Первомайнефть»
Изотопы Активность, кБк/кг
Отложения Шлам
11а-226 0,85-153 1,96-33,3
РЬ-210 0,81-118 1,88-11,0
В1-214 0,67-122 1,52-8,1
111-228 0,22-64 0,7-3,3
РЬ-214 0,11-57 0,92-5,5
Ть208 0,11-29 0,59-1,08
Яа-228 0,34-68 0,7-16,6
Проведенный нами химический анализ состава отложений и нефтешлама НГДУ «Первомайнефть» показал, что основным компонентом отложений насосно-компрессорных труб является труднорастворимый осадок сульфата бария. Это объясняет постепенное снижение пропускной способности транспортных трубопроводов, а также создает серьезную проблему, связанную с необходимостью применения механических способов удаления отложений при дезактивации демонтированных участков трубопроводов Основные компоненты отложений на внутренней поверхности резервуаров и нефтешлама представлены органическими веществами и карбонатом кальция При этом проведение очистных работ упрощается, так как отложения имеют более вязкую консистенцию
Уровни облучения работников предприятий, а также загрязнения окружающей среды при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов, образующихся в результате деятельности организаций НТК, определяются удельной активностью природных радионуклидов в отходах и их количеством на рабочем месте, продолжительностью контакта с отходами и их физико -химическим
состоянием, запыленностью воздуха в зоне дыхания, интенсивностью поступления природных радионуклидов в среду обитания людей, техническими характеристиками систем сбора, временного хранения и захоронения, транспортировки и характера использования отходов.
Анализ динамики накопления промышленных отходов на предприятиях позволяет сделать вывод о том, что максимальное накопление отходов выпадает на 2005 год, что связано с проведением очистки большего количества оборудования и демонтажем насосно-компрессорных груб (НКТ). При этом объем радиоактивных отходов П категории, образовавшихся в 2005 году в 3 раза выше по сравнению с уровнем 2006 гола, а Щ категории выше в 2,8 раза (рис.4). Объем хранилища нефтешламов составляет 2000 м3 , к 2007 году хранилище заполнено отходами объемом 1600 м, данное обстоятельство потребует от администрации предприятия в перспективе к 2008 году создать новое хранилище.
400-1 « 350 в" 300' § 250 1 200 о 2 150 А 100- ю ° 50
Ш1 категория н II категория ИШ категория
а
ггц: щ
щ
Е=
2003 2004 2005 2006 годы
Рис.4 Динамика накопления производственных отходов, накопленных на территории 11ГДУ «Иервомайчефть!>
Суммарные эффективные дозы работников НТК обусловлены их внешним и внутренним облучением, которое связано с повышенным содержанием ПРИ в оборудовании, объектах окружающей среды, производственных отходах, при этом если эффективная доза облучения выше 1 мЗв/год, соответствующие
работники относятся к лицам, подвергающимся повышенному
облучению природными источниками излучения
Использованный метод расчета доз внешнего излучения определялся средними значениями мощности дозы гамма-излучения на рабочих местах и временем, в течение которого работники (операторы), подвергаются облучению Максимальные значения эффективной дозы внешнего облучения характерны для работников, проводящих очистку буллитов и РВС (6,4±0,8 мЗв/год), а также занимающихся утилизацией производственных отходов, содержащих ПРН (5,3±0,5 мЗв/год), эффективная доза для работников, занимающихся текущим обслуживанием оборудования составила 0,3±0,02 мЗв/год (табл 4)
Таблица 4
Значения внешней эффективной дозы гамма-излучения при проведении
различных технологических операций
Наименование процесса Количество работников, чел Общее количество часов (данные профмаршрутов) Среднее значение МЭД, мкЗв/ч (Р,) Средняя эффективная доза, мЗв/год /Т7 внешн\ (Ь1 )
Текущее обслуживание оборудования 60 2000 0,23±0,03 0,3±0,02
Газорезка труб 20 1700 1,2±0,07 1,4±0,04
Очистка буллитов, РВС 20 900 10,2±0,6 6,4±0,8*
Утилизация производственны) отходов с ПРН 10 1200 6±0,2 5,3±0,5*
* р<0,05 в сравнении с эффективной годовой дозой дпяработников, занимающихся
текущим обспуживанием оборудования
Максимальные значения эффективной дозы внутреннего облучения характерны для работников, проводящих очистку буллитов и РВС (12,6±1,4 мЗв/год), занимающихся утилизацией производственных отходов, содержащих ПРН (4,2±0,5 мЗв/год), выполняющего газорезку труб В данном случае на значение эффективной дозы оказывает влияние запыленности воздуха, высокая
эквивалентная равновесная активность радона и его ДГГР (средние значения внутри резервуаров составили 6Ш±26 Бк/ м3 (рис. 5)
{'не. 5. Значения эффективной годовой дозы внешнего и внутреннего облучения парабочих
местах работников НГК
Таблица 5
Гигиеническая оценка условий груда по радиационному фактору
при контакте с 11РН
1 !аим енован иепроцесса Эффективная годовая доза, мЗв/год Класс условий труда
Текущее обслуживание оборудования 0,4 2
Газорезка труб 6 3.1
Очистка буллитов, РВС 21 3.2
Утилизация производственных отходов с 11РН 10 3.1
Гигиенические критерии основаны на НРБ-99 и характеризуют потенциальную опасность работы в конкретных условиях. Наиболее вредными являются работы по очистке буллитов и ['ВС. что подтверждена данными дозиметрического мониторинга, гам маспектром етри ческого анализа производственных отходов, а также результатами расчета эффективной годовой
дозы облучения. Второе место по вредности занимают работы по газорезке НКТ, утилизации производственных отходов с ПРН
Рентгеновская дефектоскопия трубопроводов сопровождается воздействием на персонал прямого и рассеянного рентгеновского излучения только в момент просвечивания При перевозке и хранении дефектоскопы не представляют радиационной опасности и не требуют принятия специальных мер защиты (Коренков И П, 1982)
Распределение интенсивности рентгеновского излучения носит равномерный характер независимо от направления пучка излучения, интенсивность рентгеновского излучения на расстоянии 2 м от анода рентгеновской трубки в 150 раз выше излучения на расстоянии 15 м Безопасное расстояние для персонала при эксплуатации импульсных дефектоскопов составляет 15 м без защитных экранов, и до 3 м с защитными экранами
Средние эффективные годовые дозы персонала на большинстве предприятиях, использующих рентгеновские дефектоскопы, составляли 3,35±0,4 мЗв/год, что по гигиеническим критериям оценки условий труда при работах с ИИИ соответствует 2 классу (допустимые), за исключением предприятий «Нефтехиммонтаж», «Приволжскнефтепроводы» - средние эффективные годовые дозы персонала составили 5,4±0,9 мЗв/год класс 3 1 (вредные).
При проведении зарядки и перезарядки гамма-дефектоскопов наибольшему облучению подвергаются кисти рук, уровень облучения кистей составил 0,19±0,03 мЗв, что в 6 раз превышает уровень облучения тела на уровне груди 0,026±0,03 мЗв (р<0,01), уровень облучения таза (0,044±0,005 мЗв) в 2 раза выше уровня облучения тела на уровне груди (0,026±0,003 мЗв)(р<0,01), основной радиационно-опасной операцией, вносящей 90% вклада в суммарную дозу облучения, является извлечение радионуклидного источника из радиационной головки или контейнера и помещение его в транспортный контейнер, 10% вносит установка прибора для проведения гамма-съемки, просвечивание и транспорт дефектоскопа из хранилища и обратно При этом
доза облучения персонала при перезарядке прибора в 13 раз выше по сравнению с дозой облучения, которую получает персонал при установке дефектоскопа на месте просвечивания (рис. 6).
Вид деятельности
Рис.6. Показатели эффективных доз облучения при проведении отдельных технологических элементов радионуклядной дефектоскопии Проведенный анализ данных индивидуальной дозиметрии персонала, выполняющего рационуклидную дефектоскопию па предприятиях НГК Самарской области, позволил, рассчитать коллективную дозу персонала, а также определить класс условий труда (табл. 6).
Таблица 6
Данные индивидуальной дозиметрии персонала предприятий НГК,
выполняющего радиоиуклидпуга дефектоскопию
Количество Средняя Класс Коллективная
Предприятие персонала, эффективная vcлoБий доза, мЗв/год
чел доза мЗ в/год ФУ да (М±т)
(М±т)
«Самаратрансгаз» 30 15,8+0.6 3.2 384±IS
«Нефтех им монтаж» 16 12,4±0,3 3.2 148±!6
Значения средней эффективной дозы персонала, контактирующего с гамма-излучением (13,4±0,6 мЗв/год) в 4 раза выше значений эффективной дозы персонала, выполняющего рентгеновскую дефектоскопию (3,4±0,6 мЗв/год) (р<0,01)
Проведенный расчет рисков стохастических эффектов показал, что индивидуальный уровень канцерогенного риска у работников, выполняющих очистку буллитов, РВС, а также утилизирующих производственные отходы с ПРИ, выше по сравнению с уровнем канцерогенного риска для работников, занимающихся текущим обслуживанием оборудования. Рассматривая в целом работников НТК, подвергающихся воздействию естественных источников ионизирующего облучения, средний индивидуальный канцерогенный риск составляет 4 х 10"4 случаев/год, коллективный риск - 0,04 случаев/год При этом наиболее чувствительны к возникновению опухолей желудок, легкие, толстая кишка и красный костный мозг При доминировании внешнего облучения наибольшему риску подвергается костный мозг, щитовидная железа, молочные железы и кожа. Внутреннее облучение за счет попадания ПРН в легкие, ЖКТ, а также другие внутренние органы вызывает в основном поражение легких, желудка, кишечника
Проведенный анализ накопленных эффективных доз облучения работников предприятий НТК, выполняющих радиационную дефектоскопию, позволил рассчитать уровни индивидуальных и коллективных рисков развития стохастических эффектов.
Индивидуальный уровень канцерогенного риска у персонала, выполняющего гамма-дефектоскопию, выше по сравнению с уровнем канцерогенного риска для персонала, занимающего рентгеновской дефектоскопией Рассматривая в целом персонал НТК, подвергающийся воздействию искусственных источников ионизирующего облучения, средний индивидуальный канцерогенный риск у дефектоскопистов, работающих с рентгеновскими установками составляет 5,5 * 10"4 случаев/год, коллективный риск - 0,07 случаев/год, у гамма-дефектоскопистов средний индивидуальный канцерогенный риск выше в 1,6 раза и составляет 8,5 х 104 случаев/год,
коллективный риск - 0,04 случаев/год При воздействии рентгеновского излучения наиболее чувствительными к возникновению опухолей признаны красный костный мозг, легкие При проведении радионуклидной дефектоскопии наибольшему риску подвергаются кожа, костный мозг, половые железы.
Исходя из полученных данных, гигиенически обоснованными являются требования, направленные на снижение уровней рисков стохастических эффектов (применение средств индивидуальной защиты, технологических средств активной вентиляции), регулярное проведение дозиметрического мониторинга, индивидуальной дозиметрии персонала, а так же использование дистанционных методов управления искусственными ИИИ
При невозможности соблюдения предела доз производственного облучения от ПРН (не более 5 мЗв/год) на отдельных рабочих местах, этих работников необходимо по условиям труда приравнивать к персоналу группы А, работающему с техногенными источниками излучения При этом на этих работников распространяются все требования по обеспечению радиационной безопасности, установленные НРБ-99, ОСПОРБ-99
Выводы
1. Условия труда на ряде предприятий нефтегазового комплекса характеризуются воздействием на работников источников ионизирующего излучения естественного и искусственного происхождения
2. Ведущим радиационным фактором на предприятиях, осуществляющих добычу и первичную обработку энергоносителей, является загрязнение территории, оборудования промышленными отходами, содержащими природные радионуклиды На предприятиях, осуществляющих строительство и текущее обслуживание магистральных трубопроводов — применение рентгеновской и радионуклидной дефектоскопии
3 Установлены особенности формирования радиационной обстановки на объектах первичной подготовки нефти (связанные с пространственным расположением отложений, содержащих природные радионуклиды,
временными характеристиками накопления отходов), разработана
методика проведения дозиметрического мониторинга оборудования, экспрессной оценки промышленных отходов
4. Определены основные дозообразующие компоненты при проведении радионуклидной дефектоскопии Так, основной вклад в дозу облучения персонала вносит зарядка и перезарядка дефектоскопа, установка, проведение просвечивания
5 Средний индивидуальный канцерогенный риск для работников, контактирующих с ПРН составляет 4 х 10~4 случаев/год, коллективный риск — 0,04 случаев/год, средний индивидуальный канцерогенный риск у дефектоскопистов, работающих с рентгеновскими установками составляет 5,5 * 10"4 случаев/год, коллективный риск - 0,07 случаев/год, у гамма-дефектоскопистов средний индивидуальный канцерогенный риск выше в 1,6 раза и составляет 8,5 х ДО"4 случаев/год, коллективный риск — 0,04 случаев/год.
Таким образом, проведенное комплексное радиационно - гигиеническое обследование предприятий нефтегазового комплекса выявило основные радиационные факторы, что позволило обосновать требования по обеспечению радиационной безопасности на данных объектах в целях снижения профессионального радиационного риска
Практические рекомендации
Полученные в настоящей работе результаты позволяют рекомендовать внести в региональную программу обеспечения радиационной безопасности, следующие элементы, реализация которых должна обеспечить снижение риска радиационного воздействия источников ионизирующего излучения естественного и искусственного происхождения на работников предприятий НТК, население, окружающую среду
- организация долговременного радиационно-гигиенического мониторинга объектов нефтегазового комплекса, а также объектов окружающей среды на прилегающих территориях;
организация обучения специалистов служб радиационной безопасности предприятий нефтегазового комплекса с учетом полученных в ходе исследования результатов;
- систематизация данных по индивидуальной дозиметрии на предприятиях НТК в единую информационную базу, позволяющую контролировать уровни облучения работников на различных профмаршрутах, прогнозировать уровни рисков стохастических эффектов в зависимости от особенностей трудовой деятельности
Список работ опубликованных по теме диссертации
1. Горбачев ДО. Разработка рекомендаций по снижению концентрации радона в воздухе жилых и общественных зданий / Д.О Горбачев // Тезисы 78-й Всероссийской студенческой научной конференции, посвященной 190-летию Казанского государственного университета. - Казань, 2004. - С 29 с
2 Горбачев ДО. Основные принципы противорадоновой защиты зданий/ Д.О.Горбачев // Материалы 5-й Международно-практической конференции «Здоровье и образование в 21 веке» — М., 2004 - С.52.
3 Горбачев Д О Исследование и оценка содержания радона в воздухе жилых и общественных зданий/ ДО Горбачев // Сборник тезисов докладов 72-й итоговой конференции СНО - Самара, 2004 - С.52-53
4. Горбачев Д О. Радиационно-гигиеническая оценка условий труда на предприятиях нефтегазового комплекса/ Д О Горбачев // Сборник тезисов докладов 73-й итоговой конференции СНО. - Самара, 2005 - С.84-85
5 Горбачев ДО Гигиеническая оценка условий труда женщин, имеющих профессиональный контакт с источниками ионизирующего излучения в Самарской области/ И И Березин, Д О Горбачев, Л Е Королева // Материалы Всероссийской конференции «Современные проблемы охраны труда и здоровья работающих женщин» - Самара, 2005. - С 28-30.
6 Горбачев ДО Оценка влияния радиационного фактора на персонал предприятий нефтегазового комплекса/ Д О Горбачев // Материалы I
Международной Пироговской студенческой научной медицинской
конференции : Вестник РГМУ - М , 2006. - №2 (49) - С.355 7. Горбачев ДО Обеспечение радиационной безопасности в нефтегазовом комплексе/ Д О Горбачев // Материалы межрегиональной научно-практической конференции студентов и молодых ученых с международным участием. -Саратов, 2006.- С 66.
8 Горбачев Д О Оценка радиационной обстановки на предприятиях нефтегазового комплекса/ Д.О Горбачев, А М.Спиридонов, Л Е.Королева // Труды XI Всероссийского конгресса «Экология и здоровье человека». — Самара, 2006.-С.69-71
9 Горбачев Д О. Радиационная безопасность в нефтегазовом комплексе/ ДО Горбачев // Материалы 7-й Международно-практической конференции «Здоровье и образование в 21 веке». - М, 2006 -С.136-137
10 Горбачев ДО Обоснование требований по обеспечению радиационной безопасности на предприятиях нефтегазового комплекса/ Д О.Горбачев //Вестник СамГУ— Естественнонаучная серия — 2006 г. — № 9 (49). — С.128-137 11. Горбачев Д О Изучение особенностей накопления радиоактивных отходов в нефтегазовой отрасли/ Д О Горбачев, Л Е.Королева // Материалы II Международной Пироговской студенческой научной медицинской конференции * Вестник РГМУ - М, 2007 - №2 (55) - С 262.
12 Горбачев ДО Оценка внешнего облучения при дефектоскопии/ Л Е Королева, Д О Горбачев// Материалы II Международной Пироговской студенческой научной медицинской конференции . Вестник РГМУ - М, 2007 -№2(55)-С 280-281
13 Горбачев ДО Обеспечение радиационной безопасности в нефтегазовом комплексе при техногенном концентрировании природных радионуклидов/ Д О Горбачев // «Аспирантские чтения 2006» Труды межвузовской конференции молодых ученых Приложение к межвузовскому журналу «Аспирантский вестник Поволжья» - Самара,2006. - С.33-35.
ГОРБАЧЕВ Дмитрий Олегович
Гигиеническое обоснование требований по обеспечению радиационной безопасности на предприятиях нефтегазового комплекса
Автореферат на соискание ученой степени кандидата медицинских наук
Подписано в печать 23 05 2007 г Формат 60x84/16 Бумага офсетная Печать оперативная Уел п л 0,84 Уч -издл 1 17 Тираж 100 экз Заказ №1486 Огпечашно с готового оригинал-макета Центр Оперативной Полиграфии ООО «С|роймппиекл>> Лицензия ПЛД №67-67 от 11 10 1999г г Самара 443010\л Молодогвардейская д 104 тел (846) 333-33-32.332-39-05
Оглавление диссертации Горбачев, Дмитрий Олегович :: 0 ::
ВВЕДЕНИЕ.
Глава 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ.
Глава 2. МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЯ.
Глава 3. РАДИАЦИОННО-ГИГИЕНИЧЕСКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ОБЪЕКТОВ НЕФТЕГАЗОВОГО КОМПЛЕКСА В УСЛОВИЯХ НАКОПЛЕНИЯ ПРИРОДНБ1Х РАДИОНУКЛИДОВ.
3.1. Оценка радиационного загрязнения предприятий, осуществляющих добычу, временное хранение и транспортировку нефтепродуктов на территории Самарской области.
3.2. Характеристика технологических отложений и производственных отходов, с повышенным содержанием природных радионуклидов, образующихся па предприятиях нефтегазового комплекса.
3.3. Радиационно-гигиеническая оценка условий труда работников, контактирующих с естественными источниками ионизирующего излучения.
Глава 4. ГИГИЕНИЧЕСКАЯ ХАРАКТЕРИСТКА РАДИАЦИОННОГО ФАКТОРА ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ДЕФЕКТОСКОПИЧЕСКИХ РАБОТ НА ПРЕДПРИЯТИЯХ НЕФТЕГАЗОВОГО КОМПЛЕКСА.
4.1. Характеристика основных видов радиационной дефектоскопии, использующихся на объектах нефтегазового комплекса Самарской области.
4.2. Радиационно-гигиеническая оценка условий труда персонала, осуществляющего радиационную дефектоскопию.
Глава 5. ОБОСНОВАНИЕ ТРЕБОВАНИЙ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ НА ПРЕДПРИЯТИИЯХ НЕФТЕГАЗОВОГО КОМПЛЕКСА С УЧЕТОМ РАДИАЦИОННЫХ РИСКОВ ОБЛУЧЕНИЯ.
5.1. Радиационные риски, обусловленные воздействием на работников предприятий нефтегазового комплекса естественных источников ионизирующего излучения.
5.2. Радиационные риски, обусловленные воздействием па персонал предприятий нефтегазового комплекса радиационной дефектоскопии.
Введение диссертации по теме "Гигиена", Горбачев, Дмитрий Олегович, автореферат
Интерес общества к* проблемам радиационной безопасности населения и работников, работающих с источниками ионизирующего излучения, постоянно возрастает (особенно после аварии на Чернобыльской атомной электростанции). Целью государственной политики в области обеспечения безопасности в ядерной отрасли является последовательное снижение до приемлемого уровня техногенного воздействия на население и окружающую среду радиационного фактора и снижение до допустимых норм воздействие природных источников ионизирующего излучения [18, 25, 34, 66].
Увеличение добычи нефти и газа в нашей стране, развитие предприятий по переработке и транспортировке нефтепродуктов, все более актуальным делает решение проблемы радиационной безопасности на данных объектах. В процессе добычи и транспортировки энергоносителей происходит облучение работников предприятий природными радионуклидами, содержащихся в добываемом сырье, оседающих па промышленном оборудовании, присутствующих в промышленных отходах [2, 13, 38, 63]. Применение рентгеновской и радионуклидной дефектоскопии на предприятиях НГК приводит к облучению работников дозами, превышающими предельно допустимые уровни. Широкие масштабы использования данного метода неразрушающего контроля качества сварных швов и целостности производственного оборудования в отрасли требуют дальнейшего совершенствования системы радиационной защиты [50, 93].
На сегодняшний день недостаточно работ, отражающих детальный анализ радиационной обстановки на предприятиях НГК в условиях воздействия естественных и искусственных источников ионизирующего излучения па работников и окружающую среду, малочисленны исследования по оценке условий труда работников предприятий при воздействии радиационного фактора и оценке уровней риска развития стохастических эффектов. Перечисленный круг нерешенных вопросов определил актуальность, составил цель и задачи настоящей работы, которая проводилась в соответствии с программой «Государственной политики и области обеспечения ядерной и радиационной безопасности Российской Федерации па период до 2010 года и дальнейшую перспективу» и планом НИР Самарского государственного медицинского университета (№ государственной регистрации 01.2.00 501028).
Цель работы — обоснование системы требований по обеспечению радиационной безопасности на основании критериев ожидаемого риска стохастических эффектов, комплексной санитарно-гигиенической оценки радиационной обстановки предприятий НГК.
Задачи исследования:
1. Изучить особенности формирования радиационной обстановки с учетом особенностей технологического процесса, эксплуатации оборудования, проведения ремонтно-строительных работ на предприятиях НГК.
2. Провести радиационно-гигиеническую оценку условий труда операторов, дефектоскопистов.
3. Оценить дозы внешнего и внутреннего облучения работников, контактирующего с источниками ионизирующего излучения.
4. Оценить уровень риска развития стохастических эффектов (с учетом вклада различных источников облучения в суммарную дозу облучения).
5. Разработать и обосновать комплекс требований по обеспечению радиационной безопасности на предприятиях НГК.
Научная новизна: Впервые на примере промышленных предприятий НГК Самарской области использован комплексный подход к радиационно-гигиенической оценке условий труда работников с учетом установленных особенностей формирования радиационной обстановки, данных индивидуальной дозиметрии, рассчитанных рисков стохастических эффектов. Впервые на примере промышленных объектов НГК Самарской области проведен сравнительный анализ условий труда лиц, подверженных воздействию радиационного фактора естественного и искусственного происхождения. Впервые для проведения дозиметрического контроля оборудования, экспрессной оценки промышленных отходов применена методика"* с использованием разработанных полезных "" моделей положительное решение о выдаче патентов №2007108580/221009351, №2007113349/22014491), обоснована система требований по обеспечению радиационной безопасности на основании комплектной оценки критериев канцерогенного риска.
Теоретическая н практическая значимость: Обоснован комплекс требований, направленных на улучшение радиационной обстановки на объектах добычи и транспортировки энергоносителей, создание благоприятного режима труда и отдыха. Разработана и обоснована методика экспрессной оценки категории производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов по данным дозиметрического контроля. На основании материалов диссертационного исследования разработаны методические указания «Обеспечение радиационной безопасности на объектах нефтедобычи» (Самара, 2007), внедренные на местном уровне.
Внедрение результатов исследования в практику: Материалы, изложенные в методических указаниях внедрены и используются в работе ФГУЗ «Центр гигиены и эпидемиологии в Самарской области» для организации и ведения радиационно-гигиенического мониторинга объектов НГК (акт внедрения от 20.03.07 г.) (Приложения 7, 8). Материалы диссертации включены в лекционный курс и практические занятия по радиационной гигиене на медико-профилактическом факультете Самарского государственного медицинского университета (акт внедрения от 15.02.07 г.) (Приложение 10), а также в программу специализации по курсу «Радиационная безопасность», проводимой негосударственным образовательным учреждением «Центр охраны здоровья и окружающей среды» для сотрудников службы радиационной безопасности исследуемых предприятий (акт внедрения от 12.03.07 г.) (Приложение 9).
Апробация диссертации. Материалы диссертации доложены и обсуждены на конференциях различного уровня: Международной научно-практической конференции «Здоровье и образование в 21 веке» (Москва, 2004), Всероссийской научно-практической конференции «Молодые ученые в медицине» (Казань, 2004), Всероссийской конференции" «Современные проблемы охраны здоровья работающих женщин» (Самара, 2005), XI Всероссийском конгрессе «Экология и здоровье человека» (Самара, 2006), Международной научно-практической конференции «Здоровье и образование в 21 веке» (Москва, 2006).
Публикации. По теме диссертации опубликовано 13 печатных работ, 1 из них в журнале рецензируемом ВАК.
Объем и структура диссертации. Диссертация изложена на 138 страницах машинописного текста и состоит из введения, обзора литературы, методов исследования, собственных исследований, заключения, выводов и практических рекомендаций, списка литературы, приложений. Диссертация иллюстрирована 23 таблицами, 28 рисунками. Библиографический указатель включает 201 источник, из которых 155 отечественной и 46 зарубежной литературы.
Заключение диссертационного исследования на тему "Гигиеническое обоснование требований по обеспечению радиационной безопасности на предприятиях нефтегазового комплекса"
ВЫВОДЫ:
1. Условия труда на ряде предприятий нефтегазового комплекса характеризуются воздействием на работников источников ионизирующего излучения естественного и искусственного происхождения.
2. Ведущим радиационным фактором на предприятиях, осуществляющих добычу и первичную обработку энергоносителей, является загрязнение территории, оборудования промышленными отходами, содержащими природные радионуклиды. Па предприятиях, осуществляющих строительство и текущее обслуживание магистральных трубопроводов - применение рентгеновской и радионуклидной дефектоскопии.
3. Установлены особенности формирования радиационной обстановки па объектах первичной подготовки нефти (связанные с пространственным расположением отложений, содержащих природные радионуклиды, временными характеристиками накопления отходов), разработана методика проведения дозиметрического мониторинга оборудования, экспрессной оценки промышленных отходов.
4. Определены основные дозообразующие компоненты при проведении радионуклидной дефектоскопии. Так, основной вклад в дозу облучения персонала вносит зарядка и перезарядка дефектоскопа, установка, проведение просвечивания.
5. Средний индивидуальный канцерогенный риск для работников, контактирующих с ПРН составляет 4x10" случаев/год, коллективный риск -0,04 случаев/год, средний индивидуальный канцерогенный риск у дефектоскопистов, работающих с рентгеновскими установками составляет 5,5 х 10"4 случаев/год, коллективный риск - 0,07 случаев/год, у гамма-дефектоскопистов средний индивидуальный канцерогенный риск выше в 1,6 раза и составляет 8,5 х Ю"4 случаев/год, коллективный риск - 0,04 случаев/год.
Таким образом, проведенное комплексное радиационно - гигиеническое обследование предприятий нефтегазового комплекса выявило основные радиационные факторы, что позволило обосновать требования по обеспечению радиационной безопасности па данных объектах в целях снижения профессионального радиационного риска.
ПРАКТИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ
Полученные в настоящей работе результаты позволяют рекомендовать внести в региональную программу обеспечения радиационной безопасности, следующие элементы, реализация которых должна обеспечить снижение риска радиационного воздействия источников ионизирующего излучения естественного и искусственного происхождения па работников предприятий НГК, население, окружающую среду:
- организация долговременного радиационно-гигиепического мониторинга объектов нефтегазового комплекса, а также объектов окружающей среды на прилегающих территориях;
- организация обучения специалистов служб радиационной безопасности предприятий нефтегазового комплекса с учетом полученных в ходе исследования результатов;
- систематизация данных по индивидуальной дозиметрии па предприятиях НГК в единую информационную базу, позволяющую контролировать уровни облучения работников на различных нрофмаршрутах, прогнозировать уровни рисков стохастических эффектов в зависимости от особенностей трудовой деятельности.
При невозможности соблюдения предела доз производственного облучения от ПРН (не более 5 мЗв/год) на отдельных рабочих местах, этих работников необходимо по условиям труда приравнивать к персоналу группы А, работающему с техногенными источниками излучения. При этом па этих работников распространяются все требования но обеспечению радиационной безопасности, установленные НРБ-99, ОСПОРБ-99.
Список использованной литературы по медицине, диссертация 0 года, Горбачев, Дмитрий Олегович
1. Арцыбашев В.А. Ядерно-геофизическая разведка: Учебное пособие для вузов. М.: Атомиздат, 1972. - 400 с.
2. Андерсон Е.Б. Проблемы радиационной безопасности в топливно-энергетическом комплексе / Е.Б. Андерсон, С.М., Гращенко, Г.И. Нечай // Докл. 5-ой Междунар. конф. «Радиационная безопасность: обращение с РАО и ОЯТ».-СПб., 2002.-С. 36-41.
3. Бакаев В.А. Обеспечение радиационной безопасности и производственный радиационный контроль / В.А. Бакаев, С.Д. Богданов. СПб.: Изд-во политех, ун-та, 2005. - С. 20-26.
4. Баранов В.И. Влияние влажности на эманирование / В.И. Баранов, А.П. Новицкая // Радиохимия. 1960. - Т.2.- № 4. - С. 485-490.
5. Баранов В.И. О содержании радиоэлементов в воде и ее отложениях казенной буровой скважины № 1 Ухтинского района / В.И. Баранов, И.Д. Курбатов // Тр. Радиевого ин-та. 1933.- Т. 2. - С. 139-156.
6. Баранов В.И. Радиогеология. М.: Изд-во МГУ, 1973. - 242 с.
7. Бахур А.Е. Радиоактивность природных вод / А.Е. Бахур // АИРИ. -1996.-№2.-С. 32-39.
8. Бегак О.Ю. Защита атмосферы от промышленных выбросов: Учеб.-справ.пособие. СПб.: ИК Синтез, 1999. - 142-143 с.
9. Беляев А.Э. Аномальное повышение радиационного фона насосов установки получения пропана на примере Вуктыльского газопромыслового управления РАО «Севергазпром» / А.Э. Беляев // Тез. докл. «Север-геоэкотех-2002». Ухта, 2002. -244 с.
10. Белячков Ю.А. Поступление природных радионуклидов в окружающую среду с отходами и выбросами пеураповых предприятий / Ю.А. Белячков,
11. Э.П. Лисаченко // Тез. докл. междунар. конф. «Экология и развитие Северо-Запада России. Пермь, 1997. -110 с.
12. Богоявленский J1.I1. Ухтинское месторождение радия / JI.I I. Богоявленский // ДАН СССР. 1928. - Сер. А. 14-15. - С. 46-52.
13. Бондарева E.H. Радиационпо-гигнеиическая характеристика условий труда при промышленной дефектоскопии / Е.Н.Бондарева, Э.М. Крисюк. М.: Профиздат, 1979.- 197 с.
14. Булдаков О.И. Радиационная экология: учеб. пособие для студентов мед. вузов / О.И.Василенко. М.: Медицина, 2004. - С. 134-137.
15. Василенко JI.A. Радиоактивные вещества и человек. М.: Энергоатомиздат, 1990.-С. 160-162.
16. Вдовенко B.M. Аналитическая химия бария / В.М Вдовенко, Ю.В. Дубасов. -М.: Наука, 1977.- 197 с.
17. Вдовенко В.М. Аналитическая химия радия / В.М Вдовенко, Ю.В. Дубасов. -Л.: Наука, 1973.-190 с.
18. Воскобойников Г.М. Интегральные уравнения и приближенные формулы для расчета интенсивности гамма-излучения в однородной среде / Г.М. Воскобойников // Тр. Горно-геологического ип-та УФ АН СССР: Геофиз. сб. № 2. Свердловск, 1957. - Вып.30.-С. 152-161.
19. Воскобойников Г.М. Интенсивность гамма-излучения в однородной излучающей среде // Тр. Горно-геол. ин-та УФ АН СССР: Геофиз. сб. № 22. -Свердловск, 1957. Вып.30. - С. 162-172.
20. Геотехнологическая интерпретация результатов рентгенорадиометриче-ского опробования / Г.А. Денисов, E.H. Леман, И.В. Томский и др.
21. СПб.: Изд. МАНЕН, РАН, РАЕН, 2002. 130 с.
22. Голиков В.Я. Радиационная защита при использовании ионизирующих излучений. М.: Медицина, 1975 . - С. 230-232.
23. ГОСТ 17625-83 «Радиационный метод определения толщины защитного слоя бетона, размеров и расположения арматуры».
24. ГОСТ 20426-82 «Методы дефектоскопии радиационные».
25. Готтих Р.П. Радиоактивные элементы в нефтегазовой геологии / Р.П. Гоггих. М.: Недра, 1980. - 253 с.
26. Готтих Р.П. Радиохимические и изотопные исследования подземных вод нефтегазоносных областей СССР / Ф.А. Алексеев, Р.П. Готтих., С.А. Саков и др. М.: Недра, 1975. - 271 с.
27. Гофман A.M. Температурная зависимость эмалирующей способности радиоактивных минералов / A.M. Гофман, A.B. Перевалов. Новосибирск: Наука, 1984.-78 с.
28. Гудзенко В.В. Изотопы радия и радон в природных водах / В.В. Гудзенко, В.Т. Дубинчук. М.: Наука, 1987. - 158 с.
29. Гуцало А.К. О химической связи радиевых аномалий в подземных водах с нефтяными и газовыми залежами / А.К. Гуцало // Докл. АН СССР.1967. -Т. 172, №5. С. 1174-1176.
30. Дезактивация радиоактивных отходов нефте- и газодобывающих производств/ Е.И. Кранивский, В.П. Рыжаков, Ю.Г. Смирнов и др. // Материалы XIV Геол. съезда Республики Коми. Сыктывкар,2004. - С. 194195.
31. Демин В.Ф. Научно-методические аспекты рисков. М.: Атомная энергия, 1999.-С 46-63.
32. Дозы ионизирующих излучений у населения РФ в 1999 году. Справочник / Под ред. Рамзаева П.В. СПб., 2001. - С.20-22.
33. Евсеева Т.Н. Водный промысел / Т. И. Евсеева, А. И. Таскаев, А. И. Кичигин. Сыктывкар: изд-во Коми НЦ УрО РАН, 2000. - 39 с.
34. Емелин A.C. Естественная радиоактивность на нефтепромыслах / A.C. Емелин, В.Ф.Дричко, АЛ. Зельдин и др. // Гигиена и санитария. 1972. -№4. -С.111-113.
35. Железнова Е.И. Радиометрические методы анализа естествеЕшых радиоактивных элементов / Е.И. Железнова, И.П. Шумилин, Б.Я. Юфа. М.: Недра, 1968.-459 с.
36. Жуковский М.В. Радиационное воздействие на население: оценка радиационных рисков и потенциального ущерба здоровью (на материалах Свердловской области): Дисс.д-ра техн.наук. Екатеринбург,2002. - 329 с.
37. Захарчук С.А. Радиоактивное загрязнение окружающей среды при нефтедобыче / С.А. Захарчук, И.А. Крампит, В.И. Мильчаков // АНРИ. 1998. - №4.-С. 18-21.
38. Зимон А.Д. Дезактивация / А. Д. Зимон. М.: Атомиздат, 1975. - 280с.
39. Ивлиев М.В. Оценка вклада отдельных видов источников ионизирующего излучения в формирование уровней облучения г.Москвы и обоснованиерекомендаций но оптимизации радиационно-экологического мониторинга: Автореф. дис. канд. биол. наук М., 2001. - 16 с.
40. Ильин JI.A. Радиационная безопасность и защита. Справочник. М.: Медицина, 1996.-С. 3-5.
41. Ильин JI.A., Кириллов В.Ф., Коренков И.Г1. Радиационная гигиена. — М.: Медицина, 1999 . С. 79-82.
42. Интерпретация результатов индивидуального дозиметрического контроля при проведении гамма-дефектоскопических работ. СПб.: Ленупрполиграфиздат, 1988.-С. 32-37 .
43. Ковалев A.A. Исследование качества сварных соединений трубопроводов пара и горячей воды. Казань, 1998. - С. 9-11.
44. Комаров А. Н. Радиобарит как природный индикатор мигрирующего радия / Геохимия радиогенных и радиоактивных изотопов — Л.: Наука,1974. С. 131138.
45. Комлев Л.В. К вопросу о происхождении радия в пластовых водах нефтяных месторождений / Л. В. Комлев // Тр. радиевого ин-та. 1933. - Т.2.-С. 207-223.
46. Коренков И.П. Вопросы гигиены труда при персонала при работе с радиоактивными веществами / И.П. Коренков, В.Ф.Кириллов. М.: Медицина, 1998.- С.96-98.
47. Коренков И.П. Дозиметрия в радиационной дефектоскопии / И.П. Коренков. М.: Энергоиздат, 1982. - 78 с.
48. Крапивский Е.И. Дезактивация радиоактивных почв и нефтяных шламов на основе радиометрической сортировки и управления технологическим процессом / Е.И. Крапивский, Ю.Г. Смирнов, В.И. Рыжаков // Российский геофизический журнал. 2001. - № 21. - С. 96-105.
49. Крапивский Е.И. Исследование радиоактивного загрязнения территории Ухтинского месторождения радия / Б.И.Крапивский,В.Н. Рыжаков // АНРИ. -2002.-№4. -С. 57-64.
50. Крапивский Е.И. Радиоактивное загрязнение окружающей среды при добыче и обогащении твердых полезных ископаемых / Е.И. Крапивский, В.Н. Рыжаков // Обогащение руд. 2003. - № 2 - С. 252-255.
51. Крапивский Е.И. Проблема радиоактивного загрязнения окружающей среды при разработке месторождений нефти и газа и пути ее решения / Е.И. Крапивский, В.Н. Рыжаков, Д.А. Амосов и др. // Разведка и охрана недр. 2002. -N9.-C.50-53.
52. Крисюк Э.М. Дозы облучения населения/ Э.М. Крисюк, В.В. Никитин // Гигиена и санитария. 1998. - N9. - С.30-33.
53. Крисюк Э.М., Стамат И.П. Организация и проведение выборочного обследования уровней облучения населения за счет радона в жилых помещениях / Э.М. Крисюк, И.Г1. Стамат //АНРИ. -1996. -№3 С. 25-30.
54. Кутумова O.IO, Состояние здоровья жителей сельских районов, проживающих в зоне влияния горно-химического комбината (Красноярск-26): Дисс.канд.мед.наук. Архангельск,2003. - 189 с.
55. Кучумов В.В. Исследование объективных и субъективных предпосылок для обеспечения радиационной безопасности региона (па примере Рязанской области): Дисс.канд.мед.наук. Рязань,2004. - 141 с.
56. Латышова М.Г. Обработка и интерпретация материалов геофизических исследований скважин / М.Г. Латышова, Б.Ю. Вендельштейн, В.П. Тузов. М.: «Недра», 1975.-272 с.
57. Лейпунский О.И. Распространение гамма-квантов в веществе / О.И. Лейпунский, Б.В. Новожилов, В.Н. Сахаров и др. М.: Физматгиз, 1960. - 208 с.
58. Лидии P.A. Химические свойства неорганических веществ / P.A. Лидин, В.А. Молочко, Л.Л. Андреева. М.: Химия, 2000. - 480 с.
59. Лярский П.П. Уровни внешнего облучения персонала при работе с различными источниками излучениия / П.П Лярский, И.П. Коренков. М.: Атомная энергия, 1978,- С.463-465.
60. Маргулис У.Я. Радиация и защита. М.: Атомиздат,1974. - 265 с.
61. Маргулис У.Я., Брегадзе Ю.И. Радиационная безопасность. Принципы и средства ее обеспечения. М.: Эдиториал УРСС,2000. - 186 с.
62. Методические указания по обращению с радиоактивными отходами на нефтегазовых промыслах. — М.: Минтопэнерго России, 1996. — 23 с.
63. МИ 2543-2000 «Методики радиационного контроля. Общие требования».
64. Михайлов Л.М. Таблицы и номограммы для расчета защиты от гамма-лучей. М.: Медицина, 1965. - 133 с.
65. Момжиев Б.Н. Регламентация труда при зарядке и ремонтно-ирофилактических работах в гамма-дефектоскопии. М.: Профиздат, 1979. -24 с.
66. МУ 2.6.1.016-2000 «Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз, организация контроля профессионального облучения».
67. МУК 2.6.1.1085 -02 «Методические указания по методам радиационного контроля металлолома».
68. Мясоедов Б.Ф. Радиоактивное загрязнение окружающей среды и возможности современной радиохимии в области мониторинга / Б.Ф. Мясоедов. // Вопросы радиационной безопасности. 1997. - №. 1. - С. 4-6.
69. Нефедов В.Д. Радиохимия / В.Д. Нефедов, Е.Н.Текстер, М.А.Торопова. -М.: Высш. шк., 1987. 272 с.
70. Нечай Т.Н. Загрязнение радием газовых промыслов и газоперерабатывающего обрудования / Г.Н. Нечай, В.Н. Каданов, СМ. Гращенко // Докл. на II Междунар. выст. и конф. «Радиационная безопасность:
71. Радиоактивные отходы и экология» / ГУН «Радиевый ин-т им. В.Г. Хлопина -СПб., 1999.-С. 47-52.
72. Никифоров Ю.А. Радиоактивное загрязнение окружающей среды при нефтедобыче на примере Ставропольских месторождений / Ю.А.Никифоров // Российский геофизический журнал. 1994. - № 3. - С. 81-84.
73. Новиков Г.Ф. Радиометрическая разведка / Г.Ф. Новиков Л.: Недра, 1989. -407 с.
74. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1.758-99.
75. Обеспечение безопасности при обращении с радиоактивными отходами, образующимися при добыче, переработке и использовании полезных ископаемых: РБ-014-2000. М.: Госатомнадзор России, 2000. - 15 с.
76. Облаков B.C. Обеспечение радиационно-экологической безопасности в ОАО «Роснефть-Ставропольнефтегаз» / В.С Облаков, Е.Ф. Шубин, В.М. Тамаев и др. // Нефтяное хозяйство. 2000. - № 2. - С. 64-65.
77. Обращение с минеральным сырьем и материалами с повышенным содержанием природных радионуклидов. СП 2.6.1.798-99.
78. Обращение с радиоактивными отходами на нефтегазовых промыслах России. Методические указания. М.: Минтопэнерго, 1995. - 22 с.
79. Огородников Б.И. Свойства, поведение и мониторинг радона и торона и их дочерних продуктов в воздухе / Б.И. Огородников // Атомная техника за рубежом.-2001.-№5.-С. 14-25.
80. О радиационном контроле объектов, загрязненных естественными радионуклидами в результате добычи углеводородов / В.Н. Рыжаков, Е.И. Крапивский, Д.А. Амосов и др. // Нефтяное хозяйство. 2002.- № 3. - С. 107110.
81. Партолин О.Ф. Изучение радиационной обстановки при зарядке гамма-аппаратов. М.: Энергоиздат, 1970. - С. 54-62.
82. Партолин О.Ф. Безопасность труда в радиационной дефектоскопии. М.: Энергоатомиздат, 1986. - С. 25-29.
83. Перминова Г.С. Радиационная обстановка и радиационная безопасность. — М.: Здравоохранение, 1999.-С. 14-16.
84. Перминова Г.С. Гигиеническая оценка дозовых нагрузок и пути повышения радиационной безопасности населения РФ: Дисс.канд.мед.наук. — Москва,2003.- 118 с.
85. Пермяков В.М. Радиоактивные эманации / В.М. Пермяков. JI.: Изд-во АН СССР, Радиевый ип-т, 1987. - 173 с.
86. Петрофизика: Справочп. в 3-х кн. Кн: Горные породы и полезные ископаемые / Под. ред. Н.Б. Дортман. М.: Недра, 1992. - 391 с.
87. Принципы определения критериев радиационного риска: Публикация 60 МКРЗ. М.: Энергоатомиздат, 1990.- С. 25-28.
88. Пшеничный Г.А. Взаимодействие излучений с веществом и моделирование задач ядерной геофизики. М.: Энергоиздат, 1982. - 224 с.
89. Радиоактивное загрязнение и методы его предотвращения при разведке и азработке нефтяных и газовглх месторождений. М., 1996. - С. 17-25.
90. Радиационный контроль и пробоотбор на нефтегазовых промыслах и тепловых электростанциях России: Метод, указания. М.: Минтопэнерго, 1995. - 22 с.
91. Радиационная, ультразвуковая и магнитная дефектоскопия металлоизделий /Н.П. Алешин, В.Г. Щербинский. -М.: Высш. iijk., I99I.-C. 34-39.
92. Радиоэкология: (Курс лекций) / Под. ред. А.Г. Талалая. Екатеринбург.: УГГА, 1990.-351 с.
93. Разведочная ядерная геофизика / Под ред. д.т.н. В.М. Запорожца. — М.: Недра, 1977.-297с.
94. Рекомендации по нормализации радиационно-экологической обстановки на объектах нефтегазодобычи топливно-энергетического комплекса России. -М.: Минтопэнерго, 1994. -42 с.
95. Решетов В.В. Методы контроля радиоактивного загрязнения природной среды на примере Санкт-Петербурга и Ленинградской области: Автореф.дис. канд. техн. наук-СПб., 1995.- 18 с.
96. Руководство по гигиенической оценке факторов рабочей среды и трудового процесса. Критерии и классификации условий труда Р 2.2.2006-05.
97. Рыжаков В.Н. Дезактивация радиоактивных нефтешламов / В.Н. Рыжаков. СПб.: Недра, 2003. - 280 с.
98. Рыжаков В.Н. Нестандартное оборудование для дезактивации радиоактивных нефтешламов и солей / В.Н. Рыжаков, Е.И. Крапивский // Докл. междунар. копф. «Проблемы обеспечения радиационной безопасности в ТЭК». -СПб., 2003.-С. 292-294.
99. Рыжаков В.Н. Теоретические основы санации радиоактивных шламов, образующихся при добыче нефти, газа и конденсата / В.П. Рыжаков, Е.И. Крапивский, И.М. Хайкович // Российский геофизический журнал. 2002. -№ 27. - С. 90-99.
100. РД 153-00.0-012-2002 «Методические рекомендации. Обеспечение радиационной безопасности на объектах ТЭК РФ».
101. Пб.СанПиН 2.6.1.799-99 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99)».
102. СанПиН 2.6.6.1169-02 «Обеспечение радиационной безопасности при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов на объектах нефтегазового комплекса Российской Федерации».
103. Сегель П.М. Выцелачиваемость радия и урана из минералов / П.М. Сегель // Вопросы геохимии урана и радия: Тр. Радиевого ин-та. — 1938. Т. IV. -С. 350-383.
104. Сердюкова A.C. Изотопы радона и короткоживущие продукты их распада в природе / А.С.Сердюкова, Ю.Т. Капитанов. М.: Атомиздат, 1976.-296 с.
105. Соколов В.И. Центрифугирование / В.И. Соколов. М.: Химия, 1976. -408 с.
106. Соколовский Э.В. Исследование данных о естественной радиоактивности пластовых вод для определения местоположения водонефтяного контакта / Э.В. Соколовский, С.А. Сааков // Нефтяное хозяйство. 1967. - № 1. - С. 2632.
107. СП 2.6.6.1168-02. «Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002)».
108. СП 2.6.1.1283-03 «Обеспечение радиационной безопасности при рентгеновской дефектоскопии».
109. СП 2.6.1.1284-03 «Обеспечение радиационной безопасности при радионуклидной дефектоскопии».
110. Старик И.Е. Основы радиохимии /И.Е. Старик. М.: Изд-во АН СССР.-459 с.
111. Стрельцова В.Н. Эпидемиология злокачественных опухолей человека лучевой этиологии / В.Н. Стрельцова // Медицинская радиология- 1978. -№8. С. 83-89.
112. Суворов А.Ф. Сооружение крупных резервуаров / А.Ф. Суворов, К.В. Лялин. М.: Недра , 1979. - 224 с.
113. Суслин В.П. Последствия воздействия малых доз ионизирующих излучений на человека в регионах Сибири и Дальнего Востока: Дисс.д-ра мед.наук. Новосибирск,2003. - 203 с.
114. Сыромятников Н.Г. Миграция изотопов урана, радия и тория и интерпретация радиоактивных аномалий / Н.Г. Сыромятников — Алма-Ата: Изд-во АН Казахской ССР, 1961. 79 с.
115. Тамаров М.А. Неорганическая химия / М.А. Тамаров. М.: Изд-во «Медицина», 1969.- С 480-483.
116. Тахаутдинов Ш.Ф. Проблема радиоактивных осадков на технологическом оборудовании / Ш.Ф. Тахаутдинов,Б.А., Сизов, Р.Н. Дияшев и др. // Безопасность труда в промышленности. 1995. -№ 5. - С. 36-39.
117. Токарев А.Н. Основные закономерности формирования природных радиоактивных вод / А.Н. Токарев // Тр. ВНИИ гидрогеологии и инженерной геологии. 1975.-Вып. 89.-С. 88-89.
118. Токарев А.Н. Радиогидрогеология / А.Н. Токарев, A.B. Щербаков. М.: Госгеолтехиздат, 1956. - 264 с.
119. Титаева H.A. Геохимия изотопов радиоактивных элементов (U, Th, Ra) / H.A. Титаева. М.: Изд-во МГУ, 2002. - С.60-62.
120. Титов В.К. Экспрессные определения радона в почвах и зданиях / В.К. Титов, Б.Н. Дашков, Д.А. Черник. СПб., 1992.-40 с.
121. Фархан Ф.С. Динамика и радиационно-экологическое состояние подземных хранилищ газа по данным геофизических методов исследований скважин (на примере Гатчинского подземного хранилища газа): Автореф. дис. .канд.техн.наук. СПб., 2001. - 24 с.
122. Физические факторы. Эколого-гигиеническая оценка и контроль. Практическое руководство/ Под ред. Измерова Н.Ф. М.: Медицина, 1999. -С. 160-162.
123. Фоменко О.И. Гигена труда при работе с источниками ионизирующих излучений / О.И. Фоменко // Метод, пособ. Астрахань,2000 - С. 17-19.
124. Хайкович И.М. Математическое моделирование в дозиметрии гамма-излучения естественных и техногенных радионуклидов / И.М. Хайкович // Российский геофизический журнал. 2000. - № 19. - С. 105-110.
125. Хайкович И.М. Опробование радиоактивных руд по гамма-излучению: теория и методика / И.М. Хайкович, B.JI. Шашкин. — М.: Энергоатомиздат, 1982.- 160 с.
126. Хуснуллин М.Х. Геофизические методы контроля разработки нефтяных пластов / М.Х. Хуснуллин. М.: Недра, 1989. - 190 с.
127. Чепепко Б.А. Радиационно-экологическая обстановка на некоторых объектах нефтегазодобычи России / Б.А. Чепенко // Бюллетень ЦПИИ «АТОМИНФОРМ». 1997. - С. 26-31.
128. Черепенников A.A. Проявление радиоактивности в Ухтинском районе / A.A. Черепенников // Вестник Геологического комитета. 1928. - Вып. 4. -4с.
129. Черник Д.А. Способ определения Rn-222 в водах / Д.А. Черник // Радиохимия. 1999. - Т.41, № 5. - С.474-476.
130. Чистов Е.Д. Метод оценки индивидуальных доз облучения персонала в радиационной технологии. М.: Энергоатомиздат, 1977,- С.27-35.
131. Чугунон A.B. Геофизический мониторинг подземных газохранилищ Северо-Западного региона (на примере Невского ПХГ):Автореф.дис. .каид.техн.наук.-СПб., 2001.-24 с.
132. Чухров Ф.В. Коллоиды в земной коре / Ф.В. Чухров. М.: Изд-во АН СССР, 1955.-671 с.
133. Шрамченко А.Д. Проблемы обращения с производственными отходами, содержащими природные радионуклиды в нефтегазовом комплексе России / А.Д. Шрамченко, В.А. Чепенко // ТЭК. 2001. - № 4. - С.86-87.
134. Эфендпев Г.Х. Вопросы геохимиии радиоактивных элементов нефтяных месторождений / Г.Х. Эфендиев, P.A. Алекперов, А.Н. Нуриев. Баку, Изд-во АН Азербайджанской ССР, 1964.- 151 с.
135. Щепотьева Е.С. Об условиях образования природных радиеносных вод / Е.С. Щепотьева // Тр. Радиевого ин-та 1957. - Т.VL - С.41-54.
136. Akyama М. Somatic-cell mutations as a possible predictor of cancer risk / M.Akiyama, S. Urncki, Y. Kitsimoki and al. // Health Phys, 1995. Vol. 16. - P. 643-649.
137. Archer V.E. Association of nuclear fallout with leukemia in the United States / V.E. Archer// Arch-Environ. Health. 1987. - Vol. 42. - P. 263-274.
138. Ail W.W. Cytogenetic assays for monitoring populations exposed to environmental mutagens / W.W. Ail, O.A. Badary, M.Y. Hco // Occup. Med. -2001. -Vol.12.-P. 345-357.
139. Baillif LK. Luminescence retrospective dosimetry: application to village of Dolon., Kazakhstan / L.K. Baillif, V.F. Stcpanenko, H.Y. Goksu and al. // Ecology radiation, health: The 3-rd International Conference, Semipalatinsk, 1997. -P. 16-21.
140. Bertell R. Handbook for Estimation Health Effects from Exposure to Radiation / R. Bertell. Institute of Concern for Public Health, -Toronto, Ontario, 1984. — P. 29-34.
141. Bloch S. Origin of Radium-Rich Brines-a Hypothesis / S. Bloch Oklachoma, Geological Notes. - 1979. - Vol. 39. - P. 177-182.
142. Burnett W. S., Cable P. H., Russ Moser. Determination of radium-228 in natural waters using extraction chromatographic resins/ W. S. Burnett, P. H. Cable, Russ Moser//Radioact. Radiochem. 1995. - Vol. 6. - №. 36. - 44 p.
143. Burnett W. S. Determination of radium in natural waters by alpha liquid scintillation / W. S. Burnett., W. Tai // Anal. Chem. 1992. - Vol. 64. - 1691 p.
144. Busby C.C. Wing of Death: Nuclear Pollution and Human Health / C.C.Bushy. Aberystwyth «Green Audit», 1995. - 340 p.
145. Carter R.I. Low doses leukemogenic effects of A bomb irradiation / R.I. Carter // RERF Update vol. 4, № 1 (1992); RERF Icchtiical report 9-91. Hiroshima, Radiation Effect Research Foundation, 1993. - P. 63-33.
146. Castillo J. Antioxidant activity and radioproteclive effects against chromosomal damage induced in vivo by X-rays / J. Castillo, R. Bertell // Agric Food Chem. -2000.-Vol. 39. P.137-138.
147. Chemova O.A. Chromosome aberrations induced by mycoplasma infections inhuman peripheral blood lymphocytes / O.A, Chemova, E.N. Volkova, V.M.Chernov//Gcnctika. 1996. - Vol. 6. - P. 810-814.
148. Clayton D. Statistical Models in Epidemiology / D. Clayton, M. Hills. -Oxord, New York, Tokyo, 1993. 86 p.
149. Fifield L. K. Advances in accelerator mass spectrometry/ L. К Fifield. // Nucl. Instrum. Methods Phys Res., Sect. B. 2000.-Vol. 172.-p. 134.
150. Forman D. Cancer near nuclear installations / D. Forman, P. Cook-Mozaffari. S. Darby and al. // Nature. 1987. - Vol. 329. - P. 499-505.
151. Furitsu K. Underestimate radiation risks / K. Furitsu, K. Sadamori, M. Inomata and al.-MS, 1999. -24p.
152. Gardner M.J. Follow up of children bom to mothers resident in Seascale, West Cumbria (birth cohort) / M.X. Gardner, A.J. Hall, S, Dowries and al. // Brit.Med. J. 1987. - Vol. 295. - P. 822-827.
153. Gardner M.J. Review of reported increases of childhood cancer rates in the vicinity of nuclear installations in the UK / M.J. Gardner // L Royal Statist. Soc. -1989.-Vol. 152.-P. 307-325.
154. Gordeev K. Fallout from nuclear tests: dosimetry in Kazakhstan / K. Gordeev.I., Vusilenko, A. Lebedev and al. // Radiat. Environ. Biophys. 2002. - № 41. - P 6167.
155. Gray P.R. Norm Contamination in the Petroleum Industry / P.R. Gray // Journal of Petroleum Technology. 1993. - Vol.45. - №2. - P. 12-16.
156. Gray P.R. Radioactive Materials Could Pose Problems for the Gas Industry / P.R. Gray // Oil&Gas Journal, 1990. - №2. - P. 45-48.
157. Hatch M.C. Cancer near the Three Mile Island Nuclear Plum; radiation emission / M.C. Hatch, J.L .Beyea, M. Sussur // Am. J. Epidem. 1990.- Vol. 132. - P.397-412.
158. Keaton Harlan W. Naturally Occurring Radioactive Materials in the Construction Industry and Current Building Codes / Harlan W. Keaton / Conference of Radiation Control Program Directors. Frankfort, Kentucky, 1988. - P. 117.
159. Krapivsky E.I. Decontamination Technology of the Radioactive Slimes of Groundwater at Oil and Gas-Condensate Fields / E.I. Krapivsky, V.O. Nekoutchaev, V.N. Ryzhakov // The magazine of environmental assessment& remediation. October, 2001.- P. 56-59.
160. Nekoutchaev V. Radioecological monitoring and decontamination technology of NORM sludge from Vuctyl oil and gas-condensate field: P058 Electronic resoursce. / V. Nekoutchaev, E. J.Crapivski and V. Ryzhakov // EAGE 66 th Conference &
161. Exhibition Paris, France,.7-10, June.2004. - 1 electronic optical disk (CD-ROM).
162. Pente A. de Meijer. R.J. Put L/W/ (1988). Radiological impact of releases by the Dutch non-nuclear industry / Rad. Prof. Dos. 24. P.425-429.
163. Salih I. Detennination of Rn-222 and Ra-226 in water using a large volume ionization chamber/ I.Salih, K.Pettersson, E. Lund // J. Environ. Radioact. 2000, Vol. 48.-235 p.
164. Shulman S. Cancer around nuclear plants / S. Shulman // Nature. 1999. - Vol. 347. - P. 604-606.
165. Simmonds J. Europe calculates the health risk/ J. Siminonds // New Scientists. — 1987.-Vol.114.-P. 603-604.
166. Simon S.L. Estimates or radiation doses to members of a cohort residing in vilages near the Semipalatinsk nuclear test site / S.L. Simon, K.I. Cofdeev, A.Bouvifle and al. National Cancer Institute, Bethesda, MD, USA, 1998. - P. 25 -27.
167. Smith A.L. Radioactive-Scale Formation / A.L Smith. June 1987. - P.697-706.
168. Smith K.P. An Overview of Naturally Occurring Radioactive Materials (NORM) in the Petroleum Industry, ANL/EAIS-7 / K.P. Smith. Argonne, Illinois: Argonne National Laboratory, 1992.-P. 124-128.
169. Sources and effects of ionizing radiation. United Nations Scientific Committee the Effects of Atomic Radiation // UNSCEAR 2000 Report to the General Assembly, with scientific annexes. NY, 2000. - 360 p.
170. Stemglass E.J. Breast cancer Evidence for a relation to fission products in the Diet / E.J. Stemglass, J.M. Gould // Int. J. Health Serv. 1993. - Vol. 23. - P. 783904.
171. Tuniz C. Accelerator mass spectrometry: ultra-sensitive analysis for global science. / C. Tuniz // Radiat Phys. Chem. 2001. -Vol. 61. - 317 p.
172. Underhill P.T. Naturally-Occurring Radioactive Material: Principles and -Practices / P.TVUnderhillr1996.— 220 p.---------------------- -------- ---------------—--------------- ----------------
173. Wieser A. The second international intercomparison on EFR tooth dosimetry / A.
174. Wieser, K. Mehta, S. Amira and al. // PERGAMON. Radiation Measure ments. -2000. -№2.-P. 549-557.
175. Wing S. A réévaluation of cancer incidence near the Three Mile Island Nuclear Plant: The Collision of Evidence and Assumptions / S. Wing, D. Richardson, D. Armstrong and al. // Environ. Health Perspect. 1997. - Vol. 105. - № 32. - P. 5257.
176. Значения дозовых коэффициентов при ингаляционном поступленииприродных радионуклидов
177. Радионуклид Гип распада Дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении, Зв/Бк
178. Тип соединения-П Максимальный1. Для ряда и-238 и-238 альфа 2,6 х10"6 7,3x10"6
179. ТЬ-234 бета 6,Зх1(Гу 7,3x10'9
180. Ра-234 бета 3,8x10"'° 4,0x10"'°и-234 альфа 3,1хЮ"6 8,5 х10"6
181. ТЬ-230 альфа 4,0хЮ"5 4,0x10"э
182. Яа-226 альфа 3,2x10"6 3,2хЮ"61. Ып-222 альфа 1. Ро-218 альфа 1. РЬ-214 бета 2,9 х10"9
183. В1-214 бета 1,4х1(Г8 1,4x10"81. Ро-214 альфа 1. Ш>210 бета 8,9x10-7
184. Вь210 бета 8,4x10"* 8,4x10"8
185. Ро-210 альфа 3,0x10"6 3,0x10"61. Для ряда ТЬ-232
186. ТЬ-232 альфа 4,2 х10-5 4,2x10"5
187. Яа-228 бета 2,6x10-6 2,6x10"6
188. Ас-228 бета 1,6x10" 2,5x10"8
189. ТЬ-228 альфа 3,1хЮ"5 3,9хЮ"5
190. Иа-224 альфа . 2,9x10"6 2,9x10"6-----------Яп-220— ----------- — альфа -.
191. Регистрационная карта учета индивидуальных до* облучения персоналанаименование учреждения) (дата заполнения)1. 2.4.должность, дом. адрес, телефон Стаж работы радиационно-опасных условиях
192. Общая доза облучения на момент заполнения карты
193. Л о : ^.Р»"*00 }1 лоомо Р .12. 15.18. И 24. 271. С'ФЖеЮОО1. Буфер пуст
194. Расчет коэффициентов риске1. Ввол денных
195. Средняя ипаивидуальн-эя г.щое-ая яоз-ь гр^т»-: а1. Ч не пениоогь А. 1х5 мЗо11Ш чел
196. Средняя индивидуальная гоноеая дом грулы Б Численность гр«(плы 6р @ мЗв200
197. Средний инаивндртльный риск персонала 2.675077Е 04 случаеь/гсш
198. Коллективный риск персонала 0-34776 случаев/гещ1. Ввод аапнык:
199. Средняя инд ив ид y-snt.ua я гсаарБа-я до-га для наделения
200. Средняя коллективная годоьзя з-т^гаима-а доза для населения0,02 ыЗв19 чел.-Зе
201. Средний индивидуальный риск населения Коллективный риск населения1. О.ПОПООМб случаев/год1. ЫКОИ1. Расчнтзть0,1 387 случаев/год-I1. С)еа(е4Ъу Епис17 22
202. Схема расположения контрольных точек при радиационном обследовании горизонтальных резервуаров отстаивания первичной нефти (буллитов).1 м02 м1. Вид сбоку1 ||| \1" ||| Ли |||т + Т У /1. Вид спереди
203. Устройство для измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения на поверхности резервуаров.
204. Определение удельной активности природных радионуклидов в производственных отложениях на спектрометрическом комплексе «РАДЭК», с последующей компьютерной обработкой результатов1. Gamma Vision
205. ЯСпектр: D:\GVRADEK\Analyier.cbrt Экспозиция: 15000