Потапов_диссертация

Министерство образования и науки Российской Федерации
Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение
высшего профессионального образования
«Национальный минерально-сырьевой университет «Горный»
На правах рукописи
ПОТАПОВ Роман Валерьевич
РАЗРАБОТКА СИСТЕМЫ РАДИОМЕТРИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ
ПОДЗЕМНЫХ ГОРНЫХ ВЫРАБОТОК В УСЛОВИЯХ ВЫСОКОЙ
ОБВОДНЕННОСТИ
Специальность 05.26.01 – Охрана труда (в горной промышленности)
Диссертация
на соискание ученой степени кандидата технических наук
НАУЧНЫЙ РУКОВОДИТЕЛЬ –
доктор технических наук,
профессор Г.И. Коршунов
Санкт-Петербург - 2014
2
ОГЛАВЛЕНИЕ
ВВЕДЕНИЕ ......................................................................................................... 4
ГЛАВА 1 АНАЛИЗ ФОРМИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ
В ГОРНЫХ ВЫРАБОТКАХ ГОРНОДОБЫВАЮЩИХ ПРЕДПРИЯТИЙ ................ 9
1.1 Влияние горно-геологических условий на формирование радиационной
обстановки в подземных горных выработках.............................................................. 9
1.2 Факторы, влияющие на радиоактивность подземных вод......................... 22
1.3 Особенности формирования радиационной обстановки в подземных
горных выработках ..................................................................................................... 28
1.4 Выводы по главе 1 ....................................................................................... 35
ГЛАВА 2 МЕТОДЫ КОНТРОЛЯ И НОРМАЛИЗАЦИИ РАДИАЦИОННОЙ
ОБСТАНОВКИ
....................................................................................................... 37
2.1 Основные методы радиационного контроля .............................................. 37
2.2 Особенности измерения радиационно-опасных факторов в подземных
горных выработках ..................................................................................................... 48
2.3 Нормализация радиационной обстановки в подземных выработках ........ 56
2.4 Выводы по главе 2 ....................................................................................... 63
ГЛАВА 3 НАТУРНЫЕ
ИССЛЕДОВАНИЯ
РАДИАЦИОННОЙ
ОБСТАНОВКИ В ГОРНЫХ ВЫРАБОТКАХ ЯКОВЛЕВСКОГО РУДНИКА ........ 65
3.1 Горно-геологические условия месторождения .......................................... 65
3.2 Результаты радиометрического мониторинга в горных выработках
Яковлевского рудника ................................................................................................ 75
3.3 Обработка результатов измерений с учетом неопределенности измерений.
................................................................................................................... 92
3.4 Выводы по главе 3 ..................................................................................... 103
ГЛАВА 4 ЭКСПЕРЕМЕНТАЛЬНО-АНАЛИТИЧЕСКИЕ ИССЛЕДОВАНИЯ
РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ В ГОРНЫХ ВЫРАБОТКАХ ....................... 105
4.1 Лабораторное моделирование процессов выделения радона из воды
водоисточников ........................................................................................................ 105
3
4.2 Разработка математической модели выделения радона из рудничных вод ..
................................................................................................................. 117
4.3 Результаты математического моделирования .......................................... 129
4.4 Выводы по главе 4 ..................................................................................... 131
ГЛАВА 5 КОНТРОЛЬ
УРОВНЕЙ
РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ
ФАКТОРОВ, ДЕЙСТВУЮЩИХ В ГОРНЫХ ВЫРАБОТКАХ ............................. 132
5.1 Способ учета индивидуальных доз облучения рабочих горнодобывающих
предприятий.............................................................................................................. 132
5.2 Гигиеническая
оценка
условий
труда
подземного
персонала
по
радиационно-опасному фактору .............................................................................. 136
5.3 Рекомендации по снижению воздействия РОФ на горнорабочих ........... 144
5.4 Выводы по главе 5 ..................................................................................... 147
ЗАКЛЮЧЕНИЕ .............................................................................................. 148
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ .............................................................................. 150
4
ВВЕДЕНИЕ
Актуальность темы исследования. Радиационная опасность в подземных
выработках, связанная с естественными радионуклидами, содержащимися во
вмещающих породах, - одна из важных проблем горной отрасли, которая порой
недооценивается на горных предприятиях. К группе риска относится главным
образом подземный персонал, а также работники поверхностного комплекса шахт,
находящиеся в зоне действия исходящей воздушной струи.
Согласно имеющимся данным, воздействие на подземный персонал
радиационно-опасного фактора (РОФ) снижено до нормативных значений на
урановых рудниках и большинстве угольных шахт, однако эти значения
превышаются на ряде полиметаллических, золотодобывающих и железорудных
предприятий.
Для обеспечения безопасной работы людей в этих условиях необходимо
применение специальных мероприятий, аналогичных используемым на урановых
рудниках. Однако анализ литературных источников показал, что основными
недостатками, влияющими на оптимальный выбор комплекса мероприятий,
являются
не
до
конца
решенные
вопросы
методического
обеспечения
производимых в настоящее время радиометрических и дозиметрических измерений
в горных выработках и некорректный учет доз облучения подземного персонала.
Данная проблема имеет особую актуальность на не являющихся опасными в
радиационном
отношении
предприятиях,
характеризующихся
высокой
обводненностью горных выработок, зачастую, в этих условиях, индивидуальные
дозы облучения рабочих составляют пограничное значение предела облучения за
год.
Основные направления нормализации радиационной обстановки при ведении
подземных горных работ, а также контроля и снижения доз облучения рабочих в
производственных условиях отражены в работах А.А. Смыслова, Э.М. Крисюка,
Ф.И. Зуевича, М.В. Терентьева, Р.П. Терентьева, М.В. Глушинского, И.Л. Шалаева,
5
Л.Д. Салтыкова, И.В. Павлова, Ю.А. Лебедева, С.Г. Гендлера, А.В. Быховского,
А.Д. Альтермана, Н.М. Качурина и ряда других отечественных и зарубежных
авторов. Однако проблемы корректного учета индивидуальных доз облучения и
оценки полученных результатов измерений значений радиационно-опасных
факторов, в условиях высокой обводненности горных выработок, до настоящего
времени до конца не решены.
Таким образом, разработка комплексного метрологического и методического
подхода к контролю радиационной обстановки при подземных горных работах и
разработка мероприятий по учету и снижению доз облучения подземного
персонала до допустимых значений является актуальной задачей.
Цель работы. Повышение радиационной безопасности производственного
персонала
при эксплуатации подземных выработок в
условиях
высокой
обводненности.
Идея работы. Гигиеническая оценка условий труда горнорабочих должна
осуществляться с применением единых метрологического и методического
подходов к производимым измерениям уровней РОФ, и корректной оценки и
прогноза значений индивидуальных доз облучения.
Основные задачи исследований:
1. Анализ мировых и отечественных методов нормализации радиационной
обстановки на горнорудных предприятиях.
2. Анализ
особенностей
формирования
радиационной
обстановки
на
горнорудных предприятиях и совокупности влияющих факторов.
3. Проведение комплекса натурных исследований, включающих воздушные,
радоновые и гамма-съемки, в горных выработках Яковлевского рудника.
4. Оценка гигиенической обстановки в горных выработках Яковлевского
рудника.
5. Разработка принципов построения системы радиометрического контроля
горных выработок в условиях высокой обводненности.
Методы исследований. В основу работы положены результаты системного
анализа проблемы на основе изучения трудов отечественных и зарубежных
6
ученых,
натурные
исследования
в
условиях
подземных
горных
работ
Яковлевского рудника, патентно-информационный анализ, статистический анализ
данных натурных измерений на основе современных программных средств, а
также лабораторное и математическое моделирование процессов формирования
радиационной обстановки.
Научная новизна:
1. Установлены закономерности формирования радиационной обстановки в
горных выработках Яковлевского рудника, характеризуемые сложной топологией
источников радона и внешнего гамма-излучения в выработках.
2. Установлена
степенная
зависимость
изменения
дебита
радона
из
водопроявлений от температурно-влажностного режима в горных выработках.
Основные защищаемые положения:
1. Вычисление доз облучения горнорабочих с последующей гигиенической
оценкой условий труда должно осуществляться по сумме значений максимальной
потенциальной эффективной и/или эквивалентной дозы дифференцировано в
зависимости от маршрута движения и времени нахождения на каждом участке
горных выработок.
2. Радиометрические
неблагоприятных
факторов
и
дозиметрические
рабочей
среды,
измерения
влияющих
для
на
выявления
безопасность
горнорабочих, должны проводиться с применением комплексного методического и
метрологического подхода, включающего учет неопределенности измерений.
3. Вариации ЭРОА радона в воздушной среде горных выработок за счет
естественного изменения расхода подземных вод, насыщенных растворенным
радоном, достоверно учитываются при помощи математического моделирования
базирующегося на решении нестационарного уравнения диффузии для трехмерной
задачи.
Практическая значимость работы:
1. Разработан и предложен способ учета индивидуальных доз облучения
рабочих горнодобывающих предприятий.
7
2. Разработана методика измерений мощности амбиентной дозы гаммаизлучения.
3. Разработаны методические принципы радиационного обследования
горных выработок неурановых горнодобывающих предприятий.
4. Разработана математическая модель накопления радона в горных
выработках, а также программное обеспечение позволяющее учитывать временные
вариации дебита радона из рудничных вод.
Достоверность и обоснованность научных положений и рекомендаций
обеспечивается
использованием
современных
методов
исследования
и
высокоточной аппаратуры, методическим и метрологическим обеспечением
измерений,
большим
объемом
натурных
исследований
на
действующем
предприятии, близкой сходимостью результатов теоретического моделирования и
проведенных измерений, а также применением современных методов обработки
экспериментальных данных.
Апробация работы. Результаты исследований и основные положения
диссертационной работы как в целом, так и результаты отдельных этапов,
обсуждались и были одобрены научной общественностью на всероссийских и
международных конференциях, в том числе: 8-й международной конференции по
проблемам горной промышленности, строительства и энергетики «Социальноэкономические и экологические проблемы горной промышленности строительства
и энергетики» (Тула-Донецк-Минск, 2012 г.); международной научно-практической
конференции «Аэрология и безопасность горных предприятий» (С. Петербург,
2012
г.);
научно-практической
конференции
«Проблемы
безопасности
и
эффективности освоения георесурсов в современных условиях» (Пермь, 2013 г.)
Реализация результатов работы. Обоснованная в диссертационной работе
система радиометрического контроля в горных выработках планируется к
внедрению на Яковлевском руднике, а также на горнодобывающих предприятиях
неурановой промышленности.
Научные и практические результаты работы могут быть использованы в
учебном процессе при чтении лекций студентам Национального минерально-
8
сырьевого университета «Горный» по курсам «Безопасность жизнедеятельности»,
«Промышленная санитария».
Личный вклад автора заключается в постановке цели и задач исследований,
в анализе литературных источников и результатов исследовании и выводе научных
результатов, в проведении натурных и лабораторных исследований, обобщении и
обработке результатов расчетов и экспериментальных исследований, участии в
разработке методик радиационного обследования горных выработок и измерений
параметров ионизирующих излучений, участии в математическом моделировании
процессов накопления радона, разработке способа учета индивидуальных доз
облучения рабочих горнодобывающих предприятий.
Публикации. По теме диссертации опубликовано 7 работ, из них 5 в
изданиях, рекомендуемых ВАК Минобрнауки России.
Структура и объем работы. Диссертационная работа изложена на 159
страницах машинописного текста, состоит из введения, пяти глав, заключения,
списка литературы из 102 источников, включает 36 рисунков, 24 таблицы.
9
ГЛАВА 1 АНАЛИЗ ФОРМИРОВАНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ В
ГОРНЫХ ВЫРАБОТКАХ ГОРНОДОБЫВАЮЩИХ ПРЕДПРИЯТИЙ
1.1
Влияние горно-геологических условий на формирование радиационной
обстановки в подземных горных выработках
В земной коре и гидросфере наряду с атомами стабильных изотопов
химических
элементов
находятся
в
небольших
количествах
природные
радиоактивные изотопы химических элементы. Эти природные радиоактивные
элементы получили название естественных радионуклидов (ЕРН). К ним относятся
две группы естественных радионуклидов: радионуклиды уранорадиевого и
ториевого
семейств
периодической
системы
элементов
и
долгоживущие
радионуклиды калий-40, кальций-48, рубидий-87 и др.
Радиоактивность горных пород определяется их составом, генезисом,
условиями
залегания,
фациальными
и
другими
факторами.
Наибольшей
радиоактивностью обладают магматические породы кислого и щелочного состава
(гранит, кварцевый диорит и др.), наименьшей - основные и ультраосновные
породы (габбро, перидотит и др.).
Среди осадочных пород максимальной радиоактивностью обладают глины,
глинистые
и
битуминозные
сланцы.
Радиоактивность
осадочных
пород
значительно возрастает при обогащении их монацитом, глауконитом и глинистыми
минералами [16].
Состав почвенного покрова в значительной мере определяется составом
подстилающих горных пород, но варьирует в зависимости от особенностей
процесса накопления и выноса элементов при контакте с подстилающими
породами, подземными и поверхностными водами и биомассой. Почвы включают
неорганический материал (частицы, коллоиды), почвенный раствор, почвенные
газы, органические вещества и живые организмы [70].
Упрощенная схема круговорота ЕРН приведена на рисунке 1.1.
10
Рисунок 1.1 - Схема круговорота ЕРН в системе литосфера [70]
(I) – гидросфера (II) – биосфера (III) – атмосфера (IV). Переход в результате
радиоактивного распада(
); диффузионный и механический перенос с водой, газами (→): ионы
+; химические соединения xK, xU, xTh.
40
K является одним из главных ЕРН в почвах, водах, донных отложениях и в
биологических объектах. В почве калий содержится преимущественно в виде
оксидов в неорганической фракции и в почвенном растворе в виде солей. В
биомассу на земной поверхности поступает преимущественно в растворимой
форме через корневую систему. В водные экосистемы поступает из горных пород и
почв в растворимой ионной форме и, благодаря хорошей растворимости, весьма
однородно распределяется в толще вод.
Процессы миграции радионуклидов семейств 238U и 232Th более сложные изза многообразия участвующих в них радиоактивных элементов. В отличие от
материнских 238U и 232Th продукты их распада в результате разрушения минералов
при радиоактивном распаде концентрируются в зоне нарушений, что облегчает их
выщелачивание из них и переход в подземные воды. Интенсивность миграции этих
радионуклидов из горных пород (выноса и перехода в другие среды) зависит как от
степени их разрушения, так и состава растворов [40].
Содержание ЕРН в объектах окружающей среды по существу прямо или
косвенно определяется радиоактивностью горных пород, содержащих основную
массу радиоактивных элементов. Наибольшей радиоактивностью отличаются
магматические изверженные породы, которые по Кларку составляют 95% верхнего
11
16-километрового слоя литосферы (остальные 5% приходятся на осадочные и
метаморфические породы) [84].
Согласно А.П. Виноградову, среднее содержание в земной коре урана
составляет 2,5·10-4%, тория - 1,3·10-3%. Эти элементы являются рассеянными, но
не слишком редкими.
Величины средних содержаний урана и тория в магматических породах
приведены в таблице 1.1. Однако эти величины могут сильно варьировать в
пределах одного и того же петрохимического типа пород.
Таблица 1.1- Средние содержания U и Th в магматических породах
континентов (по Смыслову, 1974) [82]
Породы
Интрузивные
Перидотиты, пироксениты
Габбро, диабазы
Диориты
Кварцевые диориты, гранодиориты
Плагиограниты (К < Na)
Граниты (К ≈ Na)
Щелочные граниты (К > Na)
Эффузивные
Диабазы, базальты
Андезиты
Дациты
Липариты
Интрузивные
Миаскитовые нефелиновые сиениты
Агпаитовые нефелиновые сиениты
Эффузивные
Трахибазальты
Трахиандезиты
Трахиты, трахшшпариты
U, 10-4%
Th, 10-4, %
Th/U
0,03
0,6
1,8
2,1
2,7
4,5
6
0,08
1,8
6,0
8,3
9,6
18,0
25
2,7
3,0
3,3
4,0
4,0
4,0
4-5
0,7
1,2
2,5
4,5 - 5,3
2,3
4,0
10,0
11 - 28
3,2
3,3
4,0
2-6
4,1
10,3
7,2
28,3
1,8
2,8
2,4
3,5
3-8
8,0
15,0
30 - 50
3,3
4,2
4 - 10
Концентрацию U и Th в магматических породах определяют три важнейших
фактора: 1) формационная принадлежность к тому или иному глобальному
резервуару; 2) принадлежность к той или иной серии щелочности; 3)
принадлежность к определенному петрохимическому типу пород в зависимости от
содержания SiO2 [91].
12
Геохимические особенности урана и тория в зоне экзогенеза определяют
характер распределения этих элементов в породах осадочного чехла (таблица 1.2).
Таблица 1.2 - Средние содержания урана и тория в осадочных породах
континентальной коры (Смыслов, 1974) [82]
Группы и типы пород
Терригенные (песчано-глинистые)
Конгломераты, гравелиты
Песчаники, алевролиты
Аргиллиты, глинистые сланцы, глины
Кварцевые конгломераты
Углеродисто-глинистые сланцы
Кремнистые
Кремнистые сланцы, кварциты
Глинисто-кремнистые сланцы
Углеродисто-кремнистые сланцы
Карбонатные
Известняки
Мергели
Доломиты
Битуминозные известняки
Соленосные
Ангидриты
Каменная соль
Каустобиолиты
Каменный уголь
Торф
Горючие сланцы
U, 10-4%
Th, 10-4%
Th/U
2,4
2,9
4,0
6,3
> 10 - 20
9,0
10,4
11,5
31,0
15
3,7
3,6
2,4
5-10
<1
1,7
2,8
до 20 - 50
2,2
6,2
10
1,2
2,2
0,5
1,6
2,8
3,7
7,8
1,8
2,5
2,8
11,9
1,1
0,9
0,8
1,5
1,0
0,9
1,0
1,0
1,0
1,1
3,4
2,0 - 5,0
до 100 - 200
4,8
5,2
10 - 15
1,4
1,8
0,5
Вариации концентраций радиоактивных элементов в осадочных породах
зависят
от
их
фациальной
принадлежности,
которая
отражает
условия
формирования пород. Так, терригенные осадочные формации характеризуются
относительно высокими, близкими к Кларку концентрациями урана и тория,
которые возрастают в ряду: конгломераты → гравелиты → песчаники →
алевролиты → аргиллиты. Связь урана и тория с тонкодисперсной фракцией
обусловлена ролью глинистых минералов в качестве сорбентов. Возможно также
некоторое концентрирование мелких зерен акцессорных минералов, приводящее к
обогащению, прежде всего торием. В распределении урана в терригенных осадках
важнейшую роль играет органическое вещество. Отношение Th/U в терригенных
13
осадочных породах в среднем близко к Кларку для земной коры (4 - 5), в
отдельных случаях варьирует от 1,0 до 10,0 [91].
Как
показали
результаты
радиогеохимического
районирования
[Геологический атлас России, 1996], на территории России выделяют три
близмеридиональных мегаблока с повышенной радиоактивностью (ЗападноЕвропейский, Западно-Сибирский и Забайкальско-Верхоянский). Характерными
геологическими особенностями этих мегаблоков являются их литофильная
природа, широкое развитие продуктов многократной гранитизации, а также
наличие углеродистых формаций и других специализированных комплексов пород.
В пределах этих мегаблоков с содержанием урана, тория и калия выше кларкового
отмечаются наиболее широкое развитие геохимически специализированных
комплексов, а также наиболее крупные месторождения урана, в том числе с
богатыми (> 0,5 %) и рядовыми (0,1-0,5 %) рудами гидротермального или
полигенного генезиса. Экзогенные инфильтрационные концентрации урана с
убогими (< 0,1 %) рудами встречаются как в радиоактивных, так и в
слаборадиоактивных мегаблоках [36].
Разработанные принципы регионального геохимического анализа [Смыслов,
1974] и составленные на их основе радиогеохимические карты территории России
в целом и отдельных ее регионов позволили установить количественные
взаимоотношения между основными составляющими геохимического поля земной
коры (рисунок 1.3): близкларковый геохимический фон (= 90 % объема U и Тh) специализированные комплексы (-10%)- рудные концентрации (около 1 %).
Одновременно оценены масштабы мобилизации, переноса и отложения урана в
разных тектонических и термодинамических обстановках. Все эти составляющие
геохимического поля играют важную роль не только в радиогеохимии и
металлогении, но и в радиоэкогеологии, четко фиксируя три уровня накопления
радионуклидов и радиации [36].
14
Рисунок 1.2 - Мегаблоки с разным уровнем содержания ЕРН и
радиоактивности горных пород [36]
Мегаблоки: I, III, V- с кларковой и повышенной радиоактивностью (закрашены) (/Западно-Европейский, ///- Западно-Сибирский, V - Забайкальско-Верхоянский); //, IV, VI— с
пониженной радиоактивностью (//- Восточно-Европейский, IV- Сибирский, VI— КурилоКамчатский). 1—4— месторождения урана: 1 - гидрогенные (U ≤ 0,02÷0,1 %), 2 гидротермальные (U ≈ 0,05÷0,5 %), 3 - полигенные (U ≈ 0,1÷5 %), 4- крупные и уникальные; 5границы мегаблоков и их номера; 6- границы ураново-рудных провинций
15
Рисунок 1.3 - Уровни накопления урана и радиоактивность горных пород и руд [36]
Уровни радиоактивности и радиационной опасности горных пород и руд: I - низкий,
фоновый, экологически благоприятный; II- экологически опасный (радоноопасность); IIIвесьма экологически опасный; IV- чрезвычайно экологически опасный. 1 - глины и
глинистые сланцы; 2 - пески и песчаники; 3 -известняки и доломиты; 4- углеродистые
сланцы; 5- гнейсы; 6- граниты; 7- вулканиты; 8- коры выветривания; 9- границы между
горными породами; 10- тектонические нарушения; 11- бедные руды; 12- рядовые и богатые
руды
Первый (близкларковый) уровень отвечает нормальному геохимическому
фону, при котором содержание основных ЕРН (U, Th, К) не превышает 2,5 кларка
земной коры и, как было показано выше, радиоэкологически наименее опасен.
Второй (повышенный) уровень содержания радионуклидов связан с
формированием
геохимически
специализированных
комплексов
пород,
содержание урана и тория в которых достигает 2,5-10 кларков и выше; он
является потенциально опасным (таблица 1.3). Над этими достаточно широко
распространенными породами отмечаются высокие концентрации радона в
16
воздухе почвы, их использование при строительстве жилых помещений крайне
опасно.
Третий (наиболее высокий и радиологически самый опасный) уровень природной
радиоактивности
обусловлен
развитием
локальных
наложенных
(эпигенетических) процессов преобразования горных пород в результате метаморфизма, гидротермальной деятельности или инфильтрации подземных вод. В
таких структурах формируется основная масса урановых месторождений (гидротермальных, гидрогенных и полигенных).
Таблица
1.3
-
Содержание
ЕРН
в
некоторых
радиогеохимически
специализированных типах горных пород России и их ориентировочная активность
Ориентировочная объемная
активность 1 кг материала. Бк
без учета
с учетом
содержани
содержания
тория
я
калия
калия
Содержание, г/т
Порода (регион)
урана
Фосфориты
Диктионемовые
сланцы
(Русская платформа)
Углеродисто-кремнистые,
углеродисто-глинистые сланцы
(Евроазиатский континент)
Битуминозные
аргиллиты
баженовской свиты (Западная
Сибирь)
Кислые вулканиты (Вост. Саян,
Прибайкалье)
Фонолиты (Забайкалье)
Гранитоиды
Нефелиновые
сиениты
(Кольский полуостров)
20-120
10-30
300-450
500-750
150-170
5-10
1900-2050
2200-2950
30-300
15-35
460-1200
800-1500
23
8
330-350
750-800
17-28
46-73
460-500
1000-1500
20-30
7-20
60-90
30-60
570-900
250-800
1000-1500
1000-2000
10-20
25-50
260-500
700-950
Анализ и сопоставление радиогеохимических материалов по разным
территориям подтвердили сложный характер связей между ураном-радием в
горных породах и свободным радоном в подземном воздухе. В ряде районов
интенсивные радоновые аномалии в почвенном воздухе и в подземных водах
обнаружены далеко за пределами ураново-рудных полей и узлов, иногда без
пространственной связи с обогащенными ураном породами.
17
Наиболее долгоживущим изотопом эманации является радон, радон
известен в 19 изотопных формах с атомным номером 86 и массовыми числами от
204 до 224 [64]. Вместе с тем под названием «радон» объединяют всю плеяду
эманаций, поскольку все они являются инертными газами и происходят от
изотопов радия. Название «радон» указывает на положение этого изотопического
семейства в периодической системе элементов под ксеноном.
Радон не имеет стабильных изотопов. Наиболее устойчив 222Rn (T1/2 =3,8235
дня), входящий в природное радиоактивное семейство урана
238
U (T1/2 =4,51·109
лет) и являющийся непосредственным продуктом распада радия
226
Ra. Обычно
название «радон» относят именно к этому изотопу. На рисунке 1.4 представлены
ряды природных радиоактивных семейств урана и тория до момента образования
радиоактивного газа – радона.
Рисунок 1.4 - Ряды природных радиоактивных семейств до образования радона [94]
В семейство тория
232
Th (T1/2=1,41·1010 лет) входит
220
Rn (T1/2=55,6 с),
который называют тороном (Tn). В семейство урана 235U (T1/2=7,13·108 лет) входит
219
Rn (T1/2 =3,96 с), его называют актиноном (An). Конечным продуктом распада у
всех трех семейств является один из стабильных изотопов свинца с атомным
номером 82, для семейства урана –
семейства актиния –
207
206
Pb, для семейства тория –
208
Pb, а для
Pb. В одну из побочных ветвей (коэффициент ветвления
2·10−7) семейства урана входит также очень короткоживущий (T1/2 =35 мс) радон
18
218
Rn. Почти весь радон рассеян в толщах земли и вод. Верхний слой земной коры
до глубины 1,6 км содержит по приблизительным подсчетам 115 т радона, в
атмосфере его намного меньше, около 4 кг. Радон содержится в недрах Земли,
почве, водах океанов и рек, атмосфере, природных газах, нефти, организме
человека и животных. Практически отсутствует радон только в воздухе и льдах
Антарктики.
Испуская альфа-частицы, изотопы радона превращаются в твердые
радиоактивные изотопы, уже не имеющие отношения к группе инертных газов.
Последнее звено в цепи превращений изотопов радона – стабильные изотопы
свинца (рисунок 1.5). Ядерно-физические характеристики радона, торона и
короткоживущих продуктов их распада представлены в таблице 1.4.
Таблица 1.4 - Ядерно-физические характеристики радионуклидов [94]
Радий А
(RaA), 218Po
Период
полураспада
T1/2/ пост-я
распада λ
3,823 дня /
2,10·10-6 с-1
3,05 мин. /
3,79·10-3 с-1
Радий B
(RaB), 214Pb
26,8 мин. /
4,31· 10-4 с-1
Элемент
Радон 222Rn
Радий C
(RaC), 214Bi
19,9 мин. /
5,86· 10-4 с-1
Вид
излучения
Энергия
излучения,
МэВ
Выход
излучения
на один
распад
Интенсивность
излучения*,
МэВ/расп.
α
5,490
0,999
5,585
α
6,003
1
6,115
β
γ
1,024 (max)
0,295
0,352
1,663
0,192
0,371
1,025
0,987
0,461
0,150
0,159
1,289
0,291
Σγ
β
γ
3,270 (max)
0,609
1,120
1,765
Σγ
Радий C'
(RaC'), 218Po
Торон 220Rn
Торий А
(ThA), 216Po
Торий B
(ThB), 212Pb
-4
1,64· 10 с /
4,23· 103 с-1
55,6 с /
1,25· 10-2 с-1
0,15 с /
4,78 с-1
10,64 ч /
1,81· 10-5 с-1
0,249
0,648
1,459
α
7,687
1
7,834
α
6,288
0,999
6,398
α
6,779
1
6,907
β
γ
0,573 (max)
0,075
0,077
0,239
1,775
0,107
0,179
0,446
0,993
0,104
Σγ
0,148
19
Продолжение таблицы 1.4
Выход
излучения
на один
распад
0,359
1,057
0,283
Элемент
Период
полураспада
T1/2/ пост-я
распада λ
Вид
излучения
Энергия
излучения,
МэВ
Торий C
(ThC), 212Bi
60,55 мин. /
1,91· 10-4 с-1
α
β
Σγ
6,051
2,246(max)
Торий C'
(ThC'), 212Po
3,05· 10-7 с /
2,32· 106 с-1
α
8,785
β
γ
1,795 (max)
0,511
0,583
0,860
2,615
Интенсивность
излучения*,
МэВ/расп.
2,214
0,461
0,185
1
8,956
0,559
0,994
0,216
0,858
Торий C''
3,07 мин. /
0,120
(ThC''), 208Tl 3,79· 10-3 с-1
0,998
2,280
Σγ
* – учтена энергия ядер отдачи, образующихся при альфа-распаде ядра
3,359
В целях радиационной безопасности и радиоэкологии, обычно, при
рассмотрении дочерних продуктов распада (ДПР) радона ограничиваются частью
цепочки до долгоживущих изотопов. В цепочке
222
Rn это
210
Pb (RaD), период
распада которого равен 22 года и он не может достигнуть в атмосфере
равновесной концентрации. Им и последующими элементами цепочки можно
пренебречь.
Продукты распада радона являются металлами. Линейные размеры
свободных атомов единицы нм. Атомы металлов могут находиться в атмосфере в
свободном
состоянии
недолго.
При
соприкосновении
с
другими
нерадиоактивными аэрозолями (твердыми частицами пыли, дыма, капельками
тумана и др.), всегда присутствующими в атмосферном воздухе, свободные ДПР
радона присоединяются к ним, образуя радиоактивные аэрозоли бόльших
размеров. Таким образом, линейный размер присоединенных ДПР радона
увеличивается на несколько порядков [30,94].
20
Рисунок 1.5 - Цепочки распада изотопов радона [94]
Повсеместно
распространены
менее
четко
выраженные
природные
радиоактивные аномалии, связанные, как правило, с изверженными породами,
некоторыми глинами, песчаниками и др. породами с высоким содержанием ЕРН.
При
составлении
карты
потенциальной
радоноопасности
России
использован обширный исходный материал: радиогеохимический (распределение
U, Ra, Rn в горных породах, рудах, почвах и подземных водах; данные о
концентрациях Rn в помещениях); геологический (данные о неотектоничеких
разломах и сейсмической активности и др.). Выделены геологические объекты,
продуцирующие
радон:
месторождения
и
рудопроявления
урана,
специализированные на уран формации, комплексы и горные породы, объекты,
содержащие радон в аномальных количествах, аномалии в почвах, водах, воздухе
зданий [74].
Выделены три категории территорий по степени радоноопасности:
1.Безопасные – отсутствуют горные породы – продуценты радона; массивы
горных пород не нарушены; содержание радона в почвенном воздухе несколько
десятков кБк/м3; скорость эксгаляции радона с земной поверхности (1÷3) ×10-6
Бк/м2с;
2.Потенциально-опасные – присутствуют потенциально-опасные породы
или
высокоспециализированные
по
урану
образования
перекрыты
эманирующими породами; содержание радона в почвенном воздухе до
21
нескольких сотен кБк/м3; скорость эксгаляции радона с земной поверхности
(9÷12) ×10-6 Бк/м2с;
3.Опасные – широко развиты специализированные на уран (радий) породы,
месторождения урановых и урансодержащих руд; имеются области разгрузки
потоков радона; содержание радона в почвенном воздухе более 103 кБк/м3;
скорость эксгаляции радона с земной поверхности (18÷25) ×10-6 Бк/м2с и более.
Территорий, опасных по радону в России выделено 3: Прибалтийская
(Ново-Онежская), Дальневосточно-Южно-Сибирская и Зауральская.
Территорий потенциально-опасных по радону выделено 12: Волго-Камская,
Кольская,
Ухта-Северо-Уральская,
Северо-Кавказская,
Енисейская,
Прибайкальская, Анабарская, Бурлинская, Восточная часть ДальневосточноЮжно-Сибирской, Северо-Восточная, Приморская и Камчатская [74].
Недостаточная изученность некоторых регионов радиогеохимическими
методами не позволяет принять предложенное районирование как окончательное.
Кроме того, следует учитывать сложный (непрямой) характер связи между
ураном, радием и свободным радоном в поверхностных условиях, и тот факт, что
часто
радоновые
аномалии
в
почвенном
воздухе
и
подземных
водах
обнаруживаются за пределами уранорудных полей, иногда без пространственной
связи
с
обогащенными
ураном
породами.
Поэтому
расчетные
оценки
распространения эманаций желательно заменить прямым определением радона,
тем более, что расчеты не могут учесть влияния антропогенных нагрузок на
возрастание
радоноопасности
вследствие
нарушения
геолого-ландшафтной
обстановки, гидрогеологического режима, роста амплитуд микросейсмического
фона (при этом изменяются естественные пути миграции газов, вскрываются
природные ловушки и экраны). Его можно считать первым приближением в
решении проблемы радоноопасности, позволяющим планировать дополнительные
исследования по радону в более широких масштабах с целью детализации и
уточнения радоноопасных площадей [92].
22
1.2
Факторы, влияющие на радиоактивность подземных вод
Природные воды представляют собой достаточно сложную систему,
содержащую в себе разнообразные неорганические и органические соединения,
растворенные газы. Формы нахождения веществ в водах также различны молекулы, их диссоциаты, комплексные соединения, коллоиды, взвешенные
частицы. В зависимости от распространенности и содержания веществ в водах
выделяют макро- и микрокомпоненты [17,85]
К макрокомпонентам относятся растворенные вещества в преобладающих
относительно других компонентов концентрациях и определяющих химический
тип и свойства воды. Это катионы Са2+, Мg2+, Na+, К+ и анионы НСО32-, Сl-, CО42- и
другие.
К микрокомпонентам относится большая группа элементов, содержащихся
в концентрациях от нескольких микрограммов и менее в 1 дм3. Радионуклиды
(как естественные, так и техногенные) входят в эту группу.
В таблицах 1.5 и 1.6 в справочном порядке приведены основные
характеристики α- и β-излучающих радионуклидов естественного и техногенного
происхождения.
Таблица 1.5 Основные α-излучающие радионуклиды (естественные и
техногенные) [85]
Основные
Радионукли
линии Eα, кэВ,
д
и выход, %
238
U
234
U
230
Th
226
Ra
222
Rn
218
Po
214
Po
210
Po
232
Th
Th
224
Ra
220
Rn
216
Po
228
4195 (77%)
4770 (72%)
4685 (76%)
4780 (94%)
5490 (100%)
6000 (100%)
7687 (100%)
5305 (100%)
4010 (77%)
5420 (73%)
5680 (94%)
6290(100%)
6780(100%)
Другие линии Eα, кэВ, и
выход, %
Ряд урана - 238
4150(23%)
4720 (28%)
4620 (24%)
4600 (6%)
Ряд тория - 232
3950 (23%)
5340 (27%)
5450 (6%)
Период
полураспада
Удельная
активность,
Бк/г
4,47х109 лет
2,45x105 лет
7,54x104 лет
1600 лет
3,82 сут.
3,05 мин.
1,64x10-4 с
138,4 сут.
1,24x104
2,30x108
7,62х108
3,66х1010
5,69х1015
1,05х1019
1,19х1025
1,66x1014
1,41х1010лет
1,91 лет
3,64 сут.
55,6 с
0,15 с
4,05х103
3,02x1013
5,92х1015
3,41х1019
1,29x1022
23
Продолжение таблицы 1.5
Основные
Радионукли
линии Eα, кэВ,
д
и выход, %
212
Bi (0,36)
6050 (72%)
212
Po (0,64)
8780(100%)
235
231
U
Pa
227
Th
223
Ra
219
Rn
215
Po
211
Bi
232
4400 (58%)
4950 (23%)
5010(25%)
5020 (23%)
6040 (23%)
5757 (21%)
5710(54%)
5610(24%)
6820 (81%)
7384 (100%)
6620 (84 %)
U
U
236
U
236
Pu
238
Pu
239
Pu
240
Pu
242
Pu
244
Pu
241
Am
243
Am
5320 (69%)
4820 (84%)
4490 (74%)
5770 (69%)
5500 (72%)
5155 (73%)
5168 (73%)
4900 (77%)
4590 (80%)
5486 (85%)
5280 (88%)
237
Np
4790 (51%)
245
Cm
5360 (91%)
243
Cm
5780 (73%)
244
Cm
Cm
5805 (77%)
6110 (74%)
233
242
60,6 мин.
2,98х10-7с
Удельная
активность,
Бк/г
5,41х1017
6,60х1027
7,04x108 лет
8,00x104
5057 (11%); 4631
(10%);4736(8%)
3,28x104 лет
1,75x109
5720 (14%); 5960 (3%); 6009
(3%)
18,7 сут.
1,14х1015
5745(10%); 5537 (9%)
11,4 сут.
1,90х1015
6550 (11%); 6420 (8%)
3,96 с
1,78x10-3 с
2,13 мин.
4,81х1020
1,09x1024
1,55х1019
72 лет
1,59х105 лет
2,34x107 лет
2,85 лет
87,7 лет
24113 лет
6540 лет
3,75х105 лет
8,08х107 лет
432,7 лет
7380 лет
7,91х1011
3,56x108
2,40x106
1,97х1013
6,33x1011
2,29х109
8,42х109
1,46x108
6,70х105
1,27x1011
7,37х109
2,14х106 лет
2,61х107
8500 лет
6,35х109
28,5 лет
1,90х1012
18,10 лет
162,8 сут.
3,00х1012
1,23х1014
Другие линии Eα, кэВ, и
выход, %
6090 (28%)
Ряд урана - 235
4360 (18%); 4580 (8%); 4220
(6%)
6280 (16%)
Техногенные радионуклиды
5260 (31%)
4780 (13%);
4445 (26%)
5720 (31%)
5456 (28%)
5105(12%); 5144(15%)
5124 (27%)
4856 (23%)
4550 (20%)
5443(13%)
5230 (11%)
4770 (25%); 4650 (9%); 4766
(8%)
5310(6%)
5740 (11%); 5990 (6%); 6060
(6%)
5763 (23%)
6070 (26%)
Период
полураспада
Состав и состояние природных вод под влиянием физико-химических и
микробиологических воздействий могут претерпевать серьезные изменения окисление кислородом воздуха, осаждение, сорбция на частицах взвеси, потеря
летучих веществ.
24
Таблица 1.6 Основные β-излучающие радионуклиды (естественные и
техногенные) [85]
Радионуклид
Период
полураспада
234
24,1 сут.
1,17 мин.
26,8 мин.
19,9 мин.
22,3 лет
5,01 сут.
238
5,75 лет
6,13 час
10,6 час
60,6 мин.
3,07 мин.
Th
234m
Pa
214
Pb
214
Bi
210
Pb
210
Bi
Ra
Ac
212
Pb
212
Bi (0,64)
208
T1 (0,36)
228
231
Th
227
Ac
211
Pb
207
Tl
25,5 час
21,8 лет
36,1 мин.
4,77 мин.
Максимальная энергия
Eβmax, кэВ
Ряд урана - 238
193
2300
1040
3280
62
1161
Ряд тория - 232
55
2089
569
2246
1797
Ряд урана - 235
389
46
1360
1440
Калий - 40
Средняя энергия
Eβсредн, кэВ
Удельная
активность,
Бк/г
43,4
830
227
648
6,2
308
8,56х1014
2,54х1019
1,21х1018
1,63х1018
2,82х1012
4,59х1015
17,8
399
106
489
564
1,01х1013
8,29х1016
5,14х1016
5,41х1017
1,09х1019
77,2
9,5
453
493
1,97х1016
2,67х1012
9,12х1017
7,04х1018
1,28x109 лет
1314
445
2,65x105; β:
2,36x105; 1 г
природн. К:
27,65 β/сек
12,4 лет
5730 лет
28,6 лет
64,1 час
2,13х105 лет
372 сут.
29,8 с
2,73 лет
1,57х107 лет
2,06 лет
30,0 лет
285 сут.
17,3 мин.
2,62 лет
8,80 лет
4,96 лет
14,4 лет
Техногенные радионуклиды
18,6
156
546
2274
291
39,4
3540
621
150
1 454
1 173
316
2997
225
1855
247
20,8
5,7
49,3
196
928
95,9
9,9
1417
84,5
35,9
157
180
77,4
1214
62,1
247
44,1
5,3
3,90х1015
1,65x1011
5,14х1012
2,01х1016
6,27x108
1,23х1014
1,32х1020
3,86х1013
6,53x106
4,78х1013
3,21х1012
1,18х1014
2,79х1018
3,42х1013
9,74х1012
1,72х1013
3,79х1012
40
K (0,893);
0,0117% в
природной К
3
H
14
C
90
Sr
90
Y
99
Тс
106
Ru
106
Rh
125
Sb
129
I
134
Cs
137
Cs
144
Ce
144
Pr
147
Pm
154
Eu
155
Eu
241
Pu
25
Как правило, переход радионуклидов из вмещающих пород в воду является
результатом процессов растворения неустойчивых минералов и выщелачивание,
т.е. переход элементов из минерала в раствор без нарушения целостности
кристаллической
решетки.
Вследствие
этого
происходит
нарушение
радиоактивного равновесия в рядах урана (238,235U) и тория (232Th), обусловленное
различиями в миграционных характеристиках и геохимических свойствах
радиоактивных элементов и их изотопов.
Например, миграционная способность U значительно превышает миграционную способность Тh, а из двух изотопов одного элемента, существенно
отличающихся периодами полураспада, короткоживущий более подвижен, так
как при выщелачивании не связан с кристаллической решеткой минеральных
форм, и, с другой стороны, не успевает диффундировать из раствора в
кристаллическую структуру вмещающих пород.
Таким образом, в водах, в отличие от горных пород и почв, соотношения
между разными радионуклидами и изотопами одного элемента могут отличаться
от равновесных в десятки и сотни раз. В таблице 1.7 приведены наиболее
типичные для вод соотношения между радионуклидами [5,7,8,71,72,91].
Таблица 1.7 – Типичные соотношения активности в природных водах [85]
Отношение
активности
радионуклидов
234
U/238U
230
Th/238U
226
Ra/238U
232
228
Th/238U
Th/232Th
Th/232Th
226
Ra/228Ra
224
Ra/228Ra
210
Po/210Pb
230
Воды
Воды кристаллического
Поверхностные воды осадочного
фундамента
чехла
1 - 1,5
0,6-3,0
0,6 - 5 (до 20)
0,001 - 0,5
Нет данных
0,05
Значительные вариации: от 0,03 до 3 - 15, обычно < 1
0,001 - 0,1 (до 3 в породах
0,1-0,01
Нет данных с высоким содержанием
Тh)
0,9 - 2,5
2,5-5,0
5,0 и более
Нет данных
1,5
2,0 - 3,0
Нет данных
0,01 -10,0
0,1-10,0
Нет данных
1,0-5,0
0,2-1,0
1,0-10,0 и более
Уровень содержания радионуклидов и химический состав природных вод
целиком подчиняется явлениям климатической зональности, изменяясь от
гидрокарбонатно-кальциевых с минерализацией 0,1-0,2 г/дм3 в северных широтах,
26
где осадки преобладают над испарением, до сульфатно-хлоридно-натриевокальциевых с минерализацией 2-5 г/дм3 и более в засушливых районах, где
испарение преобладает над осадками. В соответствии с этим изменяется и
содержание в водах радиоактивных элементов.
Активность, солевой и радионуклидный состав природных вод варьируют в
очень широком диапазоне, в зависимости от типа вод (речные, озерные,
грунтовые, подземные), климатических условий, состава вмещающих пород,
тектонических особенностей района. При этом, как правило, природная
радиоактивность вод обусловлена, прежде всего, присутствием изотопов радона
(222, 220Rn), радия (226, 228, 224Ra), урана (234, 238 U), калия (40К), полония (210Po), свинца
(210Pb). Содержание тория (232Th) в водах весьма низкое, но могут встречаться
повышенные акnивности менее долгоживущих изотопов тория (228, 230Тh).
Техногенная радиоактивность может быть связана, в первую очередь, с
присутствием
90
Sr и
137
Сs в поверхностных водах, реже - в грунтовых и
подземных. В районах деятельности предприятий ядерно-топливного цикла
(ЯТЦ) и радиационных аварий в природных водах могут встречаться повышенные
активности трансурановых элементов (ТУЭ): 238,239,240,241Pu, 241Am.
В таблице 1.8, составленной по литературным, фондовым источникам и
данным
Лаборатории
изотопных
методов
анализа
ФГУП
«ВИМС»
[5,7,8,22,37,71,72,73,91,96,100,101,102], приведены наиболее вероятные значения
активности радионуклидов в водах разных типов.
Таблица 1.8 – Типичные диапазоны вариаций объемной активности
естественных и техногенных радионуклидов в природных водах, Бк/дм3; min-max;
(в скобках: в среднем для центральной части России) [85]
Радионуклид
238
U
234
U
230
Th
226
Ra
Реки
Озера
Подземные воды
0,005-1,85
(0,005 - 0,04)
0,007 - 2,0
(0,010-0,05)
Нет данных
0,004-0,16
(0,01-0,03)
0,003 - 400
(0,005-0,06)
0,003 - 500
(0,010-0,08)
Нет данных
0,007 - 0,30
(0,007-0,04)
0,003-120
(0,006-0,50)
0,004 - 400
(0,008-0,70)
0,003-0,15
0,004 - 20
(0,01 - 1,0)
Атмосферные
осадки
0,0003 - 0,04
0,0003 - 0,04
Нет данных
Нет данных
27
Продолжение таблицы 1.8
Радионуклид
222
Rn
210
Pb
Po
232
Th
210
228
Ra
228
Th
К
90
Sr
137
Cs
Вариации
A∑α
Вариации
A∑β
40
Реки
Озера
0-10
0-10
0,001 - 0,01
0,001 - 0,02
4X10-5-4X10-4
0,002 - 0,01
0,002 - 0,02
8x10-5-4x10-4
Нет данных
Нет данных
Нет данных
0,04 - 0,40
0,005 - 0,09
0,005-0,10
Подземные воды
Атмосферные
осадки
Нет данных
Нет данных
0,30 - 0,50
0,02 - 5,0
0,02 - 5,0
10-1000
(10-50)
0,002 - 0,30
0,001 -1,0
2x10-4- 0,n
0,002 - 200
(0,02-0,2)
0,001 - 70
0,05-4,0
0,002 - 0,50
0,002 - 0,50
0,04 - 0,20
0,04-0,25
0,05 - 0,40
0,10-n
0,20 - 0,70
0,50-1,00
0,50 - 2,0
0,10-n
0,007 - 0,50
0,007 - 0,50
Нет данных
Нет данных
Нет данных
0,04-0,10
0,00n - n
0,00n - n
Анализ этих данных показывает, что говорить о каких-либо средних
фоновых значениях не представляется возможным, так как диапазон вариаций
природных содержаний одного радионуклида даже в водах одного типа в
пределах единой климатической зоны может достигать одного порядка, а в
разных климатических зонах 2-4 порядков.
Суммируя наиболее вероятные значения активности α- и β-излучающих
радионуклидов, получаем для поверхностных вод (реки, озера) средней полосы
Европейской части России значение суммарной α-активности в пределах 0,04-0,25
Бк/дм3 и суммарной β-активности 0,35-0,85 Бк/дм3. Для подземных вод
соответственно 0,04-0,35 Бк/дм3 и 0,5-4 Бк/дм3.
Как правило, β-активность низкоактивных природных вод на 50-90%
обусловлена присутствием 40К. Основной вклад в суммарную α-активность вносят
изотопы 234, 238 U, 226, 224Ra, 210Ро и 228, 230Тh.
Приведенные значения минимальны, так как не учитывают присутствие в
водах
222
Rn и короткоживущих продуктов его распада, а также трития (3Н),
углерода (14С) и некоторых других радионуклидов.
28
Таким образом, используемые для анализа природных вод методики и
аппаратура должны обеспечивать нижний порог количественного измерения αактивности не более 0,02 Бк/дм3, а β-активности не более 0,1-0,2 Бк/дм3 [42]. При
этом расчетное значение средней энергии суммы основных β-излучателей в
типичной пробе неактивной природной воды составит около 350-500 кэВ.
Особенности формирования радиационной обстановки в подземных
1.3
горных выработках
В
структуре
облучения
рабочих
вклад
природных
источников
ионизирующего излучения в среднем по Российской Федерации составляет 83%, а
в некоторых субъектах 90% и более [1]. Принято считать, что радиационная
обстановка в горных выработках определяется в основном естественными
причинами и это является основным положением при построении системы
радиационной защиты персонала, работающего в подземных условиях [21,50,86].
В течение длительного времени считалось, что радиационному воздействию
подвержены только горняки урановых рудников и лица, работающие с приборами,
содержащими источники ионизирующего излучения, и только с 1961 г. было
начато систематическое изучение радиационной обстановки на предприятиях, не
связанных с добычей и переработкой радиоактивных полезных ископаемых [67,68].
Радиационная обстановка при подземной разведке и добыче полезных
ископаемых формируется за счет загрязнения рудничной атмосферы изотопами
радона и продуктами их распада, а также долгоживущими природными
радионуклидами уранового и ториевого рядов в витающей рудничной пыли. В
некоторых случаях значительный вклад в облучение работников может давать
гамма-излучение руд и вмещающих пород. Источниками поступления изотопов
радона в атмосферу подземных сооружений являются породы, содержащие в том
или ином количестве радионуклиды рядов
238
U и
232
Th, шахтные воды,
обогащенные 222Rn [18,25].
Основными источниками выделения радона в рудничную атмосферу
являются:
29
1) массив пород и руд в действующих выработках и выработанных
пространствах;
2) разрыхленная горная масса (отбитая и замагазинированная руда,
закладочный материал, породы в обрушенном пространстве);
3) рудничные воды.
Количество радона, поступающего из этих источников, зависит от ряда
причин, определяемых геолого-геофизическими и горно-техническими условиями
разработки. Так, например, поступление радона из массива пород и руд в общем
балансе рудника может составлять 20-80%, из разрыхленной горной массы 10 60%, из рудничных вод 0—30%.
Процесс выделения радона в рудничную атмосферу можно разделить на три
этапа. На первом этапе происходит эманирование радона, т.е. выделение его из
кристаллической решетки минералов в поры горных пород. Как правило,
выделяется не весь радон, а только его определенная часть. Долю высвободившегося радона характеризует коэффициент эманирования. В таблице 1.9
приведены значения коэффициента эманирования для некоторых минералов, пород
и руд.
Таблица 1.9 - Значения коэффициентов эманирования для некоторых
минералов, пород и руд
Минералы, породы, руды
Коэффициент
Минералы, породы,
Коэффициент
эманирования, %
руды
эманирования, %
Уранинит
2,2-7,1
Хлопинит
0,17-0,23
Тюямунит
32,0
Кварциты пористые
Сланцы
амфиболобиотитовые
Доломит
кальцинированный
30,0-44,0
4-12
0,5-1,5
Альбититы
мелкозернистые
Глинистые
песчаники
Гнейсы
и гранитогнейсы
0,3-1,2
21,0-39,0
20,0-26,5
Граниты
5,0-24,0
Трахилипариты
5,6-20,0
Известняки
4,0-25,0
Ураноносный уголь
36,8-75,6
30
На втором этапе радон диффундирует в порах и микротрещинах отдельного
горного массива. За время диффузии часть радона распадается. Поэтому в трещины
между отдельностями массива попадает только часть свободного радона. Доля
радона, выделяющегося в трещины, зависит от коэффициента диффузии радона в
отдельностях массива от их размеров.
На третьем заключительном этапе процесса происходит фильтрационнодиффузионное распространение радона по макротрещинам горного массива, где
также распадается часть радона. Доля радона выносимого из трещин в горные
выработки, зависит главным образом от скорости фильтрации воздуха по
трещинам, которая в свою очередь определяется проницаемостью массива и
перепадами давления воздуха между горными выработками.
Большое число факторов, влияющих на процесс радоновыделения, и
вариабельность
горно-геологические
условия
не
позволяют
теоретически
рассчитать дебит радона, поэтому для его оценки обычно используют метод
аналогий
и
эмпирические
зависимости,
установленные
в
процессе
предварительного радиационного обследования шахт.
Анализ данных об уровнях облучения лиц [5,76,89], находящихся в горных
выработках подземных сооружений различного назначения показывает, что
основные факторами, определяющие радиационную обстановку, состоят из
следующих компонентов:
-
внешнее
облучение
гамма-излучением,
создаваемым
природными
радионуклидами уранового и ториевого рядов и калием-40, содержащимися в
горных породах, окружающих выработки и в материалах, использованных при
возведении крепи;
- внутреннее облучение за счет вдыхания радона-222 и радона-220 (торона) и
их дочерних продуктов, содержащихся в воздухе подземных сооружений;
- внутреннее облучение долгоживущими природными радионуклидами
уранового и ториевого рядов (ЕРН), поступающими в организм в составе
минеральной пыли.
31
Оценивая происхождение и удельный вес каждой из вышеперечисленных
составляющих,
следует
отметить,
что
внешнее
облучение
обусловлено
присутствием в горных породах природных радионуклидов 238U, 232Th и продуктов
их распада, а также нуклида
40
К. В зонах с повышенной урановой или ториевой
минерализацией мощность дозы внешнего гамма-излучения может достигать
десятков и сотен мкЗв/час. Однако такие случаи достаточно редки и, как правило,
вклад
внешнего
гамма-излучения
в суммарную эффективную дозу лиц,
находящихся в подземных сооружениях, не превышает единиц процентов.
Похожая ситуация характерна и для облучения за счет ингаляционного
поступления долгоживущих естественных радионуклидов, содержащихся в
витающей минеральной пыли. Его величина может быть значимым лишь тогда,
когда удельная активность ЕРН в пылеобразующих породах близка к значениям,
соответствующим активности урановых и ториевых руд, или когда весовая
концентрация пыли составляет сотни мг/м3, что свойственно только периоду
строительства подземных объектов. Во всех остальных случаях вклад в дозу от
долгоживущих ЕРН не превышает долей процента.
Основными компонентами, характеризующими природные радиационные
факторы, являются радон-222, радон-220 (торон) и их дочерних продукты. Изотопы
радона
222
Rn образуются при распаде
226
Ra, который входит в состав уранового
радиоактивного семейства и присутствует практически во всех горных породах.
Период полураспада и химическая инертность делают возможной миграцию
атомов радона на расстояния в несколько метров внутри массива горных пород. В
том случае, когда образование атомов радона происходит вблизи горных
выработок или других подземных полостей, становиться возможным попадание
радона в их атмосферу. По мере распада радона происходит накопление его
дочерних продуктов (ДПР) в той среде, в которой изначально содержался чистый
радон. Они представляют собой ионизированные атомы короткоживущих изотопов
свинца, полония, висмута и таллия, с периодами полураспада от долей секунды до
получаса. Находясь в воздухе, дочерние продукты радона существуют в течение
нескольких секунд в виде свободных атомов, затем либо оседают на ближайшей
32
поверхности, либо присоединяются к аэрозольным частицам, причем большая
часть из них (до 90%) присоединяется к аэрозолям диаметром менее 1 мкм. Таким
образом, в атмосфере подземных объектов присутствуют газообразный радон и
аэрозоли его дочерних продуктов. При этом, установлено, что доля ДПР в величине
суммарной индивидуальной эффективной дозы может достигать 99% [36].
Период полураспада изотопа радона-220 (торона) очень мал - 56 c, что
порождает определенные отличия механизмов его поступления в атмосферу
выработок от радона-222 [9,10]. Считается, что поступление торона в атмосферу
выработок в основном определяется его выделением из стен выработок [59,95].
Для оценки содержания в воздушной среде радона и его дочерних продуктов
используется понятие эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА).
Эта величина характеризует уровень воздействия дочерних продуктов радона на
человека, вдыхающего воздух, их содержащий, и выражается как объемная
активность равновесной смеси дочерних продуктов радона, имеющей такую же
дозообразующую способность, как и фактическая смесь ДПР, которую этим
значением описывают.
ЭРОА радона и торона определяется следующим образом [79]:
для 222Rn: ЭРОАRn = 0,1.ОАRaA+0,5.ОАRaB+0,4.ОАRaC;
для 220Rn: ЭРОАТn = 0,91.ОАThB+0,09.ОАThC.
Основными факторами влияющими на величину эквивалентной равновесной
объемной активности дочерних продуктов распада радона и торона (ЭРОА) в
воздухе подземных выработок являются скорость эксхаляции изотопов радона из
пород и руд, удельная активность
222
Rn в шахтных водах, интенсивность и способ
проветривания выработок и способ их отработки .
В 1987-1991 годах было проведено первичное обследование радиационной
обстановки на 59 подземных рудниках бывшего СССР [49,88].
Среди
обследованных
рудников
было
38
полиметаллических,
10
золотодобывающих и 6 железорудных.
Было установлено, что основной вклад в индивидуальные дозы облучения
подземного персонала вносят дочерние продукты распада радона (до 90 мЗв/год).
33
Вклад в дозу других радиационно-опасных факторов был существенно меньше:
дочерние продукты торона – до 7 мЗв/год; внешнее гамма-излучение – до 0,6
мЗв/год; долгоживущие радионуклиды ряда урана и тория – до 0,4 мЗв/год.
Средние по отдельным шахтам дозы облучения персонала находились в
пределах 0,3-90 мЗв/год, максимальные – в пределах 0,6-740 мЗв/год [69].
Доля рудников, где индивидуальные дозы облучения отдельных лиц
превышали
установленный
предел
5 мЗв/год,
составляет
54%.
На
37%
обследованных рудников выше норматива оказалось среднее по руднику значение
дозы облучения подземного персонала. На 24% рудников имеет место превышение
профессионального
предела
дозы
(20 мЗв/год).
На
8%
рудников
выше
профессионального предела оказалась средняя доза облучения персонала.
Благоприятная радиационная обстановка (максимальные дозы облучения
2 мЗв/год) имеет место на 25% рудников, значительная часть которых расположена
в зоне вечной мерзлоты. На 15% рудников максимальные дозы облучения
1 мЗв/год и необходимость в проведении здесь радиационного контроля
отсутствует [60].
Средние по отдельным рудникам значения удельной активности (УА) радия226 в рудовмещающих породах находились в диапазоне 9-360 Бк/кг, среднее
значение по всем обследованным рудникам составило 74 Бк/кг. Средние по
рудникам значения УА тория-232 в рудовмещающих породах оказались в
диапазоне 6-180 Бк/кг.
Данные
по
рудникам
с
наиболее
неблагоприятной
радиационной
обстановкой приведены в таблице 1.10. Для этих рудников характерны высокие
значения УА радия-226 и тория-232 в рудовмещающих породах и/или малая
интенсивность проветривания горных выработок. Наиболее высокие значения
ЭРОАRn, зафиксированы на рабочих местах, расположенных в зоне действия
исходящей воздушной струи рудника[60].
34
Таблица 1.10 -Уровни облучения подземного персонала полиметаллических
рудников, золотодобывающих и железорудных шахт [60]
Предприятие
Рудник (шахта) Сырье
Удельная
активность,
Бк/кг
Ra-226 Th-232
Алтайский ГОК
Дозы облучения,
мЗв/год
Средняя Максимальная
Змеиногорский Pb, Zn
-
-
21
170
НPb, Zn
Золотушинский
-
-
11
-
-
-
9,5
-
147
18
12
49
90
13
240
740
12
52
8,9
82
-
-
5,5
6,3
19
30
9
6
3,6
24
11
9,5
7,0
8.0
38
7,1
7,3
10
5,2
2,9
6,9
3,2
4,4
2,1
6,4
22
66
32
32
13
15
92
12
11
23
6,7
6,6
13
6,4
6,8
7.9
12,0
47
110
СFe
Золотушинский
Лебединский ГОК Лебединская др.
Fe
Стойленский ГОК Стойленская др.
Fe
СвинцPb, Zn
Салаирский ГОК
цинковый
Темир-Тау
Fe
НПО "Сибруда"
Шерегейская
Fe
Михайловский
Fe
Михайловск. др.
ГОК
Ново-Троицкая
Au
Южуралзолото
Центральная
Au
Балейзолото
Тасеево
Au
Верш-Дарасун
Au
Верш-Дарас. ГРЭ
Верш-Шахд. РУ МаАрхонский
РЬ, Zn
Садонский
Pb, Zn
Садонский комб-т
Згидский
Pb, Zn
Холстинекий Pb, Zn
Капитальный
W
Ингичкинское РУ
Северный
W
Койташский
W
Койташское РУ
Угатский
W
Лениногорский
Pb,
Zn
Лениногорский
ПМК
40-лет ВЛКСМ Pb, Zn
им.Джамбула W, Mo
«Казвольфрам»
Юго-Восточный W, Mo
Проанализировав
имеющиеся
18
89
14
18
126
145
78
96
133
185
147
170
50
43
361
295
38
134
74
63
52
62
38
38
30
33
125
188
данные,
можно
сделать
вывод
что
радиационная обстановка на большей части обследованных полиметаллических
рудников и железорудных шахт является неблагоприятной.
35
Основной причиной таких высоких уровней облучения является то, что до
последнего времени вопросам радиационной безопасности горняков неурановых
горных предприятий и подземных сооружений практически не уделялось
внимания, поскольку считалось, что при работе с нерадиоактивными полезными
ископаемыми
возникновение
неблагоприятных
радиационно-гигиенических
условий труда маловероятно [21].
Последствия воздействия ионизирующего излучения от радона и его ДПР
проявляются в стохастических (вероятностных) эффектах облучения, которые
приводят к увеличению относительной частоты различных заболеваний - в первую
очередь онкологических заболеваний органов дыхания - легких и верхних
дыхательных путей [77].
1.4
Выводы по главе 1
2. Радиоактивность горных пород обусловлена нахождением в них
естественных радионуклидов присутствующих в различных концентрациях во всех
компонентах литосферы. Основными естественными радионуклидами являются
радионуклиды уранорадиевого и ториевого семейств периодической системы
элементов и долгоживущий радионуклид калий-40.
3. Радиоактивность природных вод, как правило, обусловлена процессами
перехода радионуклидов из горных пород в результате растворения неустойчивых
минералов или выщелачивания, т.е. перехода элемента из минерала в раствор без
нарушения целостности кристаллической решетки.
4. Радиационная
обстановка
в
горных
выработках
определяется
природными источниками ионизирующего излучения, основным из которых
является радон-222 и его дочерние продукты распада.
5. Проведенный
анализ
литературных
источников
показал
что
радиационная обстановка на большей части обследованных полиметаллических
рудников и железорудных шахт является неблагоприятной.
6. Имеющиеся данные о высоких значениях доз облучения персонала на
полиметаллических рудниках и железорудных шахтах свидетельствуют об
36
актуальности проблемы детального изучения радиационной обстановки в них и, в
случае необходимости, - разработки рекомендаций и (или) системы мероприятий
по обеспечению радиационной безопасности рабочих при ведении горных работ.
37
ГЛАВА 2 МЕТОДЫ КОНТРОЛЯ И НОРМАЛИЗАЦИИ РАДИАЦИОННОЙ
ОБСТАНОВКИ
Основные методы радиационного контроля
2.1
Радиационный
контроль
является
неотъемлемой
частью
системы
обеспечения радиационной безопасности; он включает радиометрический и
дозиметрический
контроль,
осуществляемый
приборными
средствами
и
расчетными методами[41].
Контроль радиационной обстановки должен отвечать требованиям всего
комплекса принципов обеспечения радиационной безопасности, изложенных в
НРБ-99/2009, а именно: обоснованию, оптимизации и нормированию.
Поскольку основной вклад в дозу вносят дочерние продукты распада (ДПР)
радона и торона, нормами радиационной безопасности регламентирована
среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА). Для
оценки радиационного воздействия по измерениям только объемной активности
(ОА) радона вводятся понятия «скрытой энергии» и коэффициента равновесия F.
Скрытая энергия - это суммарная энергия альфа-излучения, которая
выделяется при распаде всех короткоживущих ДПР (для
222
Rn - до RaС'),
находящихся в единице объема воздуха. Величина скрытой энергии пропорциональна мощности эквивалентной дозы, создаваемой ДПР радона в легочной
ткани [20].
Для того чтобы охарактеризовать радиационное воздействие произвольной
смеси ДПР, вводят также величину, имеющую размерность ОА - эквивалентную
равновесную объемную активность (ЭРОА) радона. ЭРОА радона определяется как
такая ОА радона, находящегося в равновесии со своими ДПР, которая даст такую
же величину скрытой энергии, что и данная неравновесная смесь ДПР.
Коэффициент равновесия определяется как отношение ЭРОА к реальной
измеренной величине ОА радона:
Rn
C экв
F = Rn ,
C0
(2.1)
38
ЭРОА связана с ОА ДПР следующими соотношениями:
Rn
Cэкв
= F × C0Rn = 0,105× С1 + 0,515× С2 + 0,380× С3 ×
(2.2)
Tn
C экв
= F × C0Tn = 0,913× С1 + 0,087 × С2
(2.3)
где С1, С2, С3 - объемная активность ДПР 218Ро,
212
Рb,
212
Вi (С1 и С2) для ряда
214
Рb и 214Bi для ряда 222Rn, и
220
Rn соответственно. Коэффициенты перед ОА
характеризуют вклад данного ДПР в общую величину скрытой энергии.
Многочисленные измерения показывают, что типичный диапазон изменения
коэффициента равновесия 222Rn в помещениях -от 0,1 до 0,9, среднее значение - 0,5.
F зависит от кратности воздухообмена в помещении и вероятности присоединения
ДПР к аэрозолям [20]. Измерение ОА радона дает оценку значения ЭРОА с учетом
коэффициента равновесия, характерного для данных условий.
Измерения ОА непосредственно радона необходимы при обнаружении
источников поступления радона в помещения; определении скорости эксхаляции
радона из почвы и строительных материалов; определении нормируемых
концентраций радона в воде, бытовом газе, подпочвенном воздухе; геофизических
и геологических измерениях. Кроме того, знание ОА позволяет оценить ЭРОА с
учетом среднего коэффициента равновесия, характерного для данных условий.
Поэтому в некоторых странах, например, в США, нормируется не ЭРОА. а
величина ОА радона.
В силу указанных причин, необходимы измерения как ОА ДПР радона в
воздухе, так и непосредственно ОА радона. Методики измерений ОА радона и ДПР
в воздухе можно разделить на три группы:
1. Мгновенные измерения с отбором проб воздуха (проба отбирается за
короткий период времени, обычно несколько минут, а затем анализируется,
Методика применяется для обнаружения источников радона, определения текущих
уровней ОА радона в горных выработках. При проведении серий измерений
методика позволяет оценить средние ОА радона и его ДПР).
2. Методики непрерывного контроля (мониторинга). Отбор проб и анализ
происходят одновременно, обеспечивая выдачу результатов измерений в режиме
реального времени. Такие методики применяются в ситуациях, когда требуется
39
контролировать быстрые изменения ОА радона при определении эффективности
вентиляции в радоноопасных горных выработках, а также для определения средних
ОА радона и ДПР [3].
3. Интегральные измерения (длительная экспозиция сроком от нескольких
дней до года. Методика дает среднюю ОА за период времени).
Основными требованиями к приборам, предназначенным для мгновенных
измерений радона, являются:
- высокая чувствительность, когда время измерений, необходимое для
получения значения ОА с заданной точностью, должно быть наименьшим;
- использование экспрессных методов, позволяющих выдавать результаты
измерений в режиме реального времени. Типы детекторов, требующие трудоемкой
обработки данных, непригодны для задач определения текущих уровней ОА;
- селективность, когда необходимо разделение изотопов радона и их ДПР.
Реальные условия массовых измерений радона накладывают ограничения на
вес, энергопотребление и размеры аппаратуры.
Наиболее распространенные радиометры для экспрессных измерений и
мониторы радона представлены в таблице 2.1.
Таблица 2.1- Радиометры, предназначенные для измерения ОА радона,
внесенные в реестр СИ РФ [3]
Марка
(производитель)
Детектор
Условия
Диапазон Основная
измерений, погрешно эксплуатации
сть, %
Бк/м3
Н, % Т, оС
А1рhaGUARD PQ,
Ионизационная
не более
3-2.106
Genitron instruments,
до 99 0-+50
камера
30
Germany
20-100
30
РРА-01М-01
Камера с
до 80 +5- +35
ООО «НТМэлектроосаждением 100-2.104
20
Защита», Россия
РРА-01М-03
Камера с
20-2.104
не более
ООО «НТМдо 80 +5 - +35
электроосаждением радон/торон
30
Защита», Россия
РГА-04
Камера с
не более
2-6,5.104
до 75 +5 - +40
ООО «НТМэлектроосаждением
30
Защита», Россия
*- наличие датчиков температуры/давления/влажности, соответственно.
Наличие
датчиков
Т/Р/Н*
Т/Р/Н*
-
40
Конструктивно и по своим параметрам эти типы приборов сходны между
собой, отличаясь лишь режимом измерений. Так как измеряются мгновенные
значения ОА, время измерений не превышает десятков минут. Мониторы
оснащены программами, которые позволяют непрерывно измерять и фиксировать
результаты измерений для их дальнейшего анализа.
В
радиометре
ионизационная
А1рhaGUARD
камера,
работающая
в
в
качестве
режиме
детектора
используется
3D-спектрометрии.
Метод
поступления воздуха в рабочий объем камеры - пассивная диффузия. В некоторых
случаях это затрудняет измерения, так как при резких изменениях ОА радона
инерционность пробоотбора приводит к искажению результатов. Время цикла
измерений устанавливается пользователем и составляет 1 мин, 10 мин или 60 мин.
К достоинствам радиометра следует отнести возможность работы в жестких
климатических условиях - вблизи «точки росы», при отрицательных температурах
и при высокой (до 99%) влажности. Радиометр оснащен датчиками температуры,
давления и влажности.
Принцип действия радиометров типа РРА-01М и РГА-04 основан на
регистрации
альфа-излучения
использованием
продуктов
электростатического
распада
осаждения
радона
ионов
ДПР
и
на
торона
с
ППД
с
последующим спектрометрическим анализом проб [4]. Радиометр РРА-01М-01
«Альфарад» является наиболее широко распространенным прибором, который
используется в государственных органах контроля и надзора. Радиометр имеет
несколько рабочих программ, которые реализуют различные режимы измерений.
Встроенная воздуходувка осуществляет быструю замену проб воздуха, что снижает
фоновую составляющую в случае резких перепадов величины ОА в процессе
измерений. Следующая модель радиометра (РРА-01М-03) позволяет проводить
измерения в режиме монитора, оснащена датчиками температуры, влажности и
давления воздуха; имеет программное обеспечение для хранения и обработки
накопленных
данных.
Метод
электроосаждения
обладает
селективными
свойствами и позволяет разделять вклад в ОА радона и торона [31]. Перечисленные
радиометры могут оснащаться пробоотборными устройствами, которые позволяют
41
измерять ОА радона в воде: подпочвенном воздухе, а также плотность потока с
поверхности грунта или строительных конструкций. Радиометр радона РГА-04
предназначен для интегральных среднегодовых измерений объемной активности
радона (ОАР) в воздухе и оснащен световой сигнализацией превышения
установленных пределов объёмной активности радона. Прибор позволяет
анализировать суточные и сезонные колебания ОАР (коэффициента вариации) в
течение длительного времени, проводить усреднение результатов за любой
промежуток времени, оценивать эффективность противорадоновых защитных
мероприятий [3].
Измерение ОА радона с помощью сорбции на активированном угле является
одним из наиболее распространенных интегрирующих методов регистрации радона
(дающих среднюю, за период экспонирования, ОА радона). Принцип действия
метода основан на способности активированного угля поглощать радон из
окружающей атмосферы. Преимущество таких детекторов - невысокая стоимость и
простота изготовления, назначение - получение информации об усредненной за
временной период в несколько дней ОА радона.
Адсорбция радона на угле подчиняется закону Генри:
А
= k ×C ,
m
(2.4)
где А - поглощенная активность, m - масса угля, С - ОА радона в воздухе.
Таким образом, измерение А при известном коэффициенте k дает ОА радона.
Измерение может происходить как с пассивной диффузией радона, так и с
принудительной прокачкой воздуха с примесью радона через поглотительный
патрон с углем. Рабочий цикл состоит из следующих операций: подготовка
активированного угля путем прогрева при 120-140°С для удаления радона и воды,
взвешивание адсорбера, герметизация для хранения, экспозиция открытого
адсорбера в месте измерения, герметизация адсорбера после экспозиции, оценка
количества накопившейся влаги с помощью взвешивания, измерение на
сцинтилляционном спектрометре бета (гамма)-излучения смеси продуктов распада
радона. Для снижения предела регистрации детектор бета (гамма)-спектрометра
42
окружен защитой. Пробоотборники с активированным углем можно использовать
для организации массовых измерений средних значений ОА радона в воздухе
помещений при экспозициях от 1 до 6 суток; средней за 1-10 часов плотности
потока радона с поверхности земли и строительных конструкций. С помощью
пробоотборников можно измерять также ОА радона и радия-226 в пробах воды.
Основные характеристики комплекта «Камера-01» реализующего метод
сорбции на активированном угле приведены в таблице 2.2.
Таблица 2.2 - Диапазоны, погрешности измерений и рабочие условия
применения комплекса «Камера»
Марка
(производитель)
Детектор
Диапазон измерений
Условия
Основная
погрешность, эксплуатации
%
H, % Т, оС
в воздухе, Бк/м3
20(10) –
Сорбционные
Комплекс
1.105
измерительный колонки СК-13 с пассивный отбор
30(5) –
для мониторинга активированным в воздухе, Бк/м3
+12активный отбор
2.105
углем. Блок
радона
не более 30 до 95
+30
детектирования
«КАМЕРА»,
0,3(0,1) –
в воде Бк/литр
НТЦ «НИТОН», бета-излучения
1.103
БДБ-13*
Россия
ППР, мБк/(с.м2) 3(1) – 1.105
* - в скобках указан диапазон измерений с блоком детектирования гамма-излучения
БДКГ-01Ф
Комплект используется совместно со сцинтилляционным бета (гамма)спектрометром; который применяется для измерения активности экспонированного
угля, расчета определяемой величины и вывода информации в удобном для
пользователя виде. Использование такого комплекта особо актуально для
проведения детальных радиационных обследований выявленных объектов с
повышенным природным фоном [58].
Твердотельные трековые детекторы (ТД) также находят применение в
области регистрации радона и ДПР [34,46]. Принцип их действия основан на
способности альфа-частиц образовывать треки при прохождении через различные
материалы (в первую очередь, диэлектрики). Область измененной структуры
(трек), как правило, обладает повышенной химической растворимостью. Этот трек
(латентный трек) может быть сам по себе обнаружен при помощи электронного
43
микроскопа либо химическими методами. Однако для обнаружения треков обычно
воздействуют
на
материал
специально
подобранными
химическими
растворителями (травление). При этом на поврежденных участках происходит
образование пустотелых цилиндрических или конических каналов, уходящих
вглубь
материала
использованием
(выявленных
специального
треков),
искрового
которые
можно
подсчитать
с
счетчика
треков.
Поверхностная
плотность треков N (трек/см2), в чувствительном слое ТД связана со значением ОА
радона в воздухе и длительностью экспонирования ТД в контролируемой
атмосфере соотношением:
N = K ×T × A
(2.5)
где Т - длительность экспонирования ТД, сутки; A - значение ОА радона в
воздухе, Бк/м3; К (трек.м3.Бк-1-сутки-1-см-2) - коэффициент, значение которого
определяется всей совокупностью условий экспонирования ТД в данной
пробоотборной камере, химической обработкой ТД, его физико-химическими
свойствами, режимом считывания треков, характеристиками считывающего
устройства и др [3].
Комплект «ТРЕК-РЭИ-1М» (таблица 2.3) предназначен для измерения
объемной активности радона-222 в воздухе жилых домов и зданий социальнобытового, медицинского и производственного назначения (время экспонирования
10-120 суток), а также в почвенном воздухе (время экспонирования 2-10 суток).
Комплект может использоваться как в лабораторных, так и в экспедиционных
условиях.
Таблица 2.3 - Диапазоны, погрешности измерений и рабочие условия
применения комплекса «ТРЕК-РЭИ-1М»
Марка
(производитель)
Детектор
Комплект «ТРЕКРЭИ-1М», ГК
РЭИ, Россия
Трековые
детекторы
Диапазон измерений,
Основная
Бк/м3
погрешность, %
20- 2000 при
экспонировании в
течении 30 суток
не более 30
Условия
эксплуатации
H, %
Т, оС
до 90
минус 10 +35
44
Метод измерения величины ЭРОА основан на сборе атомов ДПР, свободных
или присоединенных к аэрозолям, на фильтр, путем прокачки заданного объема
воздуха за известное время с последующим измерением активности фильтра.
Поскольку необходимо определить содержание трех ДПР согласно соотношениям
(2.2 и 2.3), метод измерения общей активности (без спектрометрии) требует
измерений за три интервала времени, после чего по известным формулам можно
определить ОА
218
Ро,
214
Рb и
214
Bi для ряда
222
Rn, и
212
Рb,
212
Вi (С1 и С2) для ряда
220
Rn соответственно. Измерения общей активности имеют преимущества в
простоте аппаратуры, но требуют больших временных затрат. В настоящее время,
как
правило,
для
измерения
активности
фильтра
используют
альфа-
спектрометрический метод анализа с использованием ППД (таблица 2.4). В
радиометре аэрозолей РАА-10 измерение ЭРОА радона и торона основано на
осаждении дисперсной фазы радиоактивных аэрозолей на фильтр АФА-РСП-10 с
последующим альфа-спектрометрическим анализом пробы. Объемная скорость
прокачки пробы составляет 15 л/мин и контролируется электронным ротаметром.
Особенностью радиометра является электрический привод фильтродержателя, с
помощью которого происходит перемещение фильтра с позиции отбора пробы на
позицию измерения и обратно [33,93].
Таблица 2.4- Радиометры аэрозолей предназначенные для измерений
объемных концентраций ДПР радона и торона в воздухе, ЭРОА
Марка (производитель)
РАА-10
ООО «НТМ-Защита», Россия
РАМОН-02
ТОО «СОЛО-ЛТД»,
г. Алматы
РАА-20П2 «ПОИСК»,
НТЦ «Нитон», Россия
РАА-3-01,
НТЦ «Амплитуда», Россия
Диапазон измерений,
Бк/м3
Основная
погрешность,
%
Условия
эксплуатации
Н, %
Т, оС
10 – 2.105 радон
0,1 – 1.104 торон
не более 30
до 75 +5- +40
4 – 5.105
радон/торон
не более 30
1 – 1.105
радон/торон
1 – 1.105
радон/торон
-
+1- +40
не более 30
до 95 0 - +40
не более 30
до 95 +5 - +40
В радиометре РАА-20П2 («Поиск») также используется аспирационный
способ отбора пробы на фильтр с одновременной селективной регистрацией альфа-
45
излучения 218Ро (RаА) и - 214Ро (RаС') для экспрессного измерения ЭРОА радона. В
радиометре «Рамон-02» используется осаждение аэрозолей ДПР на фильтр АФАРСП-20 с помощью воздуходувки производительностью 30 л/мин. Установка
фильтра на позицию «измерение» после отбора пробы осуществляется оператором
вручную. В приборе предусмотрено два метода измерений, выполняемые
автоматически: спектрометрический метод и интегральный (метод Маркова).
Имеется возможность накапливать результаты замеров с последующим выводом их
на ПК. Индикатор оборудован подсветкой, имеется звуковой канал вывода
результата измерений.
Объемную активности радона в воде измеряют в основном двумя способами:
переводом радона из пробы воды в измерительную камеру и с непосредственным
измерением активности пробы [47].
Первый способ заключается в отборе пробы в емкость с последующим
переводом радона по циркуляционной или вакуумной схеме в измерительную
камеру - сцинтилляционную или ионизационную. После измерения активности
радона в камере проводится расчет ОА радона в воде. Достоинство метода большой объем проб воды и соответственно лучшая чувствительность, недостаток
- необходимость учета температуры воды, объема циркуляционной или вакуумной
системы, что приводит к дополнительным погрешностям, а также возможность
потери радона при отборе пробы и его переводе в измерительную камеру.
При
измерении
по
второму
способу
обычно
применяют
гамма-
спектрометрический метод. Пробы воды при этом отбираются в контейнеры, объем
которых определяется геометрией детектора спектрометра. Измерение активности
пробы проводится не ранее чем через три часа после отбора пробы. Недостаток
метода - необходимость лабораторных измерений, достоинство - уменьшение
риска потери радона.
Измерение
мощности
дозы
гамма-излучения
могут
проводиться
с
использованием различных видов детекторов - от ионизационных и газоразрядных
до полупроводниковых [61,80,88]. В нашей стране наибольшее распространение
получили дозиметры, основанные на газоразрядных счетчиках - ДРГ-01Т1, ДБГ-
46
06Т и сцинтилляционные гамма-радиометры типа СРП-68, 88. 97 Дозиметры
позволяют определять мощность дозы начиная с уровня 0.1 мкЗв/ч, а радиометры
используются для поисковых работ. Для проведения индивидуальной дозиметрии
гамма-излучения чаще всего применяются термолюминесцентные дозиметры
[59,77,87].
Оценка уровней воздействия долгоживущих ЕРН на лиц, работающих в
горных выработках, является одной из самых сложных в методическом плане. На
урановых
рудниках,
вследствие
высокой
удельной
активности
ЕРН
в
пылеобразующих породах этому фактору уделяется значительное внимание и для
его оценки применяются методы непосредственного определения ОА ЕРН в
воздухе [77]. Так же как и при измерении ОА аэрозолей ДПР здесь проводится
обор проб пыли и аэрозолей на фильтр типа АФА-РСП. Объем аспирируемого
воздуха обычно составляет от 100 л до нескольких кубических метров, а массу
пылевого осадка определяют весовым способом. Измерение активности пробы
проводится после полного распада короткоживущих ДПР и ДПТ, на альфарадиометре (сцинтилляционном, ППД или трековым), с последующим расчетом
суммарной
ОА
долгоживуших
ЕРН
в
воздухе.
Иногда
проводится
спектрометрическое определение активности отдельных ЕРН в пробе, но из-за
дополнительной погрешности, обусловленной поглощением альфа-частиц в слое
пробы, этот метод находит свое применение лишь в научных исследованиях.
На горных объектах, не связанных с ядерными технологиями, удельная
активность ЕРН в пылеобразующих материалах редко бывает выше средней для
пород земной коры [47]. Поэтому в санитарно-гигиенической практике принят
упрощенный метод оценки ОА ЕРН в воздухе [87]. Он основан на том, что на
большинстве
горных предприятий ведется
постоянный
контроль весовой
концентрации пыли в воздухе рабочих мест. Для оценки ОА ЕРН дополнительно
проводится исследование удельной активности (УА) ЕРН в пылеобразующих
материалах, которыми обычно являются разрушаемые горные породы. Для этой
цели осуществляется отбор проб пород и измерение УА ЕРН в них гамма-
47
спектрометрическим методом. Эти данные позволяют оценить ОА ЕРН в воздухе и
их поступление в организм шахтеров.
Многообразие
конкретных
задач,
связанных
с
необходимостью
мониторинга радона и его ДПР, порождает широкий спектр средств измерений
для их решений. К сложным и дорогим приборам первого класса задач относятся
инспекционные
приборы
(«мгновенных»)
объемной
или
радиометры
активности
(OA)
для
экспрессного
радона,
торона
измерения
или
ДПР.
Длительность измерения такими приборами от единиц минут до нескольких
часов. Эти средства измерения позволяют локализовать источники поступления
радона в помещения, провести оценку ЭРОА, решать научные задачи, например,
исследовать градиент распределения OA в одном помещении и др.
Среди пользователей приборов существует ложное мнение, что, поскольку
нормируется эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА) радона, а
значит фактически его ДПР – следовательно, необходимо применять средства,
измеряющие не OA радона, а его ДПР.
Во-первых, корректно измерять ЭРОА практически очень сложно. Широко
используемые методы измерения ДПР во времени по методу Маркова или
Кузнеца, оперируют так или иначе с рядом констант и тогда конечный результат
является плодом математической обработки. Ошибка на уровне констант или
алгоритма обработки может привести к неправильным результатам.
Во-вторых, за рубежом, понимая сложность измерения ЭРОА, переходят к
измерению OA радона, что более надежно в большинстве случаев, когда нет
существенного сдвига равновесия (F) между радоном и его ДПР (полное
отсутствие вентиляции
F - 0,9 или, наоборот, использование мощных
компрессоров - F - 0,1) [29].
Таким образом, в условиях подземных горных выработок с целью снижения
погрешности измерений целесообразно измерять ОА радона и переходить к
ЭРОА изотопов радона с использованием коэффициентов равновесия.
48
Особенности измерения радиационно-опасных факторов в подземных
2.2
горных выработках
Контроль состояния радиационной обстановки осуществляется путем
проведения измерений уровней радиационно-опасных факторов в горных
выработках [86].
Радиационное обследование горных выработок проводят с целью получения
данных о радиационной обстановке на всех стадиях ведения горных работ.
Результаты обследования могут быть использованы для обеспечения не
превышения значений дозовых пределов существующих РОФ, а также сбора
данных для принятия решения по оптимизации защиты в случаях превышения
пределов радиационного воздействия на рабочих [55].
При радиационном обследовании горных выработок измеряют следующие
РОФ:
- мощность амбиентной дозы гамма-излучения;
- эквивалентную равновесную объемную активность (ЭРОА) радона и
торона в воздухе горных выработок;
- удельную активность долгоживущих радионуклидов рядов урана-238 и
тория-232.
Также для определения топологии источников радиоактивности должны
анализироваться
вмещающие
породы
шахтные
воды
и
конструкционные
материалы на содержание природных радионуклидов.
К
проведению
радиационного
обследования
допускаются
средства
измерений, имеющие свидетельства о поверке с не истекшим сроком действия.
При радиационном обследовании условия, влияющие на показания прибора
(метеоусловия, запыленность и др.) должны соответствовать допустимым условиям
эксплуатации указанным в технической документации на средство измерений и
должны быть зафиксированы.
Поиск зон с повышенными значениями мощности амбиентной дозы
осуществляют с помощью высокочувствительного поискового прибора, например
СРП-68-01 методом гамма-съемки поверхностей горной выработки.
49
Измерения мощности амбиентной дозы гамма-излучения выполняют в
контрольных точках, место расположения которых определяют по результатам
поискового обследования, в том числе, на постоянных рабочих местах, типовых
маршрутах движения рабочих в горных выработках и в зонах с повышенными
значениями гамма-фона. Измерения выполняют с помощью дозиметра, например
дозиметра-радиометра МКС-АТ1125
согласно Методике измерений мощности
амбиентной дозы (МИ МАД).
Измерения эквивалентной равновесной объемной активности радона и
торона выполняют с помощью радиометра аэрозолей, например РАА-10. Также
эквивалентную равновесную объемную активность радона можно оценивать как
объемную активность радона, умноженную на коэффициент равновесия 0,5 [32].
На практике для получения более достоверных результатов радиационного
обследования целесообразно определять для типовых участков и штатных режимах
вентиляции коэффициент равновесия по измеренным в них OA и ЭРОА радона.
Выбор оптимального объема точек измерений и периодичности измерений
является одной из главных задач радиационного обследования. Сеть точек
контроля
и
периодичность
измерений
должны
обеспечивать
точность
необходимую для объективной оценки индивидуальных доз облучения рабочих.
Особенно это актуально для значений ЭРОА изотопов радона, для которых
характерны временные вариации.
Еще одним фактором, который необходимо учитывать при определении
необходимой частоты измерений РОФ, является среднее время пребывания
производственного персонала в этой зоне. Очевидно, что чем меньше это время,
тем меньший вклад в общую ошибку вносит погрешность определения РОФ в этой
точке. Поэтому общие требования к частоте проведения плановых измерений в
контрольной точке можно сформулировать следующим образом: количество
измерений должно возрастать вместе со средним уровнем значений РОФ, их
вариацией во времени и временем пребывания персонала в этой точке [59].
Основные принципы организации радиационного контроля и оценка
полученных результатов измерений РОФ в горнодобывающей промышленности
50
имеет ряд различий с организацией радиационного контроля жилых домов,
общественных зданиях и сооружений эти особенности должны быть учтены при
проведении радиационного обследования горных выработок.
Согласно сложившейся практики организации радиационного контроля и в
соответствии с МУ 2.6.1.2838-11 радиационный контроль жилых домов,
общественных зданиях и сооружений фактически сводится к поиску аномальных
участков и локальных источников на территории контролируемого объекта. При
этом контролируемой величиной в жилых домах и общественных зданиях и
сооружениях является разность между мощностью эквивалентной дозы гаммаизлучения в помещениях и на прилегающей территории, которая не должна
превышать 0,3 мкЗв/ч [43].
Контролируемой величиной в производственных зданиях и сооружениях,
сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства, капитального
ремонта или реконструкции, является мощность эквивалентной дозы гаммаизлучения в помещениях, которая не должна превышать 0,6 мкЗв/ч с учетом фона.
Помещения жилых и общественных зданий считают соответствующими
требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010 по данному показателю, если
выполняется условие [43]:
H& * (10) k - H& * (10) фmin + D k £ 0,3 мкЗв/ч.
Помещения
(2.6)
производственных зданий и сооружений соответствуют
требованиям санитарных правил и гигиенических нормативов по мощности дозы
гамма-излучения, если для них выполняется условие:
H& * (10) k + D k £ 0,6 мкЗв/ч,
(2.7)
где H& * (10) k - измеренное значение мощности амбиентной дозы гаммаизлучения (МАД) в k-ой точке измерений, мкЗв/ч;
Dk -
абсолютная неопределённость измерений
H& * (10) k ,
рассчитанная
согласно МИ МАД, мкЗв/ч;
H& * (10) фmin - наименьшее значение МАД естественного радиационного фона
на прилегающей местности, мкЗв/ч.
51
Как было показано выше, основными источником радиоактивности в горных
выработках являются вмещающие породы и подземные воды. Содержащиеся в них
ЕРН в основном формируют гамма-фон в горных выработках неурановой
промышленности. Мощность дозы гамма-излучения на различных участках горных
выработок может варьироваться в значительных пределах. Поэтому в условиях
горных выработок невозможно определить контрольный (фоновый) уровень
мощности дозы гамма-излучения, а, следовательно, и выполнение соотношений 2.6
и 2.7. Что позволяет сделать вывод о невозможности применения стандартных
методов контроля мощности дозы гамма-излучения в условиях горных выработок.
Также при поиске аномальных участков и локальных источников в
помещениях производственных зданий и сооружений рекомендуется средство
измерений располагать таким образом, чтобы центр активной части детектора
прибора был направлен в сторону участка, характеризующегося повышенным
значением мощности дозы гамма-излучения, это необходимо, чтобы снизить
погрешность измерений за счет анизотропии чувствительности прибора, так как
градуировка (поверка) дозиметров проводится в колимированном поле излучения,
когда излучение падает на плоскость детектора в перпендикулярном направлении
(рисунок 2.1).
Плоскость
детектора
Направление
излучения
Рисунок 2.1 - Расположение плоскости детектора МКС-АТ1125
52
При измерении мощности дозы гамма-излучения в горных выработках
следует
учитывать
(анизотропию
угол
падения
чувствительности),
гамма-излучения
поскольку
на
детектор
расположение
прибора
природных
радионуклидов являющиеся источниками гамма-излучения имеет сложную
топологию
и
повсеместное
распространение.
Следовательно,
анизотропия
чувствительности будет вносить дополнительный вклад в погрешность измерений
мощности
дозы
гамма-излучения
в
горных
выработках.
Анизотропия
чувствительности обязательно должна учитываться при оценке неопределенности
измерений гамма-излучения. Типовые зависимости чувствительности прибора
МКС-АТ1125 от угла падения излучения относительно направлений градуировки
наглядно представлены на рисунке 2.2.
53
+90°
+120°
+60°
+150°
+30°
Направление
градуировки
1,0
0,8
0,6
0,4
0,2
0,2
0,4
0,6
0,8
1,0
0°
180°
/
/
AT OMTEX
-30°
-150°
59,5 кэВ
-60°
-120°
662 кэВ
-90°
1250 кэВ
+90°
+120°
+60°
+150°
+30°
Направление
градуировки
потока излучения
1,0
0,8
0,6
0,4
0,2
0,2
0,4
0,6
0,8
1,0
0°
180°
59,5 кэВ
-30°
-150°
662 кэВ
1250 кэВ
-60°
-120°
-90°
Рисунок 2.2 - Типовая зависимость чувствительности прибора МКС-АТ1125 от
угла падения излучения относительно направления градуировки
Также согласно МУ 2.6.1.2838-11 контролируемой величиной в жилых
домах, общественных и производственных зданиях и сооружениях, сдающихся в
эксплуатацию после окончания их строительства, капитального ремонта или
54
реконструкции, является среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в
воздухе помещений.
Среднегодовое значение эквивалентной равновесной объемной активности
изотопов радона ( ЭРОАСГ ) в воздухе помещений жилых домов и общественных
зданий
и
сооружений,
строительства,
сдающихся
капитального
в
эксплуатацию
ремонта
или
после
окончания
реконструкции,
должно
соответствовать следующему условию[43]:
ЭРОАСГ = ЭРОАRn + 4,6ЭРОАTn £ 100 , Бк/м3
(2.8)
При проведении радиационного контроля помещения следует подготовить к
измерениям: в них должны быть установлены и закрыты все окна и двери,
смонтирована и включена в штатном режиме система вентиляции с механическим
побуждением
(если
она
предусмотрена
проектом),
закончены
(или
приостановлены) внутренние отделочные работы, производство которых обычно
связано с периодическим открыванием окон и дверей [43].
При соблюдении этих условий и предварительной выдержке здания при
закрытых окнах и дверях (как в помещениях, так и в подъездах) и штатном
режиме работы принудительной вентиляции (при ее наличии) не менее 12 ч,
оценка среднегодового значения ЭРОА изотопов радона в воздухе здания
проводится по формуле:
ЭРОАСГ = [ЭРОАRn + Δ Rn + 4,6(ЭРОАTn + ΔTn )]К(t, h, ν) , Бк/м3
(2.9)
где D Rn и DTn - абсолютная погрешность определения ЭРОА радона и торона
в воздухе соответственно.
Численное значение коэффициента К в формуле (2.9) зависит от
температуры внутри и снаружи контролируемого помещения, атмосферного
давления, силы и направления ветра в период проведения измерений, а также от
среднегодовых значений этих же величин. В силу этого конкретные значения
коэффициента имеют региональные особенности и определяются периодом года,
когда проводятся измерения. Функциональные зависимости региональных
коэффициентов от перечисленных параметров подлежат определению в рамках
55
специального аналитического обобщения результатов проводимых обследований
в
совокупности
со
значениями
влияющих
факторов.
До
получения
функциональной зависимости значение коэффициента принимается равным 1 для
зимнего периода года и 1,3 - для летнего [43].
Измерение ЭРОА изотопов радона в горных выработках имеет ряд отличий
от зданий и сооружений:
-
измерение
в
горных
выработках
осуществляется
чаще
всего
в
экстремальных условиях измерения (высокая температура, повышенная влажность,
сильная запыленность и др.). При выборе приборной базы для измерений должны
быть учтены условия измерений и выбраны приборы или принципы измерений,
имеющие минимальную зависимость от экстремальных условий, или корректно
оценена неопределенность измерений, вызванная этими условиями;
- при проведении измерений на действующих предприятиях измерения
производятся в условиях ведения горных работ;
- штатный режим проветривания горных выработок является основной
причиной сдвига радиоактивного равновесия между радоном и его дочерними
продуктами распада, что может привести к некорректной оценке измеряемой
величины в связи с непостоянством режимов проветривания;
- среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в воздухе горных
выработок может не выполнять условия неравенства 2.8, в условиях горных
выработок должны измеряться действительные значения ЭРОА изотопов радона и
учитываться их вклад и индивидуальную дозу облучения рабочих с последующей
гигиенической оценкой условий труда.
По данным измерений в точках горные выработки разбиваются на участки,
характеризующиеся близкими по значению МАД и соответствующие им значения
ЭРОА радона и ЭРОА торона.
В связи с отсутствием возможности измерения естественного радиационного
фона на прилегающей местности, оценка соответствия радиационной обстановки
горных
выработок
неурановых
горнодобывающих
предприятий
должна
осуществляться согласно п. 4 НРБ 99/2009. При многофакторном воздействии
56
внешнего гамма-излучения и продуктов распада Rn-222 и Rn-220, должно
выполняться неравенство:
H& * (10) i ЭРОА Rni ЭРОА Tni
+
+
£1
2,5
310
68
(2.10)
Не выполнение приведенного неравенства свидетельствует о возможном
превышении
уровня
годовой
эффективной
дозы
облучения
природными
источниками излучения рабочими имеющими постоянные рабочие места на
данном участке горной выработки и должно повлечь применение мероприятий по
нормализации радиационной обстановки на данном участке, либо ограничение
времени пребывания на нем рабочих.
2.3
Нормализация радиационной обстановки в подземных выработках
Согласно
действующим
нормам
радиационной
безопасности,
меры
направленные на обеспечение радиационной безопасности должны основываться
на следующих основных принципах [79]:
- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения
граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);
- запрещение всех видов деятельности по использованию источников
излучения, при которых полученная для человека и общества польза не
превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением
(принцип обоснования);
- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом
экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа
облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип
оптимизации).
Эти принципы являются основополагающими при построении системы
противорадиационных защитных мероприятий на территории РФ [78].
Однако проведенный анализ результатов исследования радиационной
обстановки на подземных горных предприятиях неурановой отрасли показал, что
уровни облучения работников за счет природных источников излучения
57
практически везде достигают, а в ряде случаев и превышают значения, допустимые
для персонала (таблица 2.5). Ведущим радиационным фактором на неурановых
шахтах являются дочерние продукты изотопов радона. Исключение составляют
шахты по добыче золота, угля и сланца, где наибольший вклад в дозу облучения
работников вносят долгоживущие природные радионуклиды, содержащиеся в
витающей рудничной пыли [25]. Большое количество работающих делает
актуальной проблему обеспечения гигиенически благоприятных условий труда
горняков,
занятых
добычей
полезных
ископаемых,
строительством
и
эксплуатацией подземных сооружений.
Таблица 2.5 - Уровни облучения природными источниками работников
предприятий горнодобывающей отрасли (неурановая промышленность)[25]
Вольфрам, олово
Молибден, ниобий и
редкие металлы
Медь, никель, цинк,
свинец
Пирит, магнетит
Сидерит,
мусковит
минералы
15-54
22
5-90
41
4-15
9
10-35
22
ЭРОА изотопов радона в
воздухе, Бк/м3
222
220
Rn
Rn
15-5240
1,1-15
1480
3,2
<10-5840
<1-21
855
3,3
<10-5700
<1-6,1
154
1,2
<10-1880
<1-1,8
389
1,1
5-30
17
<10-3220
339
<1-20
3,4
0,34-53,4
6,1
6-38
17
3-16
8
17-25
21
4-55
11
<10-1970
153
<10-400
23
20-900
307
<10-1540
148
<1-37
3,3
<1-4,2
2,0
8-17
12
<1-16
3,9
0,35-35,3
3,05
0,2-6,8
0,68
1,1-15,3
6,3
0,32-26,8
2,90
Мощность
дозы, мкР/ч
Добываемое сырье
флюорит,
и
др.
Золото
Уголь, сланец
Огнеупорные глины
Дренажные шахты
Эффективная
доза, мЗв/год
1,1-88,0
24,60
0,42-101,0
14,9
0,20-95,0
2,8
0,34-31,0
6,8
Об этом свидетельствуют, в частности, результаты оценки радиационной
обстановки в Северо-Муйском железнодорожном тоннеле. При его строительстве
индивидуальные
дозы
облучения
проходчиков
достигали
300 мЗв/год,
а
коллективная годовая доза персонала тоннеля в 2 раза превышала коллективную
годовую дозу всего подземного персонала отечественных урановых рудников [60].
58
Это облучение связано с воздействием на людей источников ионизирующего
излучения природного происхождения, в первую очередь дочерних продуктов
распада
222
Rn. И поэтому защитные мероприятия по обеспечению радиационной
безопасности в основном направлены на снижение внутреннего облучения за счет
дочерних продуктов распада
222
Rn. Эта цель может быть достигнута двумя
способами - снижение содержания радиоактивных веществ в воздухе рабочей зоны
и непосредственно ограничение поступления радионуклидов в легкие. К первой
группе мероприятий относятся такие, как выбор оптимального способа разработки
месторождения, изоляция источников поступления радионуклидов в атмосферу
рудника (шахты), оптимизация вентиляции горных выработок и очистка воздуха от
радиоактивных аэрозолей [59,77]. Ко второй группе относится применение средств
индивидуальной защиты (СИЗ) легких, и организация работы персонала, имеющая
цель сократить пребывание людей на радиационно-опасных участках. При
возможности облучения всего организма человека за счет внешнего гаммаизлучения применяются такие меры как изоляция источника излучения, его обход
и ограничение времени пребывания людей в опасной зоне [59,77].
Согласно ПБ 03-428-02 «Правила безопасности при строительстве подземных
сооружений» [62], на этапе проектирования подземных сооружений на основании
инженерных изысканий необходимо составление предварительного прогноза
радиационной обстановки. Результаты прогноза должны учитываться при
проектировании горных выработок, выборе технологии строительства, расчете
вентиляции выработок и определении материала и толщины обделки. При
проведении горных работ закрытым и открытым способами администрация
организации обязана установить наличие природных радиационно-опасных
факторов на рабочих местах.
При составлении прогноза радиационной обстановки на проектируемом
(строящемся) объекте проводится изучение физических свойств горных пород и
определяется содержание в них естественных радионуклидов (ЕРН). При наличии
геологоразведочных горных выработок, проводится исследование содержания
радона, дочерних продуктов распада радона (ДПР) и дочерних продуктов распада
59
торона (ДПТ) в их атмосфере.[65,77]. Результатом исследований пород и руд
(радиационной обстановки в существующих выработках) является прогнозируемое
значение радоновыделения в единицу объема и величина дебита радона (DRn) как
для всего рудника (шахты, сооружения), так и для отдельных участков и
важнейших горных выработок.[80,81]. Для этой цели проводится оценка
поступления радона в рудничную атмосферу из стен горных выработок (в т.ч. и
неиспользуемых пространств), рудничных вод, и, в случае необходимости - из
массивов измельченной горной массы, хранящихся в подземных условиях.
D Σ = D стен + D вод + D масс ,
(2.11)
где DΣ, Dстен, Dвод, Dмасс- суммарный дебит радона будущего предприятия,
дебиты радона с поверхностей горных выработок, рудничных вод и массивов
измельченной горной массы соответственно, Бк/с.
Для оценки значения Dстен проводится изучение содержания
226
Ra в горных
породах и определение их коэффициента эманирования радона КRn, а также
исследование физических свойств пород (в первую очередь газопроницаемость)
[12].
Dстен = Sвыр × p × K Rn × λ × d
, Бк/с
(2.12)
где р - средняя плотность горных пород, окружающих горные выработки;
КRn- среднее значение коэффициента эманирования горных пород стен будущего
рудника; Sвыр- общая площадь поверхности горных выработок; d- среднее значение
коэффициента диффузии радона в горных породах, окружающих выработки; λ постоянная распада радона.
Дебит радона из рудничных вод, обогащенных радоном, оценивается как
сумма дебитов радона из всех источников воды:
Dвод = å (Ci × Vi ) , Бк/с
(2.13)
i
где Сi - объемная активность радона в воде i-го источника, Бк/м3; Vi-дебит
воды этого же источника, м3/с.
Прогноз выделения торона в проветриваемый объем рудника также
желателен, однако в настоящее время не существует надежных методов оценки
60
эманирования торона на будущем предприятии. По этой причине ЭРОА торона и
КTn оцениваются по содержанию тория в рудах и породах с учетом имеющейся
информации об ЭРОА торона на аналогичных объектах [59].
Основными задачами предварительного обследования являются [36]:
- определение содержания естественных радионуклидов во вмещающих
породах;
- расчет содержания долгоживущих радионуклидов в атмосфере (с учетом
данных о запыленности воздуха) на рабочих местах и транспортных выработках;
- измерение содержания радона и величины скрытой энергии дочерних
продуктов радона и торона в исходящих и входящих воздушных струях шахты;
- расчет средней величины скрытой энергии дочерних продуктов радона и
торона по рабочим местам;
- расчет мощности эквивалентной дозы гамма-излучения на рабочих местах
и в транспортных выработках с учетом содержания естественных радионуклидов в
углях и вмещающих породах;
- расчет средних и максимальных значений уровней воздействия на легкие
на рабочих местах и в транспортных выработках;
- расчет воздухопотребности шахты по сумме радиационных факторов;
- оценка радиационной обстановки на шахте и разработка рекомендаций по
организации
дозиметрического
контроля
и
повышению
эффективности
использования защитных средств.
Для нормализации радиационной обстановки могут применяться различные
методы или комбинация методов приведенных ниже:
- защита от внешнего гамма-излучения осуществляется путем изоляции и
ликвидации источника излучения [11]. В тех случаях, когда это невозможно
следует ограничить время пребывания персонала в опасных зонах или
использовать дистанционно управляемую технику;
- совершенствование вентиляции рудника наиболее эффективно снижает
уровни радиационно-опасных факторов в рудничной атмосфере. Вместе с тем
следует сразу оговорить, что необходимая эффективность достигается только при
61
совместном проведении работ по оптимизации вентиляции и изоляции источников
поступления радона в рудничную атмосферу[67];
- изоляция стен горных выработок различными видами покрытий вызывает
эффективное снижение дебита радона. В настоящее время эта мера осуществляется
путем возведения капитальной бетонной крепи или нанесением на стены
различных изолирующих покрытий. Нанесение изолирующих покрытий (торкрет бетона, полиуретана и др.) является эффективным и недорогим средством изоляции
стен горных выработок, но учитывая сейсмическую нестабильность пород в зоне
ведения горных работ, срок эффективного действия этих покрытий не превышает
четырех месяцев, по истечении которых в них образуется обширная сеть
микротрещин, через которые радон свободно поступает в горные выработки [99];
- капитальная бетонная крепь часто возводится в главных транспортных и
вспомогательных
(насосные,
подстанции)
выработках
и
камерах
и
в
воздухоподающих каналах независимо от противорадиационных защитных
мероприятий. Она является эффективным и долговечным средством снижения
эманирования радона из стен горных выработок. Вместе с тем капитальная
бетонная крепь является дорогостоящим сооружением, и ее применение в чисто
противорадиационных целях не является эффективным, с точки зрения анализа
соотношения «затраты – выгода». По этой причине противорадиационное
применение массивных бетонных покрытий оправдано только в тех выработках,
где эманирование радона со стен намного выше среднего по шахте и вносит
ощутимый вклад в общешахтный дебит радона [98]. Следует также отметить, что
даже сооружение капитальной бетонной крепи, в некоторых случаях, не
гарантирует защиту от поступления радона в атмосферу подземных сооружений.
Это подтверждается данными, полученными при исследовании процессов
накопления
радона
в
подземных
помещениях
Санкт-Петербургского
метрополитена. Результаты проведенных работ показали, что концентрация радона
в грунте на глубине 50 м в месте расположения Подземного Лабораторного
Измерительного Комплекса (ПЛИК) ФГУП НПО «Радиевый институт им. В.Г.
Хлопина» (Комплекс расположен в специальных штольнях Санкт-Петербургского
62
метрополитена) изменяется в течение года от 100 до 250 кБк/м3. При этом в
непроветриваемых служебных помещениях ПЛИК концентрация радона в воздухе
изменяется в пределах от 600 до 1000 Бк/м3. В проветриваемых служебных
помещениях ПЛИК концентрация радона в воздухе изменяется в пределах от 50 до
300 Бк/м3. Для определения возможных источников поступления радона в воздух
помещений ПЛИК был проведен ряд экспериментов, в том числе эксперименты, в
ходе которых, при помощи осушителей, снижалась влажность воздуха. Анализ
полученных данных позволил сделать вывод о том, что источником радона может
быть, также, влага, поступающая в воздух помещений из окружающих горных
пород сквозь капитальную бетонную крепь[26];
- еще одним средством снижения эманирования радона из стен горных
выработок является нанесение на них тонкой водяной пленки. Этот способ
является эффективным еще и по причине того, что на многих предприятиях
применяется орошение забоев и водяные завесы, как мера по снижению
запыленности воздуха, что позволяет избежать дополнительных затрат [77];
- для защиты от поступления в организм долгоживущих ЕРН, содержащихся
в витающей рудничной пыли, также применимы СИЗ легких и ограничение
времени пребывания. Но наиболее действенными являются применяемые на
предприятиях средства снижения запыленности воздуха [77];
- очистку
воздуха
обычно
применяют
в
местах,
где
невозможно
организовать забор чистого воздуха во вторичную (местную) вентиляционную
систему. В силу того, что накопление ДПР в очищенном воздухе происходит
достаточно быстро, фильтры должны располагаться на выходе нагнетательных
вторичных вентиляционных систем [77];
- уменьшение дебита радона из рудничных вод, обогащенных радоном или
радием, достигается уменьшением водопритоков. В случае, когда снижение дебита
обогащенной радоном воды не представляется возможным, ее отводят по трубам
на поверхность, исключая при этом контакт воды с рудничной атмосферой [56].
Анализ проведенных мероприятий показывает, что меры, воздействующие на
состояние радиационной обстановки на предприятии, дают снижение уровней
63
облучения горняков в 5-50 раз при приемлемых затратах. При этом соответственно
достигается оптимальное снижение значений уровней радиационно-опасных
факторов (в первую очередь ЭРОА радона и торона). Дальнейшее воздействие на
состояние
радиационной
обстановки
на
руднике
значительно
снижает
рентабельность производств [51,87]. По этой причине, после проведения комплекса
мероприятий, воздействующих на состояние радиационной обстановки на руднике,
дальнейшее регулирование уровней облучения персонала производится только
путем применения СИЗ, ограничением времени пребывания в зонах повышенного
облучения и применением дистанционного управления автоматизированным
производством.
Все методы нормализации радиационной обстановки, приведенные выше,
предполагают, выполнение требований НРБ-99/2009 для среднегодовых значений
ЭРОА радона в горных выработках и не допускают ее кратковременные
превышения над установленным уровнем на отдельных участках, вследствие
изменений естественной тяги, обусловленных климатическими условиями и даже
временем суток. Таким образом, только непрерывный контроль радиационной
обстановки и управление ею, а также определение и учет индивидуальных доз
облучения позволят, избежать случаи облучения людей, работающих в горных
выработках, сверх установленных пределов.
2.4
Выводы по главе 2
1. Проведенный анализ показал, что на Российском рынке измерительных
приборов имеется широкий спектр средств измерений уровней РОФ реализующих
тот или иной метод измерений. Каждому из этих приборов или комплексов в силу
различных эксплуатационных характеристик присущи свои особенности, которые
должны учитываться при подборе средств измерений для контроля радиационной
обстановки. Средства измерений ОА и ЭРОА изотопов радона обладают высокой
погрешностью измерений в среднем от 30 до 50%.
2. Также анализ приборного обеспечения средств измерений радона
выявил высокую погрешность производимых измерений и показал, что с целью ее
64
снижения целесообразно в условиях подземных горных выработок измерять ОА
радона и переходить к ЭРОА изотопов радона с использованием коэффициентов
равновесия.
3. Измерение
РОФ
в
подземных
горных
выработках
имеет
ряд
существенных различий по сравнению с измерениями в помещениях зданий и
сооружений и требует разработки специализированных методик радиационного
контроля учитывающих индивидуальные особенности условий проведения
измерний в каждом конкретном случае.
4. Анализ
существующих
методов
нормализации
радиационной
обстановки в горных выработках показал что совершенствование вентиляции
рудника наиболее эффективно снижает уровни радиационно-опасных факторов в
рудничной атмосфере. Необходимая эффективность достигается только при
совместном проведении работ по оптимизации вентиляции
и изоляции
источников поступления радона в рудничную атмосферу.
5. Существующие данные свидетельствуют что меры, воздействующие на
состояние радиационной обстановки на предприятии, дают снижение уровней
облучения горняков в 5-50 раз при приемлемых затратах.
65
ГЛАВА 3 НАТУРНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РАДИАЦИОННОЙ
ОБСТАНОВКИ В ГОРНЫХ ВЫРАБОТКАХ ЯКОВЛЕВСКОГО РУДНИКА
3.1Горно-геологические условия месторождения
Яковлевский рудник расположен в 40 км к северу от г. Белгорода. Сырьевой
базой Яковлевского рудника служит Яковлевское месторождение КМА, одно из
крупнейших в мире, запасы которого оцениваются в 9,6 млрд.т со средним
содержанием железа в руде 67 %. С помощью сравнительно простых методов
обогащения из природного сырья можно получить железорудную продукцию для
агломерации,
концентрат
для
прямого
восстановления,
суперконцентрат,
пригодный для высокотехнологичных отраслей промышленности, включая
электронную, электротехническую и аккумуляторную, а также сырье для имеющих
наивысшую стоимость на мировом рынке металлизованных брикетов [90].
Яковлевское месторождение включает две полосы железорудных тел
(Яковлевскую и Покровскую), протягивающихся с северо-запада на юго-восток на
расстоянии от 800 до 4500 м друг от друга (рисунок 3.1) [19]
66
Рисунок 3.1 – Схема размещения богатых железных руд в Белгородском районе
КМА [19]
1 – богатые железные руды; 2 – разрывные нарушения; 3 – населенные пункты (названия
месторождений на схеме подчеркнуты)
Сложные горногеологические и горнотехнические условия (большая глубина
залегания (более 500 м) богатых железных руд, их пониженная прочность и
водоустойчивость), сложные структурно-тектонические и гидрогеологические
условия, в том числе наличие большого числа водоносных горизонтов с напорами,
составляющими более 50 атм., во многом определяют технологии ведения горных
работ и осушения рудника.
Геологическое строение месторождения в целом, а также и шахтного поля,
сложное. В соответствии с «Классификацией запасов месторождений и
прогнозных
ресурсов
твёрдых
полезных
месторождение отнесено ко 2-й группе сложности.
ископаемых»
Яковлевское
67
В геологическом строении месторождения принимают участие два резко
различных комплекса пород, образующих два структурных этажа: докембрийский
кристаллический фундамент и перекрывающий его осадочный чехол песчаноглинистых и карбонатных пород палеозойского, мезозойского и кайнозойского
возрастов.
Территория месторождения расположена в пределах Средне-Русской
возвышенности.
В геоструктурном
отношении территория приурочена к
Воронежскому поднятию, юго-западные крутые склоны которого переходят в
Днепровско-Донецкую впадину [6].
Богатые железные руды месторождения залегают под мощным покровом
пород осадочной толщи на глубине от 481 м до 557 м. Абсолютная отметка
кровли богатых железных руд колеблется в пределах минус 290 - минус 318 м.
Основная масса руд представлена коренными (остаточными) рудами,
меньшее распространение получили переотложенные руды.
Непосредственной
кровлей
руд
являются
известняки
нижнекаменноугольного возраста, мощность которых изменяется от 10 до 50 м.
В генетическом отношении богатые железные руды представляют собой
элювиальные продукты выветривания железистых кварцитов и в своем развитии
они обычно приурочиваются к верхним, приповерхностным частям - «головам»
железистых
кварцитов.
В
соответствии
с
распространением
железистых
кварцитов залежи в плане имеют лентообразные или плащеобразные формы.
Ширина залежей колеблется от 200 до 600 м. Вертикальная мощность руды
подвержена значительным колебаниями и изменяется от 20 до 50 м у лежачего
бока и до 350-400 м у висячего бока.
Рудная залежь имеет изменчивую форму. Нижняя граница богатых руд
очень неровная. Руды в виде языков и карманов уходят на значительную глубину,
достигающую 200-500 м от поверхности докембрия. Характер контактов руд с
подстилающими кварцитами неодинаков - от резких контактов до постепенных
переходов. Мощность переходной зоны непостоянна и изменяется от 1-2 м до 2025 м.
68
Рудная залежь характеризуется сложным внутренним строением, которое
обусловлено следующими факторами:
- чередованием различных минералогических разновидностей железистых
кварцитов, за счёт которых образовалась рудная залежь;
- наличием пликативных нарушений различных порядков, вызывающих
многократное увеличение или уменьшение мощности отдельных горизонтов;
- смещением
отдельных
разновидностей
руд
вследствие
развития
дизъюнктивных нарушений;
- проявлением
горизонтальной
зональности,
вызванной
процессами
карбонатизации и хлоритизации рыхлых руд.
Следствием проявления в рудной залежи процессов карбонатизации
является развитие плотных, крепких руд, приуроченных к приповерхностной её
части. Мощность карбонатизированных руд весьма изменчива и колеблется от
нескольких метров до 60 м, местами они отсутствуют. Изменение мощности не
обнаруживает
строгой
закономерности.
Зона
хлоритизированных
руд
располагается ниже зоны карбонатизации, и её мощность колеблется от
нескольких метров до 20-30 метров.
Зона рыхлых руд, лишённая вторичных новообразований, располагается,
главным образом, в наиболее мощных частях оруденения.
Руды с реликтовым кварцем являются переходной зоной от железистых
кварцитов к богатым железным рудам и встречаются в нижних частях залежи.
Мощность их обычно не превышает 2-3 метров.
На сильно денудированной поверхности докембрийских образований
залегает
мощная
толща
осадочных
пород,
имеющая
повсеместное
распространение. Для неё характерно спокойное горизонтальное залегание, с
общим наклоном 3-5° в сторону Днепровско-Донецкой впадины. Мощность
осадочного чехла увеличивается с северо-запада на юго-восток по простиранию
рудоносных полос железистых кварцитов в небольших значениях и более резко на юго-запад.
69
Литологический состав и стратиграфическое расчленение осадочной толщи
приведены в таблице 3.1.
Таблица 3.1
Геологическая
–
стратификация
и
литология
разреза
Яковлевского рудника [13,53]
Воз-
Литологический состав
Мощность, м
раст
минима-
максима-
льная
льная
аллювиально-
-
5
-
покровские
-
15
-
-
40,0-50,0
25
трещиноватый,
14,0
65,0
30,0
mst
местами закарстованный
К2st+
Мергель от светло-серого до темно-серого
82,0
133,0
126,0
cp
цвета,
59,0
79,0
70,0
14,0
37,0
30,0
Q
1. Современные
почвы,
средняя
делювиальные отложения
2. Древнечетвертичные
–
лессовидные суглинки с ископаемыми
почвами на водораздельных участках и
аллювиальные мелкозернистые пески (I и
надпойменной террасы)
P-N
Пестроцветные
кварцевые
и
и
зеленовато-серые
кварцево-глауконитовые
тонко- и мелкозернистые глинистые пески,
местами
слабосцементированные
песчаники,
местами
среди
в
песков
встречаются пласты и прослои песчаных
глин
К2cp+ Мел
белый,
писчий,
плотный,
с
толстопластовой
отдельностью
К2t+
Белый писчий мел, однородный, плотный,
cn
участками окаменелый. В подошве (4-5 м)
песчаный, содержит желваки фосфорита
К2al+
Пески светло-серые и зеленовато-серые
cm
кварцевые, в верхней части тонко- и
мелкозернистые,
в
нижней
части
крупнозернистые местами гравелистые
70
Продолжение таблицы 3.1
Воз-
Литологический состав
Мощность, м
раст
J3v
Песчаники от серого до темно-серого
цвета,
кварцевые,
цементе,
на
минима-
максима-
средняя
льная
льная
28,0
61,0
53,0
32,0
49,0
39,0
27,0
45,0
32,0
5,0
22,0
15,0
27,0
56,0
30,0
известковистом
переслаиваются
глинами,
песками. Местами песчаники переходят в
песчанистый детритусовый известняк
J3ox+
Глины серые, известковистые, плотные,
km
аргиллитовидные, с прослоями мергеля,
песка и детритусовых известняков
J3cl
Пески
серые
и
преимущественно
зеленовато-серые
тонкозернистые,
глинистые. Встречаются прослои глин и
песчаников.
J3bt
Переслаивание тонкозернистых глинистых
песков и песчаных глин. Встречаются
линзы
и
прослои
тонкозернистого
песчаника
J3bj+
Глины от серого до темно-серого цвета,
bt
плотные,
аргиллитовидные,
внизу
песчанистые. В нижней части прослои
песков
71
Продолжение таблицы 3.1
Воз-
Литологический состав
Мощность, м
раст
C1
В нижней части разреза представлены
минима-
максима-
средняя
льная
льная
9,0
76,0
50,0
-
-
-
переслаиванием известняков, сланцевых
углистых глин, реже песчаников. Местами
отмечаются
прослои
бурого
угля
мощностью 1-1,5 м. В пределах рудных зон
в основании развиты сухарные глины
мощностью до 1-1,5 м. Верхняя часть
каменноугольных отложений представлена
преимущественно плотными, участками
окаменелыми
горизонты
известняками.
известняков
Верхние
интенсивно
трещиноваты, часто закарстованы
PR1
Кора
выветривания
на
породах
кристаллического фундамента
Яковлевское
месторождение,
как
и
другие
месторождения
КМА,
характеризуются весьма сложными гидрогеологическими условиями. Разработка
Яковлевского месторождения может осуществляться только при применении
специальных методов осушения.
Гидрогеологические исследования на Яковлевском месторождении были
начаты ещё в 1955 г. и продолжаются по настоящее время.
В разрезе месторождения выделяются семь водоносных горизонтов,
которые
приурочены
к
геологическим
формациям
фанерозоя:
палеоген-
неогеновый; маастрихт-туронский; сеноман-альбский; волжский; келловейский;
нижнекаменноугольный; архей-протерозойский - руднокристаллический.
Горизонты условно разделены на два водоносных комплекса: нижний и
верхний. К нижнему водоносному комплексу отнесены руднокристаллический,
72
каменноугольный и келловейский, а к верхнему остальные. Эти два водоносных
комплекса разделены толщей юрских глин киммеридж - оксфорда, которая
рассматривается как надёжный водоупор.
Водоносные горизонты верхней части осадочной толщи (в четвертичных,
палеоген-неогеновых
и
частично
меловых
отложениях)
характеризуются
безнапорным режимом, сезонными колебаниями уровней подземных вод,
вследствие имеющейся гидравлической связи с поверхностными водами. В
породах нижней части осадочной толщи распространены напорные водоносные
горизонты.
Палеоген-неогеновый водоносный горизонт развит на водоразделах в толще
мелкотонкозернистых песков и характеризуется небольшой мощностью - до 23 м
и незначительной водообильностыо. Коэффициент фильтрации 0,03-0,9 м/сут.
Турон-маастрихтский водоносный горизонт приурочен к толще мелов и
мергелей мощностью до 80 м. Распространён он в долине р. Ворскла полосой 2-3
км. Коэффициент фильтрации изменяется от 0,2 до 15,6 м/сут, водопроводимость
пород-100-400 м2 /сут.
Альб-сеноманский водоносный горизонт распространён повсеместно в
мелкозернистых
песках
мощностью
25-30
м.
Коэффициент
фильтрации
изменяется 0,14 - 2,6 м/сут, водопроводимость песков возрастает в северном
направлении с 10 до 100 м2/сут, коэффициент пьезопроводимости - 4,2·105 м2/сут.
Горизонт напорный, величина напора над кровлей достигает 200 м и более.
Волжский водоносный горизонт развит в толще известковистых песчаников
с прослоями глин и тонкозернистых песков общей мощностью 20-40 м.
Коэффициент фильтрации песчаников 0,024 - 0,4 м/сут, водопроводимость песков
и песчаников составляет 1-10 м2/сут, коэффициент пьезопроводимости 5·104 м2/сут. Горизонт напорный, величина напора над кровлей достигает 250 м.
Келловейский водоносный горизонт приурочен к толще песков мощностью
25-55 м с многочисленными маломощными прослоями песчаников, реже глин.
Коэффициент фильтрации изменяется от 0,3 до 2,2 м/сут, водопроводимость
73
составляет 10 - 40 м2/сут, коэффициент пьезопроводимости - (1,55-3,2)х105 м2/сут.
Горизонт высоконапорный, величина напора над кровлей достигает 320-350 м.
Результаты опытных водопонижений на руднике показали, что основными
водоносными
горизонтами,
определяющими
условия
формирования
водопритоков в подземные горные выработки Яковлевского рудника, являются
каменноугольный и руднокристаллический. Остальные горизонты в обводнении
горных выработок играют второстепенную роль.
Нижнекаменноугольный
водоносный
горизонт
имеет
повсеместное
распространение и приурочен к толще известняков с прослоями сланцеватых и
углистых глин в нижней части разреза.
Коэффициент фильтрации пород водоносного горизонта, в зависимости от
степени трещиноватости и закарстованности известняков, изменяется в широких
пределах - от 0,01 до 12,5 м/сут. Наиболее проницаемыми являются известняки в
верхней части разреза, распространённые над железорудной полосой и на северовостоке висячего бока месторождения, что объясняется открытостью трещин и
каверн. Водопроводимость пород составляет 100-150 м2/сут. Коэффициент
фильтрации известняков на остальной территории характеризуется значительно
меньшими колебаниями - 0,01-2,55 м/сут. Водопроводимость пород не превышает
10 м2/сут. Коэффициент упругой водоотдачи нижнекаменноугольных отложений
изменяется от 5·10-5 до 10-4. Водоносный горизонт высоконапорный. В условиях
естественного режима подземных вод напоры над кровлей известняков достигали
381,0-479,0 м. Мощность водоносного горизонта изменяется от 20 до 80 м.
Руднокристаллический водоносный горизонт приурочен к горным породам
трещиноватой
зоны
коры
выветривания
докембрийских
кристаллических
образований и отложениям зон тектонических нарушений, представленных
богатыми железными рудами, железистыми кварцитами, кристаллическими
сланцами и плагиогранитами. Водопроницаемость пород руднокристаллического
горизонта слабая и определяется степенью трещиноватости и литологическими
особенностями пород [14].
74
Наиболее проницаемыми являются рыхлые разности богатых железных руд.
Коэффициенты фильтрации их составляют 0,04-0,28 м/сут. Среди богатых руд на
отдельных
участках
отмечались зоны повышенной
водообильности,
что
фиксировалось полным поглощением глинистого раствора при бурении скважин.
Наименее проницаемыми являются кристаллические сланцы и железистые
кварциты. Коэффициенты фильтрации этих пород не превышают 0.01 м/сут.
Однако, как и в толще богатых железных руд, при бурении скважин на
железистые кварциты на отдельных участках, по всей вероятности в зонах
тектонических
нарушений
и
повышенной
трещиноватости,
отмечалось
поглощение глинистого раствора. Водопроводимость пород горизонта изменяется
в широких пределах - от 2 (сланцы, кварциты, плагиограниты) до 50 м/сут
(богатые железные руды). Водоносный горизонт напорный. Напор над кровлей
водоносного горизонта в естественных условиях достигал величин 405-510 м и
пьезометрические уровни воды располагались на абсолютных отметках 146148 м.
В границах распространения железных руд абсолютная отметка кровли
водоносного горизонта варьирует в пределах минус 280 - минус 315 м; на
участках залегания железистых кварцитах и сланцев она снижается до минус
360 м.
Нижнекаменноугольный водоносный горизонт гидравлически связан с
руднокри-сталлическим.
Однако,
наличие
сланцеватых
глин
в
подошве
каменноугольных пород, мощностью от 0,2 до 31,0 м, а также плотных
переотложенных руд и карбонатизирован-ных бокситовых образований в кровле
руднокристаллической толщи, мощностью от 0 до 60 м, затрудняет взаимосвязь
между каменноугольным и руднокристаллическим водоносными горизонтами. В
вертикальном разрезе эта толща также неоднородна по фильтрационным
свойствам.
Над рудной залежью взаимосвязь горизонтов наибольшая, так как мощность
слабопроницаемых пород составляет 2-20 м. В лежачем боку мощность
слабопроницаемых пород достигает 30-50 м, что затрудняет связь между этими
75
горизонтами.
Это
подтверждено
было
опытным
и
производственным
водопонижением в 1988-1995 гг.
3.2
Результаты радиометрического мониторинга в горных выработках
Яковлевского рудника
В разрезе Яковлевского рудника на рабочих горизонтах вскрываются сложные
системы метаморфических пород, которые рассматриваются как материнские по
отношению
к
полезному
ископаемому:
джеспилиты
и
сланцы,
массив
магматических пород – гранитов. Еще ранее выполненные замеры эквивалентной
равновесной объемной активности (ЭРОА) радона и торона и мощности дозы
внешнего гамма-излучения на обследованных различных горных предприятиях, в
том числе на отдельных месторождениях КМА, дали возможность сделать вывод о
достаточно высоком содержании естественных радионуклидов (ЕРН).
Радоновая
съемка
используется
для
прослеживания
существующих
тектонических разломов, что также имеет значение для повышения безопасности
ведения горных работ. Как свидетельствуют результаты специализированной
съемки, более 90% вывалов на горизонте -370 м и -425 м наблюдаются на участках
ослабления, которые формируются за счет существования разломной тектоники,
часто не фиксируемой визуально в рудном теле. Создание методики опережающего
контроля за определением положения зон нарушения может базироваться на
радоновой съемке в подземных выработках.
Основной задачей работы являлось обследование подземных выработок на
горизонтах -425 м и -370 м Яковлевского рудника для установления варьирования
содержания радона в воздухе и в подземных водах, а также измерение мощности
амбиентной дозы гамма-излучения.
Конечной целью обследования горных выработок было [57]:
- получение корректной информации об уровнях облучения персонала
работающего в горных выработках;
- установление топологии источников поступления радона в воздушную
среду.
76
В июле 2010 года также были произведены измерения плотности потока
радона в приповерхностном слое БЖР, превышений не было обнаружено. В 2012
году было принято решение о нецелесообразности измерений плотности потока
радона в приповерхностном слое БЖР ввиду сложности выбора места установки
накопительной камеры, содержащей сорбирующий слой активированного угля
вследствие обводненности выработок, а также соблюдения времени пассивной
сорбции на угле, составляющей, согласно методике, 10 часов.
Для комплексного радиационного мониторинга замерялись следующие
показатели:
1. Эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА) 222Rn в рудничном
воздухе:
- в следующих выработках на -425 м горизонте: грузовой квершлаг, вагонное
депо, объездная ствола 2, порожняковый квершлаг, ШЛБ-2, ШВБ-3, ШВБ-4,
разведочный штрек № 7, разведочный штрек №8, квершлаг № 1, полевой штрек;
транспортный орт, вентиляционный орт.
- в выработках на – 370 м горизонте: ПОСО, ВЗШЛБ, заезд №2, в ряде
очистных заходок.
Замеры радона в рудничном воздухе проводились радиометром объемной
активности 222Rn AlphaGUARD;
Как уже говорилось в первой главе период полураспада изотопа радона-220
(торона) очень мал - 56 c, что порождает определенные отличия механизмов его
поступления в атмосферу выработок от радона-222 [9,10]. Считается, что
поступление торона в атмосферу выработок в основном определяется его
выделением из стен выработок [59,95], а поскольку, как будет показано ниже,
основное поступление радона в горные выработки Яковлевского рудника
происходит за счет выделения из рудничных вод, замеры радона-220 в рудничном
воздухе не являются целесообразными.
2. Объемная активность радона 222Rn в пробах воды:
- на -425 м горизонте: грузовой квершлаг, вагонное депо, объездная ствола 2,
порожняковый квершлаг, ШЛБ-2, ШВБ-3, ШВБ-4, разведочный штрек № 7,
77
разведочный штрек №8, квершлаг № 1, полевой штрек, транспортный орт,
вентиляционный орт;
- на – 370 м горизонте: ПОСО, ВЗШЛБ, заезд № 2.
Определение объемной активности радона в воде были выполнены
радиометром PPA-01М-01 с пробоотборным устройством ПОУ-4.
3. Мощность амбиентной дозы гамма-излучения:
- на - 425 м горизонте: грузовой квершлаг, вагонное депо, объездная ствола 2,
порожняковый квершлаг, ШЛБ-2, ШВБ-3, ШВБ-4, разведочный штрек № 7,
разведочный штрек №8, квершлаг № 1, полевой штрек.
- на - 370 м горизонте: ПОСО, ВЗШЛБ, заезд №2.
Радоновая съемка включает в себя определение скорости движения воздуха в
контрольных точках и одновременный отбор проб воздуха с целью определения в
нем ЭРОА радона. Конечной целью съемки является определение дебита радона в
воздушной струе в контрольной точке:
DRn = C Rn × Q , Бк/с
(3.1)
где CRn - измеренное значение ОА радона в контрольной точке, Бк/м3,
Q - объемная скорость воздушного потока в той же точке выработки, м3/с.
Для измерения дебита радона был произведен замер скорости воздуха в
контрольных точках. Измерения проводились анемометром АПР-2, который
предназначен для определения средней скорости воздушного потока при
метеорологических измерениях на суше и море, в шахтах и рудниках всех
категорий, а также в системах промышленной вентиляции. Работа анемометра
основана на тахометрическом принципе преобразования скорости воздушного
потока в частоту электрического сигнала с помощью металлической крыльчатки,
угловая скорость вращения которой линейно зависит от скорости набегающего
воздушного потока. Анемометр определяет среднее значение скорости воздушного
потока за интервал времени измерения произвольной длительности в диапазоне
1...999 с. Текущее значение длительности интервала измерения в секундах
непрерывно индицируется на цифровом индикаторе анемометра в процессе
проведения замера. Информация об отдельных замерах накапливается в памяти
78
анемометра до завершения измерения и используется в дальнейшем для
вычисления среднего результата.
Как уже отмечалось выше, измерения ЭРОА радона в воздухе проводились
переносным радиометром объемной активности
222
Rn AlphaGUARD (рисунок 3.2).
Радиометр объемной активности радона AlphaGUARD является центральным
блоком портативной компактной измерительной системы для определения объемной
активности радона и его дочерних продуктов.
Рисунок 3.2 - Радиометр объемной активности радона AlphaGUARD
Радиометр AlphaGUARD использует испытанный принцип импульсной
ионизационной камеры (альфа-спектроскопия). AlphaGUARD характеризуется
высокой эффективностью регистрации радона, быстрым откликом на изменение
концентрации. AlphaGUARD обеспечивает надежное проведение измерений при
экстремально высокой влажности и является нечувствительным к вибрациям и
ударам. Радиометр AlphaGUARD внесен в государственный реестр средств
измерений (регистрационный номер № 14157-09), допущен к применению на
территории Российской Федерации (свидетельство об утверждении типа средств
измерений DE.C. 38.002.A № 36594 действительно до 01.11.2014 г.).
79
Измерение объемной активности (ОА) радона в воде проводились
радиометром PРA-01М-01 с пробоотборным устройством ПОУ-4 (рисунок 3.3).
Радиометр прошел испытания утверждения типа (сертификат № 2837 от
14.07.97г.), занесен в Государственный реестр средств измерений под № 16465-97 и
допущен к применению в Российской Федерации. Измерения были проведены в
соответствие с методикой (Приложение 2) включающей в себя: отбор проб воды в
контрольных точках; барботаж при помощи ПОУ-4, в результате которого
происходит перевод растворенных газов из природных вод в свободное состояние;
измерение объемной активности (ОА) радона, основано на электростатическом
осаждении заряженных ионов
218
Po (RaA) из контролируемого воздуха на
поверхность полупроводникового детектора (ППД). ОА
222
Rn определялось по
количеству зарегистрированных альфа-частиц при распаде RaA.
Рисунок 3.3 - Радиометр PРA-01М-01 и пробоотборное устройство ПОУ-4
Измерения мощности амбиентной дозы гамма-излучения в выработках
проводилось с помощью дозиметра-радиометра МКС-АТ1125 (рисунок 3.4).
Измерения проводились в соответствии с методикой, приведенной в разделе 3.3.
80
Рисунок 3.4 - Дозиметр-радиометр МКС-АТ1125
Дозиметр-радиометр МКС-АТ1125 зарегистрирован в государственном
реестре средств измерений под № 24301-08, сертификат BY.С.38.999.А № 31259 и
допущен к применению на территории Российской Федерации. Дозиметр-радиометр
МКС-АТ1125. Метод измерения основан на использовании высокочувствительного
метода сцинтилляционной дозиметрии с применением сцинтиллятора NaI(Tl) Æ 25 х
40 мм и фотоэлектронного умножителя (ФЭУ). В работе прибора использован
спектрометрический метод. В приборе имеется 256 каналов.
Все
средства
измерения
применяемые
в
ходе
реализации
задач
радиометрического мониторинга имели свидетельства о поверке с неистекшим
сроком действия на дату измерения.
Результаты измерений на горизонтах -425 м и -370 м. приведены в таблице
3.2.
81
Таблица 3.2 - Результаты измерений РОФ на горизонтах -425 м и -370 м
Яковлевского рудника
Q
возд,
м3/c
ЭРОА
радона в
воздухе,
Бк/м3
Дебит
радона,
Бк/с
Q
воды,
м3/ч
ОА
радона
в воде,
Бк/л
Дебит
радона,
Бк/ч
№
Источник
Гаммаизлучение,
мкЗв/ч
1
Скважина 595Д
ШЛБ-2
0,02
16,42
45±13
739
<0,1
28±9
2800
2
Скважина 631
ШЛБ-2
0,019
16,42
36±11
583
0,4
15±5
6000
3
Скважина 838
ШЛБ-2
0,029
11,20
58±17
644
0,9
12±6
10800
4
Скважина 618
ШЛБ-2
0,011
13,44
63±22
840
0,3
<5
-
5
Скважина 1006Р
РШ №8
0,012
0,00
99±22
0
0,1
56±18
5600
6
Скважина 1050
РШ №8
0,02
0,00
156±31
0
0,7
5±1
3500
7
Скважина 1061
РШ №8
0,02
0,00
100±25
0
1,6
9±3
14400
8
Самоизлив
РШ №7
0,01
12,86
92±24
1177
0,1
5±1
500
9
Скважина 806
ШЛБ-2
0,025
8,06
48±16
387
50
21±7
1050000
0,123
204,82
94±26
19151
-
-
-
0,3
13,58
123±28
1664
0,5
436±20
218000
0,2
152,00
95±12
14440
0,015
85,17
78±16
6643
Ствол №3
исходящая струя
воздуха
Самоизлив пикет
11
26
Квершлаг №1
Наклонная
12 выработка пикет
43
Тектоническая
13
трещ. ВЗШЛБ
(370)
10
-
-
0,25
25±8
-
6250
82
Продолжение таблицы 3.2
Q
возд,
м3/c
ЭРОА
радона в
воздухе,
Бк/м3
Дебит
радона,
Бк/с
Q
воды,
м3/ч
ОА
радона
в воде,
Бк/л
Дебит
радона,
Бк/ч
№
Источник
Гаммаизлучение,
мкЗв/ч
14
10 панельный
орт пост
сварщика (370)
0,02
4,30
63±14
269
-
-
-
15
УРСО (370)
0,025
4,30
67±8
288
-
-
-
16
Очистная
заходка
6-0-27 (370)
0,02
5,88
64±13
376
-
-
-
17
Очистная
заходка
6-0-21 (370)
0,021
3,92
101±21
396
-
-
-
18
Очистная
заходка
6-2-5 (370)
0,03
0,00
92±21
0
-
-
-
19
Очистная
заходка
6-2-15 (370)
0,03
0,00
77±26
0
-
-
-
0,02
9,15
67±16
613
0,6
30±6
18000
0,2
2,86
77±24
220
0,4
24±8
9600
0,35
84,73
74±28
6270
0,6
85±15
51000
0,52
119,08
81±18
9645
0,7
212±70
148400
0,92
3,06
160±32
490
8
109±10
872000
1,55
12,60
98±21
1229
5
94±31
470000
2,1
111,02
60±13
6661
2,5
12±5
30000
0,05
93,99
90±31
8459
1,3
44±12
57200
20
21
22
23
Скважина 664
Транспортный
орт
Скважина 4Ж
Транспортный
орт
Скважина 316
Порожн. кверш.
Скважина 312
Порожн. кверш.
24 Тект.тр вагонное
депо
Тект.тр
25
объездная ств
№2
26 Скважина 10Т
Порожн. кверш.
27
Скважина 23/26
Квершлаг №1
83
Продолжение таблицы 3.2
Q
возд,
м3/c
ЭРОА
радона в
воздухе,
Бк/м3
Дебит
радона,
Бк/с
Q
воды,
м3/ч
ОА
радона
в воде,
Бк/л
Дебит
радона,
Бк/ч
№
Источник
Гаммаизлучение,
мкЗв/ч
28
Скважина 645Д
Квершлаг №1
0,031
13,82
108±22
1486
0,7
26±12
18200
29
Скважина 792
Квершлаг №1
0,025
0,00
140±39
0
2,1
37±9
77700
30
Скважина 895
ШВБ-4
0,033
12,50
78±22
975
-
-
-
31
Скважина 1020
ШВБ-4
0,032
12,50
73±21
907
0,2
74±14
14800
32
Скважина 907
ШВБ-4
0,033
11,46
67±21
762
0,6
27±5
16200
33
Скважина 925
ШВБ-4
0,035
10,42
65±21
672
-
-
-
34
Скважина 916
ШВБ-4
0,039
12,50
76±33
950
1,2
26±8
31200
35
Скважина 971
ШВБ-3
0,035
28,86
61±19
1760
0,4
54±16
21600
36
Скважина 976
ШВБ-3
0,047
31,75
72±22
2270
0,2
7±2
1400
0,04
27,53
69,5±21
1913
0,13
42±12
5460
0,35
105,26
73±21
7632
1,5
150±50
225000
0,55
122,43
64±26
7774
30
148±49 4440000
37
38
39
Скважина 999
ШВБ-3
Тектоническая
трещина
(грузовой
квершлаг ПК
74+5)
Тектоническая
трещина
(грузовой
квершлаг ПК
18+5)
Из
полученных
в
результате
измерений
данных
видно,
что
максимальные значения ЭРОА радона в воздухе выработок -425 м и -370 м
горизонтов не превышают допустимые 310 Бк/м3. Максимальные значения
ЭРОА радона в воздухе зафиксированы в районе тектонической трещины
(вагонное депо) и скважины 792 (квершлаг №1). Эти точки измерений
84
находились в тупиковых выработках обусловленных слабым проветриванием.
А в случае тектонической трещины (вагонное депо) нахождением вблизи
точки измерения источника подземных вод с повышенным содержанием
радона-222. В июле 2010 года максимальные значения были зафиксированы
на горизонте -425 м в разведочном штреке №5 значения ЭРОА радона
достигали 610 Бк/м3, что было обусловлено присутствием на этом участке
радоновой аномалии. В настоящее время разведочном штреке №5 завален
пустой породой. Значения ЭРОА радона разведочного штрека №5 в краевых
зонах выработки составили 24±9 Бк/м 3 и 56±17 Бк/м3 соответственно. Следует
также отметить достаточно высокий дебит радона, наибольший - в порожняковом
квершлаге,
квершлаге №1 и на -370 м горизонте ПОСО, ВЗШЛБ. В целом
наблюдается снижение ЭРОА радона в квершлаге №1, грузовом квершлаге,
порожняковом квершлаге, ШВБ 4. Изменение пика в 2012 году в выработке ШЛБ-2
вероятно связано с выводом воды скважины 806 из разведочного штрека №5.
Во всех выработках на горизонтах - 425 м и - 370 м содержание радона в
рудничном
воздухе
трактуется
как
допустимое,
согласно
нормам
радиационной безопасности [79].
На рисунке 3.5 показаны зоны с различным содержанием радона в
рудничном воздухе по состоянию на декабрь 2013 г.
85
Рисунок 3.5 - Схема распределения различных зон по содержанию радона в
рудничном воздухе на -425 м горизонте
Зоны значений ЭРОА:
- высокие
- ≥310 Бк/м3
- допустимые - <310 Бк/м3
На -370 м горизонте в зоне тектонической трещины ВЗШЛБ, ПОСО
представлены областями с низкими значениями ЭРОА радона в рудничном
воздухе.
86
Исходя из полученных результатов измерений мощности амбиентной дозы
в выработках можно сделать вывод, что преобладающее количество точек
опробования имеют значения ниже, предусмотренных в нормах радиационной
безопасности (НРБ-99/2009) и основных санитарных правилах обеспечения
радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010) [79,83]. Однако полученные
результаты, позволяют выявить зоны с повышенными значениями мощности
амбиентной дозы гамма-излучения достигающей 2,1 мкЗв/ч
(порожняковый
квершлаг), также повышенные значения мощности амбиентной дозы гаммаизлучения наблюдаются в районе ствола №2.
В соответствии с НРБ-99/2009, критическим путем облучения людей за счет
Rn-222, содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух горных
выработок и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов
радона в организм. Уровень вмешательства для Rn-222 в питьевой воде
составляет 60 Бк/кг. Определение удельной активности Rn-222 в питьевой воде из
подземных источников является обязательным.
Измерения объемной активности радона-222 в воде водоисточников выявило
что наиболее высокие значения отмечены в воде скважин порожнякового квершлага,
тектонических трещин грузового квершлага, объездной ствола 2, вагонного депо,
скважинах квершлага №1, ШЛБ-2, ШВБ-4.
Отсутствие измеренных значений объемной активности радона (таблица 2.2) в
водах некоторых водопроявлений обусловлено нецелесообразностью отбора проб
воды в связи с низким объемным расходом воды и/или сильным барботажем.
На рисунке 3.6 приведено распределение зон с различным содержанием радона
в подземных водах на горизонте -425 м по состоянию на декабрь 2013 г.
Желтым цветом показаны участки, в пределах которых отмечается
превышение содержания радона (> 60 Бк/л) в воде, используемой для питьевого
водоснабжения, согласно [79].
87
Рисунок 3.6 - Схема распределения содержания радона в водах на -425 м горизонте
(2013 г.)
Зоны значений ОА:
выше нормы для питьевых вод - > 60 Бк/л
допустимые для питьевых вод - < 60 Бк/л
88
Следует отметить достаточно высокую объемную активность радона в водах порожнякового квершлага, грузового квершлага и объездной ствола 2. При условии
высокого объемного расхода воды на этих участках наблюдаются повышенные
значения дебита радона до 4440000 Бк/ч. Учитывая, что эти участки горных
выработок находятся в зоне действия входящей воздушной струи, можно сделать
вывод, что вклад радона, выделившегося из этих вод, в общую радиационною
обстановку в горных выработках Яковлевского рудника, является весьма весомым.
Общий дебит радона-222 в горных выработках Яковлевского рудника
оценивался по измеренным значениям в исходящей струе воздуха (ствол №3) он
составил 19151 Бк/с.
Согласно [79] предварительная оценка качества питьевой воды по
показателям радиационной безопасности может быть дана по удельной суммарной
альфа- и бета-активности.
Вовремя проведения исследований на Яковлевском руднике было отобрано
11 проб воды на горизонте -425 м в следующих выработках: разведочный штрек
№7 (одна точка самоизлива вод), порожняковый квершлаг (3 скважины), грузовой
квершлаг (2 тектонические трещины), полевой штрек (1 скважина), вагонное депо
(тектоническая
трещина),
объездная
выработка
(тектоническая
трещина),
вентиляционный орт (2 скважины).
Отбор и консервация проб воды для выполнения измерений суммарной
удельной активности альфа и бета-излучающих радионуклидов производились
следующим образом:
1. В полиэтиленовую емкость объемом 1 литр отбиралась вода подлежащая
исследованию (емкости перед окончательным заполнением ополаскивались
исследуемой водой). Пробы отбирались из расчета 3 литра воды из одной точки
отбора.
2. С целью воспрепятствования осаждению природных радионуклидов и
продуктов их распада на стенках емкостей и, как следствие, снижению
естественной
активности
проб,
в
лабораторных
условиях
производилась
консервация проб. Для этого в каждую емкость была добавлена концентрированная
89
азотная кислота из расчета 10 см3 на 1 литр воды в соответствии с требованиями
методик выполнения измерений.
3. Требования к отбору проб воды для оценки по показателям удельной
суммарной активность альфа- и бета-излучающих радионуклидов изложены в
методиках выполнения измерений ЦВ 1.10.36-2009 (свидетельство об аттестации
№2051/09) и ЦВ 1.10.37-2009 (свидетельство об аттестации №2052/09).
Для проведения квалифицированного анализа пробы были сданы в ЗАО
«Центр исследования и контроля воды». Организация аккредитована Федеральным
агентством по техническому регулированию и метрологии на техническую
компетентность независимость в СААЛ по № РОСС RU.0001.515505 и в САРК по
№ САРК RU.0001.442025. Результаты анализа представлены в таблице 3.3.
Таблица 3.3 - Суммарная удельная активность альфа- и бета-излучающих
радионуклидов в пробах воды
Суммарная альфа-
Суммарная бета-
активность, Бк/кг
активность, Бк/кг
ПК 18+5
26 ± 9
40 ± 10
ПК 74+5
1,4 ± 0,5
1,7 ± 0,9
скв. 4Ж
0,18 ± 0,09
< 0,2
скв. 645
0,40 ± 0,20
0,74 ± 0,37
скв. 792
0,18 ± 0,09
0,42 ± 0,21
самоизлив РШ № 7
0,51 ± 0,26
0,57 ± 0,29
скв. 316
0,64 ± 0,32
0,55 ± 0,28
скв. 312
5,4 ± 1,9
4,1 ± 1,0
скв. 10Т
0,83 ± 0,42
1,0 ± 0,5
тект.тр.ваг.депо
15 ± 5
19 ± 5
тект.тр.объез.ств.2
9,9 ± 3,5
16 ± 4
Место отбора пробы
Согласно НРБ-99/2009, значения альфа- и бета-активности для питьевой
воды не должны превышать 0,2 и 1,0 Бк/кг, соответственно. Как видно из таблицы
2.3 практически во всех пробах воды наблюдается существенное превышение
действующих нормативов по критерию суммарной удельная активность альфа- и
бета-излучающих радионуклидов в питьевой воде.
90
В соответствии с действующими нормами радиационной безопасности в
случае
превышения
указанных
уровней
проводится
анализ
содержания
радионуклидов в воде.
Нами был проведен анализ нескольких проб воды на содержание
радионуклидов в воде. На рисунке 3.7 представлен результат проведения
спектрометрического анализа содержания природных радионуклидов Ra-226, Th232, K-40 в пробе воды из скважины № 312 (порожняковый квершлаг).
1 500
1 450
1 400
1 350
1 300
1 250
1 200
Счет в канале от пробы воды
1 150
1 100
1 050
1 000
950
900
Счет в канале
850
800
750
700
650
Фон
600
550
500
450
400
350
300
250
200
150
100
50
0
50
100
150
200
250
300
350
400
450
500
Канал
550
600
650
700
750
800
850
900
950
1 000
Рисунок 3.7 - Энергетический спектр пробы воды из скважины № 312
Измерение удельной активности радионуклидов в пробе из скважины № 312
проводились методом непосредственной оценки с использованием спектрометра радиометра гамма- бета- и альфа-излучения МКГБ-01 «РАДЭК» (СПР), который
предварительно калибровался с использованием эталонных средств измерения –
образцовых мер удельной активности, согласно методике измерений удельной
активности природных радионуклидов, цезия-137, стронция-90 в пробах объектов
окружающей среды и продукции предприятий с применением спектрометрарадиометра гамма и бета - излучений МКГБ-01 «РАДЭК» и гамма-спектрометра
91
МКСП-01 «РАДЭК», свидетельство об аттестации № 126/210-(01.00250-2008)-2011
от 03 мая 2011 г.
Принцип действия СПР основан на регистрации гамма - квантов, бета или
альфа-частиц, испускаемых радионуклидами, содержащимися в пробе, детектором
соответствующего типа, который выдает электрический импульс, амплитуда
которого пропорциональна энергии зарегистрированного гамма – кванта, бета - или
альфа-частицы. Результаты измерения удельной активности радионуклидов в
пробе воды представлены в таблице 3.4.
Таблица 3.4 - Результаты измерения удельной активности радионуклидов в
пробе воды скважины № 312
Cлучайная
Удельная
Абсолютная
Относительная
погрешность,
активность,
погрешность,
погрешность,
%
Бк/л
Бк/л
% (P=0.95)
13,34
13,03
13,34
2,1
15,6
Th-232
< 1,104
-
< 1,104
-
-
K-40
92,04
7,2
92,04
13
13,6
Радио-
Активность,
нуклид
Бк
Ra-226
Если при совместном присутствии в воде нескольких природных и
техногенных радионуклидов выполняется условие[79]:
∑(Аi/УВi)≤ 1,
(3.2)
где Аi - удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг;
УВi - соответствующие уровни вмешательства, Бк/кг, то мероприятия по
снижению радиоактивности питьевой воды не являются обязательными.
Значения уровней вмешательства для исследуемых радионуклидов, по
Приложению 2а НРБ-99/2009, составляют:
- Ra-226 – 0,49 Бк/кг;
- Th-232 – 0,6 Бк/кг;
- K-40 – 22 Бк/кг.
Из проведенных анализов можно сделать вывод о преобладающем
повышенном
содержании
природных
радионуклидов
подземных выработок Яковлевского рудника.
в
водоисточниках
92
Для определения топологии источников радона в горных выработках нами,
аналогично пробам воды, были отобраны пробы вмещающих пород на
определение содержания природных радионуклидов. В таблице 3.5 представлены
результаты измерений пробы вмещающих пород отобранной в районе скважины
10Т, в месте, с максимальным значением мощности амбиентной дозы в горных
выработках.
Таблица 3.5 - Результаты измерения удельной активности радионуклидов в
пробе вмещающих пород
Радио-
Активность,
нуклид
Бк
Cлучайная
Удельная
Абсолютная
погрешность,
активность,
погрешность,
%
Бк/кг
Бк/кг
Относительная
погрешность,
% (P=0.95)
Ra-226
< 1,5
-
< 1,5
-
-
Th-232
< 0,9976
-
< 0,9976
-
-
K-40
92.02
16,99
92.02
19
20,4
Из таблицы 3.5 видно, что в основном радиоактивность вмещающих пород в
горных выработках Яковлевского рудника формируется за счет повышенного
содержания
К-40,
что
подтверждается
высокими
значениями
мощности
амбиентной дозы гамма-излучения на некоторых участках горных выработок.
Таким образом, можно сделать вывод, что основной вклад в общий дебит
радона в горные выработки Яковлевского рудника обусловлен выделением радона
из рудничных вод,
характеризующихся
высокими
уровнями содержания
природных радионуклидов.
3.3
Обработка результатов измерений с учетом неопределенности
измерений
В технической документации (ТД) на прибор в ряду технических
характеристик указаны величины основной и дополнительных погрешностей.
Основная погрешность средства измерения – это погрешность, определяемая
в нормальных условиях его применения. Применительно к средствам измерения
93
мощности амбиентной дозы основную погрешность прибора определяют при
следующих условиях:
- температура окружающего воздуха от +15 до + 25 оС;
- относительная влажность от 30 до 80%;
- атмосферное давление от 86 до106,7 кПа.
Дополнительная погрешность – составляющая погрешности средства
измерений, возникающая вследствие отклонения какой-либо из влияющих величин
от нормального ее значения или из-за выхода ее за пределы нормальной области
значений.
Для
дозиметрических
приборов
наиболее
существенными
дополнительными погрешностями являются погрешности, обусловленные:
- зависимостью
чувствительности
прибора
от
энергии
излучения
(энергетическая зависимость);
- зависимостью от направления распространения излучения по отношению
к прибору (анизотропия чувствительности);
- влиянием климатических условий эксплуатации (температура, влажность,
давление).
По своему характеру влияния на результаты измерений основная и
дополнительные погрешности являются систематическими погрешностями. В
отличие от погрешности, изменяющейся случайным образом от измерения к
измерению (случайная погрешность), систематическая погрешность остается
постоянной или изменяется закономерно.
В зависимости от условий выполнения измерений вычисление погрешности
результата
измерений
должно
выполняться
с
учетом
тех
или
иных
систематических погрешностей. При этом возможны два способа учета таких
погрешностей. Первый способ заключается в суммировании всех систематических
погрешностей
и
нахождении,
таким
образом,
суммарной
погрешности,
учитывающей воздействие влияющих величин в процессе измерения. Другой
способ заключается во введении поправки к результату измерения МАД,
позволяющей компенсировать результат воздействия влияющей величины.
Последний способ позволяет снизить погрешность результата измерения, но
94
применение его требует присутствия в технической документации на прибор
описания зависимости дополнительной погрешности от значения влияющей
величины в табличном или графическом виде [15].
Общие правила вычисления систематических погрешностей и способы их
учета:
1. Основная погрешность средства измерений.
В общем случае основная погрешность указана в ТД на прибор в виде
приведенной относительной погрешности (отношение абсолютной погрешности к
нормирующему значению) или фиксированного значения. Например, основная
относительная погрешность измерения МАД для дозиметра ДБГ-06Т задана
выражением
δ = ± (15 +
5
) %,
*
&
H (10)
(3.3)
где H& * (10) -результат измерения МАД, мкЗв/ч.
Для
радиометра-дозиметра
МКС-01Р
основная
погрешность
задана
фиксированным значением во всем диапазоне измерения МАД - ±20 %.
В отдельных случаях для заданного диапазона измерений основная
погрешность может быть уточнена при метрологической поверке. Тогда диапазон
измерений и соответствующее ему значение основной погрешности прибора
указывают в свидетельстве о метрологической поверке.
При вычислении погрешности результата измерения МАД основная
погрешность прибора должна учитываться всегда. В том случае, если основная
погрешность
задана
формулой
(приведенная
погрешность),
погрешность
вычисляют, используя значение МАД, принятое за результат измерения. Например,
для дозиметра ДБГ-06Т основная погрешность измерения МАД, вычисленная по
приведенной выше формуле, составляет ±40 % при H& * (10) = 0,2 мкЗв/ч.
2. Дополнительные погрешности, связанные с условиями эксплуатации
прибора, учитывают, когда климатические условия отличаются от нормальных.
Дополнительная погрешность может быть задана фиксированным значением
в диапазоне влияющих величин, например, при изменении температуры от минус
95
10 до +50
о
С – 30 % от основной погрешности. Другой способ задания
дополнительной погрешности - в виде функции или коэффициента влияния,
например, для дозиметра-радиометра ДКС-96 дополнительная погрешность
составляет ± 10 % на каждые 10 оС в диапазоне температур от минус 20 до +40 оС.
В том случае, если условия выполнения измерений отличаются от
нормальных и дополнительная погрешность задана фиксированным значением во
всем интервале рабочих температур, при вычислении погрешности результата
измерения используют это значение. Если дополнительная погрешность задана
коэффициентом влияния, вычисляют разницу между фактическим значением
параметра (температура, влажность, давление) и нижней (верхней) границей
параметра для нормальных условий и полученное значение умножают на
коэффициент влияния. Например, для ДКС-96 при температуре окружающего
воздуха минус 5 оС дополнительную погрешность вычисляют в следующем
порядке:
- вычисляют отклонение фактической температуры (минус 5 оС ) от
нормальной (нижняя граница нормальных температур составляет + 15 оС ) по
формуле
о
Dt = 15 - (-5) = 20 С
(3.4)
- рассчитывают дополнительную погрешность при коэффициенте влияния
k=±10%/10оС
θt = k × Δt = 20 ×
10
= ±20%
10
(3.5)
Дополнительная погрешность, связанная с изменением чувствительности
прибора от энергии излучения, определяется по отношению к чувствительности
прибора для излучения радионуклида цезий-137 (662 кэВ). Эта погрешность может
быть задана в виде фиксированных значений для нескольких энергетических
диапазонов, в виде графика функции или в виде фиксированного значения во всем
рабочем диапазоне энергий.
Корректный
энергетической
учет
дополнительной
зависимостью
прибора,
погрешности,
предполагает
обусловленной
знание
энергии
96
(распределение энергий) излучения в точке, где выполняют измерения. В
большинстве случаев информация об энергетических параметрах поля в
приближенном виде может быть получена на основе данных об источнике
излучения.
Если для прибора нормируется погрешность для нескольких энергетических
диапазонов,
в
расчетах
энергетическому
диапазону
неизвестном
спектре
используют
наиболее
излучения
в
погрешность,
соответствующую
близкому
к
предполагаемому.
расчетах
используют
При
погрешность,
определенную для наиболее широкого энергетического диапазона.
Так, измерения МАД при радиационном контроле в горных выработках
проводятся в полях, создаваемых естественными радионуклидами (ЕРН) уранового
и ториевого рядов, а также калия-40. Диапазон энергий излучений ЕРН лежит в
пределах от 30 кэВ до 2,6 МэВ. Поскольку относительный вклад в МАД доз,
обусловленных излучением ЕРН с энергией от 30 до 750 кэВ и от 750 до 2600 кэВ
практически одинаков, в результирующей погрешности результата измерений
должна учитываться дополнительная погрешность, указанная для энергетического
диапазона от 50 до 3000 кэВ.
Дополнительная
погрешность,
обусловленная
зависимостью
чувствительности прибора от угла падения излучения (анизотропия) зависит от
энергии излучения и расположения источника относительно прибора (блока
детектирования).
В технической документации на прибор эта погрешность может быть задана
фиксированным значением для ряда энергий в телесном угле 2 p ср, в виде
таблицы, определяющей изменение чувствительности прибора в зависимости от
угла падения излучения или в виде графика.
Если положение источника излучения в пространстве однозначно определено
(поле направленного излучения), измерения выполняют, ориентируя дозиметр
(блок детектирования) в направлении на источник излучения (метка на корпусе
направлена на источник). При этом погрешность, связанную с анизотропией можно
не учитывать. Эту погрешность также можно не учитывать при выполнении
97
измерений МАД вблизи больших поверхностей с относительно равномерным
распределением активности радионуклидов, например, на поверхности территории,
зданий, сооружений, трубопроводов, оборудования, в помещениях и т.п.
Большое количество измерений при радиационном контроле выполняют
внутри помещений бетонных (каменных) зданий и сооружений, горных выработок.
В горных выработках излучение распространяется со всех сторон. Для этого случая
учет анизотропии чувствительности прибора может быть выполнен введением
поправки. Поправку вычисляют, усредняя чувствительность прибора в диапазоне
углов падения излучения от 0 до 1800 для энергии 0,662 МэВ. Для дозиметров на
основе
газоразрядных счетчиков
поправочный
коэффициент,
на
который
необходимо разделить измеренное значение МАД может достигать 0,8, для
сцинтилляционных дозиметров – 0,9.
Например, при измерении прибором ДБГ-06Т внутри помещения был
получен результат измерения МАД 0,23 мкЗв/ч. С учетом поправки прибора на
анизотропию скорректированное значение МАД вычисляют по формуле
H& * (10) = 0,23 / 0,8 = 0,29 мкЗв/ч
(3.6)
Анизотропию чувствительности прибора необходимо учитывать, когда он не
может быть ориентирован в направлении распространения излучения. В этом
случае определяют угол, образованный между предполагаемым направлением
излучения и направлением излучения при градуировке прибора. Для найденного
угла
согласно
технической
документации
на
дозиметр
определяют
дополнительную погрешность, которую в дальнейшем учитывают при вычислении
погрешности результата измерений.
Выполняют
измерение
Н& * (10)
в соответствии
с
Руководством
по
эксплуатации на применяемый дозиметрический прибор.
При использовании дозиметра МКС-АТ1125 измерения выполняют в
непрерывном режиме, наблюдая за текущим значением коэффициента вариации.
Результат измерения МАД считывают с табло прибора, когда коэффициент
вариации станет меньше 15 %.
98
При использовании дозиметра типа ДБГ-06Т (дозиметр в котором
конструктивно не предусмотрено отображение коэффициент вариации) количество
измерений должно быть не менее 5, если результат измерений выражается двумя
цифрами и для него выполняется условие
0,10 мкЗв/ч £ H& * (10) £ 0,60 мкЗв/ч,
(3.7)
и не менее 3, если результат измерений выражается тремя цифрами или
выполняется условие
H& * (10) > 0,60 мкЗв/ч
(3.8)
За результат измерений мощности амбиентной дозы Н& * (10) принимают
показания прибора («скользящее» среднее значение мощности дозы).
При использовании прибора типа ДБГ-06Т за результат измерений
принимают среднее арифметическое значение из n измерений Н& * (10) i , которое
вычисляют по формуле
n
H& * (10) =
å H&
*
i =1
(10) i
(3.9)
n
Согласно руководству [75] для выражения точности измерений вводят
понятие неопределенности измерений. Неопределенность измерений понимают как
неполное знание значения измеряемой величины и для количественного
выражения этой неполноты вводят распределение вероятностей возможных
(обоснованно приписанных) значений измеряемой величины. Таким образом,
параметр
этого
распределения
(также
называемый
-
неопределенность)
количественно характеризует точность результата измерений.
Относительную
источниками
стандартную
неопределенности,
неопределенность,
имеющими
случайный
обусловленную
характер
uA ,
%,
принимают равной половине коэффициента вариации, для дозиметра МКСАТ1125.
99
Для приборов типа ДБГ-06Т или ДРГ-01Т, u A вычисляют по формуле
n
1
uA = *
H& (10)
å ( H&
*
(10) i - H& * (10)) 2
i =1
n(n - 1)
× 100 %
(3.10)
Относительная стандартную неопределенность по типу B u B , %, принимает
вид:
uB =
u12 + u 22 + u32 + u 42 + u52
,
3
(3.11)
где u1 – основная относительная погрешность прибора (из ТД на прибор),
%;
u2–
неопределенность
измерений,
обусловленная
зависимостью
чувствительности прибора от энергии гамма излучения, которая численно равна
соответствующей дополнительной погрешности (из ТД на прибор), %;
u3–
неопределенность
чувствительности
прибора
к
измерений,
обусловленная
гамма-излучению,
которая
анизотропией
численно
равна
соответствующей дополнительной погрешности (из ТД на прибор), %;
u4 - неопределенность измерений, обусловленная отличием температуры
воздуха от 20±5 оС, которая численно равна соответствующей дополнительной
погрешности (из ТД на прибор), %;
u5– неопределенность измерений, связанная с отличием влажности воздуха
от 55±25 %, которая численно равна соответствующей дополнительной
погрешности (из ТД на прибор), %.
Значения соответствующих дополнительных погрешностей определяют в
зависимости от условий выполнения измерений.
Рассчитывают суммарную стандартную неопределенность
uC ,%, по
формуле:
uC =
u 2A + u B2
(3.12)
100
Вычисляют расширенную неопределенность для коэффициента охвата 2
(k=2):
U = 2u C .
(3.13)
Рассчитывают абсолютную расширенную неопределенность по формуле:
~
U = 0,01× U × H& * (10)
(3.14)
Результаты измерений заносят в протокол измерений и записывают в виде
~
H& * (10) ± U (k=2).
(3.15)
Результаты расчетов неопределенности измерений МАД гамма-излучения,
полученные при натурных измерениях в горных выработках Яковлевского
рудника представлены в таблице 3.6.
Таблица 3.6 - Результаты расчетов неопределенности измерений МАД
Условия
измерений
Показания
(температура
Место
прибора Коэф-т
воздуха,
вариаци
проведения
Н& (10) ,
о
С/относительна
и, %
измерений
мкЗв/ч
я влажность
воздуха,%
Скважина 595Д
18/96
0,02
15
ШЛБ-2
Скважина 631
19/96
0,019
15
ШЛБ-2
Скважина 838
20/99
0,029
15
ШЛБ-2
Скважина 618
20/99
0,011
15
ШЛБ-2
Скважина
22/99
0,012
15
1006Р
РШ №8
Скважина 1050
25/99
0,02
15
РШ №8
Скважина 1061
22/99
0,02
15
РШ №8
Самоизлив
24/99
0,01
15
РШ №7
Скважина 806
22/89
0,025
15
ШЛБ-2
Ствол №3
26/91
0,123
15
исходящая
струя воздуха
Самоизлив
25/97
0,3
15
пикет 26
Квершлаг №1
uA,
%
u1,
%
~
u2, u3, u4, u5, uB,
U
% % % % % (k=2)
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0031
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0029
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0045
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0017
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0019
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0031
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0031
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0015
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0039
7,5
15
15
0
10
10
15
0,0203
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0464
101
Продолжение таблицы 3.6
Место
проведения
измерений
Наклонная
выработка
пикет 43
Тектоническая
трещ. ВЗШЛБ
(370)
10 панельный
орт пост
сварщика
(370)
УРСО (370)
Очистная
заходка
6-0-27 (370)
Очистная
заходка
6-0-21 (370)
Очистная
заходка
6-2-5 (370)
Очистная
заходка
6-2-15 (370)
Скважина 664
Транспортный
орт
Скважина 4Ж
Транспортный
орт
Скважина 316
Порожн.
кверш.
Скважина 312
Порожн.
кверш.
Тект.тр
вагонное депо
Тект.тр
объездная ств
№2
Условия
измерений
Показания
(температура
прибора Коэф-т uA,
воздуха,
вариаци
%
Н& (10) ,
о
С/относительна
и, %
мкЗв/ч
я влажность
воздуха,%
u1,
%
~
u2, u3, u4, u5, uB,
U
% % % % % (k=2)
25/97
0,2
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0310
25/99
0,015
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0023
25/99
0,02
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0031
25/99
0,025
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0039
29/89
0,02
15
7,5
15
15
0
10
10
15
0,0033
30/92
0,021
15
7,5
15
15
0
10
10
15
0,0035
29/94
0,03
15
7,5
15
15
0
10
10
15
0,0050
29/91
0,03
15
7,5
15
15
0
10
10
15
0,0050
24/93
0,02
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0031
24/95
0,2
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0310
20/99
0,35
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0542
20/99
0,52
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0805
15/99
0,92
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,1424
14/88
1,55
15
7,5
15
15
0
10
10
15
0,2561
102
Продолжение таблицы 3.6
Место
проведения
измерений
Скважина 10Т
Порожн.
кверш.
Скважина
23/26
Квершлаг №1
Скважина 645Д
Квершлаг №1
Скважина 792
Квершлаг №1
Скважина 895
ШВБ-4
Скважина 1020
ШВБ-4
Скважина 907
ШВБ-4
Скважина 925
ШВБ-4
Скважина 916
ШВБ-4
Скважина 971
ШВБ-3
Скважина 976
ШВБ-3
Скважина 999
ШВБ-3
Тектоническая
трещина
(грузовой
квершлаг ПК
74+5)
Тектоническая
трещина
(грузовой
квершлаг ПК
18+5)
Условия
измерений
Показания
(температура
прибора Коэф-т uA,
воздуха,
вариаци
%
Н& (10) ,
о
С/относительна
и, %
мкЗв/ч
я влажность
воздуха,%
u1,
%
~
u2, u3, u4, u5, uB,
U
% % % % % (k=2)
20/97
2,1
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,3250
24/99
0,05
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0077
24/94
0,031
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0048
24/98
0,025
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0039
24/93
0,033
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0051
24/93
0,032
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0050
24/93
0,033
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0051
24/93
0,035
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0054
24/93
0,039
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0060
22/99
0,035
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0054
22/99
0,047
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0073
21/99
0,04
15
7,5
15
15
0
0
10
14
0,0062
14/92
0,35
15
7,5
15
15
0
10
10
15
0,0578
13/91
0,55
15
7,5
15
15
0
10
10
15
0,0909
103
Проанализировав результаты расчетов, можно прийти к выводу, что
расширенная неопределенность измерений мощности дозы гамма-излучения для
коэффициента охвата 2 в условиях измерений в горных выработках Яковлевского
рудника, при использовании дозиметра-радиометра МКС-АТ1125 вносит весомый
вклад в интерпретацию результата измерений и достигает значения 33%.
Результат измерений ОА радона в горных выработках не требовал
дополнительных расчетов, так как технологически в радиометре AlphaGUARD
предусмотрен учет всех влияющих факторов и расчет абсолютной погрешности
результата измерения, которая выводится на табло вместе с результатом
измерений.
3.4
1. Основными
Выводы по главе 3
гидрогеологическими
особенностям
Яковлевского
месторождения являются:
- большая глубина залегания богатых железных руд;
- сложные условия обводнения рудной залежи;
- наличие в толще осадочных пород, перекрывающих руды, семи
высоконапорных
водоносных
горизонтов,
характеризующихся
широким
диапазоном изменения химического состава вод.
2. Радиометрические измерения в горных выработках Яковлевского
рудника показали, что значения ОА радона в рудничных водах достигают 436 Бк/л,
что превышает допустимый уровень вмешательства 60 Бк/л, приведенный в НРБ99/2009. Так же анализ отобранных проб воды из водопритоков выявил
превышение нормативных значений содержания природных радионуклидов,
содержание радия-226 достигает значения 13,3 Бк/л. Значения ЭРОА радона в
рудничном воздухе достигают 160 Бк/м3, что не превышает предел 310 Бк/м3 и
характеризуются как допустимые. Выявлены зоны с повышенными значениями
мощности
амбиентной
дозы
гамма-излучения,
достигающие
2,1
мкЗв/ч
(порожняковый квершлаг), также повышенные значения мощности амбиентной
дозы гамма-излучения наблюдаются в районе ствола №2.
104
3. В результате анализа полученных данных был сделан вывод, что
основной вклад в общий дебит радона в горные выработки Яковлевского рудника
обусловлен выделеним радона из рудничных вод, характеризующихся высокими
уровнями содержания природных радионуклидов по сравнению с вмещающими
породами.
4. Разработанная комплексная оценка результатов измерений позволяет
повысить достоверность выявления неблагоприятных факторы рабочей среды и
анализировать их влияние на безопасность ведения горных работ.
5. Расширенная неопределенность измерений мощности дозы гаммаизлучения для коэффициента охвата 2 (k=2), в условиях измерений в горных
выработках Яковлевского рудника, вносит весомый вклад в интерпретацию
результата измерений и достигает значения 33%.
105
ГЛАВА 4 ЭКСПЕРЕМЕНТАЛЬНО-АНАЛИТИЧЕСКИЕ
ИССЛЕДОВАНИЯ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ В ГОРНЫХ
ВЫРАБОТКАХ
4.1
Лабораторное моделирование процессов выделения радона из воды
водоисточников
Для корректного учета индивидуальных доз облучения необходимо
учитывать изменение во времени отдельных РОФ. Данные мониторинга на
Яковлевском руднике в период с 2010 г. по 2013 г. показали, что мощность
амбиентной дозы гамма-излучения в горных выработках характеризуется
относительно стабильными во времени значениями, а значения ЭРОА радона могут
вирироваться в значительных пределах. Для учета этих вариаций может
применяться математическое моделирование основанное на специфике процессов
накопления радона в горных выработках Яковлевского рудника. На рисунках 4.14.4 представлена динамика изменения ЭРОА радона в выработках Яковлевского
рудника, горизонта -425 м в 2010 г., 2012 г и 2013 г [27].
Рисунок 4.1 - Результаты измерений ЭРОА радона в воздухе квершлага №1
106
Рисунок 4.2 - Результаты измерений ЭРОА радона в воздухе ШЛБ 2
Рисунок 4.3 - Результаты измерений ЭРОА радона в воздухе грузового квершлага
107
Рисунок 4.4 - Результаты измерений ЭРОА радона в воздухе порожнякового
квершлага
Во многих работах отмечают, что объемная активность радона следует
суточным и сезонным циклическим вариациям с максимумом в предрассветные
часы и в зимнее время, минимумом в послеполуденное время и летом [94].
На абсолютные концентрации радона, растворенного в воде, может
накладывать отпечаток возможное естественное изменение расхода (дебита)
подземных вод. Она может зависеть как от внешних условий (климат, сезонные
колебания, метеоусловия, атмосферное давление, осадки и т. п.), так и от
внутренних причин. Сама тектоническая деятельность может, как создавать, так и
нарушать естественные каналы (трещины и т.п.) выхода воды. Т.е. на момент
измерений дебит воды может, как увеличиваться, так и уменьшаться по сравнению
с предыдущим периодом, в котором проводили такие измерения концентраций
радона [61].
На рисунках 4.5-4.7 представлена динамика изменения ОА радона в воде
выработок -425 м горизонта в 2010 г., 2012 г. и 2013 г.
108
Рисунок 4.5 - Результаты измерений ОА радона в воде дренажных скважин
квершлага №1
Рисунок 4.6 - Результаты измерений ОА радона в воде тектонических трещин
грузового квершлага
109
Рисунок 4.7 - Результаты измерений ОА радона в воде дренажных скважин
порожнякового квершлага
Одной из причин вариации значений ОА радона в рудничных водах, а
следовательно и вариации ЭРОА радона в рудничном воздухе является процесс
смещения кровли горных выработок, развивающийся на Яковлевском руднике.
Возможной причиной смещения кровли горных выработок на Яковлевском
руднике является применение неполной закладки выработанного пространства.
Применение полной закладки является наиболее радикальным средством снижения
величин оседаний и деформаций. Частичная закладка выработанного пространства
существенного влияния на величину оседаний не оказывает, но способствует
развитию плавных сдвижений [24,38].
По полученным данным динамики изменения объемной активности радона в
водных источниках горных выработок во времени можно выявить образование зон
сжатия и растяжения, а, следовательно, прогнозировать возможные участки
вывалов и горных ударов [39,97].
Таким образом, для обеспечения безопасных условий ведения горных работ,
корректного учета индивидуальных доз облучения персонала работающего в
горных выработках и прогнозирования вариаций дебита радона в воздушное
110
пространство горных выработок целесообразно использование математические
модели, описывающие горно-геологические особенности Яковлевского рудника.
Для обеспечения качественного моделирования процессов связанных с
выделением и накоплением радона были проведены лабораторные эксперименты.
Целью
экспериментов
являлось
измерение
в
воздухе
количественных
характеристик ОА радона-222, выделившегося из воды с растворенным радием226,
при
постоянном
контроле
климатических
параметров
воздуха
и
моделировании различных условий по влажности и температуре воздуха.
Для
проведения
экспериментов
использовались:
радиометр
радона
AlphaGuard, бытовой увлажнитель воздуха, водный раствор Ra-226 активностью
3,57 кБк, герметичный бокс для измерений объемом 0,108 м3, открытая емкость
объем 125 мл, бытовая электрическая плитка.
Экспериментально-лабораторная установка приведена на рисунке 4.8.
Рисунок 4.8 – Вид экспериментально-лабораторной установки
111
Эксперимент проводился в три этапа. В герметичный бокс помещалась
предварительно взвешенная открытая емкость с водным раствором Ra-226, после
чего бокс герметизировался. На первом этапе эксперимента измерения объемной
активности радона-222 в боксе до наступления радиоактивного равновесия
осуществлялись без принудительного изменения значений температуры и
влажности.
После
наступления
радиоактивного
равновесия
бокс
разгерметизировался и проветривался. Объем воды в открытой емкости
доводился до исходных значений с учетом испарившейся массы. На втором этапе
измерения
объемной
активности
радона-222
в
боксе
до
наступления
радиоактивного равновесия проводились при повышенных значениях влажности
воздуха в боксе, создаваемых увлажнителем воздуха, подключенным к боксу
через внешний герметичный штуцер. Третий этап эксперимента проводился
аналогично второму при повышенных значениях температуры воздуха в боксе,
создаваемых бытовой электрической плиткой помещенной внутрь бокса.
Результаты экспериментов представлены на рисунках 4.9 - 4.11.
112
Рисунок 4.9 – Результаты первого этапа эксперимента
113
Рисунок 4.10 – Результаты второго этапа эксперимента
114
Рисунок 4.11 – Результаты третьего этапа эксперимента
Основным исследуемым параметром в нашем случае была скорость выхода
радона на равновесный режим при различных параметрах среды. Проведем
некоторый анализ полученных результатов по данному критерию рисунки 4.124.14.
115
Рисунок 4.12 – Накопление радона при естественных условиях окружающей среды
Графически определенное время выхода на равновесный режим при
естественных условиях среды составило примерно 75 – 80 часов.
Рисунок 4.13 – Накопление радона при повышенной влажности воздуха
116
При изменении влажности воздуха в сторону увеличения равновесный режим
наступает примерно после 90 часов, а количественное значение объемной
активности было меньше.
Рисунок 4.14 – Накопление радона при повышенной температуре воздуха
Для этапа с изменением температуры в сторону увеличения, результаты
показали довольно долгий выход на равновесие – примерно 120 часов, а
количественное значение объемной активности достигало значений 17000 Бк/м3,
что говорит о негативном влиянии роста температуры в рамках рассматриваемой
проблемы.
Зависимость значений ОА радона от изменений рассмотренных параметров
внешней среды выразим как закон радиоактивного распада, который в
дифференциальной форме записывается так:
А=-
dN m × N A × ln2 -t / T1 / 2
=
×2
,
dT
M × T1/2
где N – количество молекул вещества во всем рассматриваемом объеме;
NA – число Авагадро;
(4.1)
117
– период полураспада;
Активность A(Бк) газа в объеме V (м3) можно выразить как следующее
соотношение:
А=
p × N A × ln2 -t / T1 / 2
×2
,
R × T × T1/2
(4.2)
где p – парциальное давление, создаваемое радоном;
R – газовая постоянная;
T – температура.
Разработка математической модели выделения радона из рудничных
4.2
вод
Задача математических построений состоит в моделировании процесса
выделения радона из источника, являющимся потоком воды с растворенным в нем
радоном, и его распределение по выработке с заданными физическими размерами.
Согласно литературным данным процессы миграции радона условно
разделены на две группы: диффузионные, характеризуемые коэффициентом
диффузии
и
D,
конвективные,
характеризуемые
вектором
скорости
v,
направленным к поверхности земли [47]. В ряде работ приведены расчетные
формулы распределения радона за счет диффузии и конвекции, но авторы не
приводят обоснованных данных о сущности конвективного переноса [36]. Таким
образом, нами рассматривалась диффузионная модель газовой миграции.
Диффузией называется взаимное проникновение соприкасающихся веществ
друг в друга вследствие теплового движения частиц вещества. Если среда
(жидкость, газ или твердое вещество) неоднородна по своему составу, т.е.
представляет собой смесь, концентрация компонентов которой различна в
различных участках, то с течением времени распределение концентрации будет,
вообще
говоря,
происходить
изменяться.
механическое
Во-первых,
при
перемешивание
движении
(конвекция),
жидкости
а
будет
во-вторых,
выравнивание концентрации будет происходить путем молекулярного переноса,
т.е. диффузии [23].
118
Концентрацией некоторой i-й компоненты вещества называется отношение
массы данной компоненты mi к полной массе смеси m в данном элементе объема.
Концентрация - безразмерная величина; обозначим ее через ui(x,y,z,t). Согласно
закону
Фика,
установленному
экспериментально
в
1855
г,
плотность
r
диффузионного потока i-й компоненты J i (т.е. масса вещества i-й компоненты,
протекающая
вследствие
диффузии
за
единицу
времени
через
единицу
поверхности), пропорциональна градиенту концентрации:
r
J i = - rDi grad ui ,
(4.3)
где r - плотность смеси, Di - коэффициент диффузии i-й компоненты,
определяемый экспериментально и зависящий от рассматриваемого вещества и от
состава смеси. Закон Фика аналогичен закону Фурье для теплопроводности. Так же
r
как и в законе Фурье, знак минус в формуле (4.3) означает, что вектор J i направлен
противоположно градиенту gradui, т.е. в сторону убывания концентрации.
r
Размерность плотности диффузионного потока (вектора J i ) - кг/(м2×с), размерность
коэффициента диффузии, легко определить из формулы (4.3), м2/с, т.е. такая же,
как размерность коэффициента температуропроводности [23].
Вывод уравнения диффузии аналогичен выводу уравнения теплопроводности.
Выделим объем V, ограниченный замкнутой поверхностью S (см. рисунок).
r
Выделим на этой поверхности малый участок dS с вектором нормали n (рисунок
4.15).
Рисунок 4.15 – Схема переноса массы в неподвижной среде
Диффузионный поток, протекающий через этот участок, пропорционален
119
проекции вектора градиента температуры на вектор нормали:
r
dJ i = - rDi ( gradui × n)dS ,
(4.4)
а количество вещества i-й компоненты, протекающего за единицу времени
через всю поверхность S, равно интегралу от dJi по этой поверхности:
r
- òò rDi ( gradu i × n )dS
(4.5)
S
Предполагая, что никаких источников вещества внутри объема нет
(химические реакции не происходят), закон сохранения массы i-й компоненты для
выделенного объема V можно записать в виде:
r
¶
ru i dV = òò rDi ( grad u i × n ) dS
ò
¶t V
S
(4.6)
Полученное равенство можно назвать уравнением диффузии в интегральной
форме. Его левая часть выражает изменение количества вещества i-й компоненты,
находящегося внутри объема V за единицу времени, а правая часть - количество
этого вещества, протекающего за единицу времени через поверхность S. Так же,
как и при выводе уравнения теплопроводности, знак правой части уравнения (4.6)
взят противоположным знаку в формуле (4.5).По физическому смыслу знак
производной от количества вещества, содержащегося внутри объема (знак левой
части) должен быть положителен, если это количество возрастает, т.е. если в объем
втекает вещества больше, чем вытекает, и наоборот.
Применяя к правой части уравнения (4.6) теорему Остроградского-Гаусса,
находим:
¶
( rui ) = div( rDi grad ui )
¶t
(4.7)
Если плотность r и коэффициент диффузии Di можно считать постоянными
величинами, то их можно вынести из-под знаков производных, и уравнение (4.7)
упрощается:
¶ui
= Di Dui
¶t
(4.8)
Это «стандартный» вид уравнения диффузии в неподвижной среде; по своей
120
форме уравнение (4.8) аналогично уравнению теплопроводности.
Вывод данного уравнения в движущейся среде во многом схож с выводом
уравнения теплопроводности в движущейся среде. Рассмотрим среду, движущуюся
r
со скоростью v , и выделим неподвижный объем V, ограниченный замкнутой
поверхностью S (рисунок 4.16). Выделим на этой поверхности малый участок dS с
r
вектором нормали n и учтем, что перенос массы осуществляется двумя путями:
конвекцией и диффузией.
Рисунок 4.16 – Схема переноса массы в движущейся среде
r
r
Умножив скалярно вектор скорости v на вектор нормали n к участку dS,
найдем проекцию скорости на вектор нормали. Умножив эту проекцию на площадь
dS, найдем объем жидкости или газа, протекающий за единицу времени через
участок dS. Умножив этот объем на плотность r, найдем массу смеси, а умножив
массу на концентрацию i-й компоненты, найдем количество вещества этой
компоненты, которое вместе с движущейся жидкостью протекает за единицу
rr
времени через участок dS; это и есть конвективный поток rui vndS [23]. Таким
образом, суммарный поток через участок dS равен:
r
rr
dJ i = [-rDi ( gradui × n ) + rui vn ]dS ,
(4.9)
а поток массы i-й компоненты через всю поверхность S, равен интегралу от
dJi по этой поверхности. С учетом всего этого закон сохранения массы i-й
компоненты в выделенном объеме V принимает вид:
¶
rr
r
rui dV = òò [rDi ( grad ui × n ) - rui vn]dS
ò
¶t V
S
(4.10)
121
Левая часть этого равенства выражает изменение количества вещества i-й
компоненты, находящегося внутри объема V за единицу времени, а правая часть количество этого вещества, протекающего за единицу времени через поверхность
S.
Знак правой
части выбран
в соответствии с
физическим смыслом
противоположно знаку в формуле (4.9).
Применяя теорему Остроградского-Гаусса, находим:
¶
r
( rui ) = div( rDi gradui ) - div ( rui v )
¶t
r
(4.11)
r
r
Применяя формулу векторного анализа div (UA) = ( AgradU ) + UdivA ко второму
r
слагаемому в правой части (4.11), для несжимаемой жидкости ( divv = 0 ) находим:
ö
æ¶u r
r çç i + v grad u i ÷÷ = div( rDi grad u i )
ø
è ¶t
(4.12)
Если r = const и Di = const, то
¶ ui r
+ vgradu i = Di D u i
¶t
(4.13)
r
Это «стандартный» вид уравнения диффузии в движущейся среде. Если v =
0 (среда неподвижна), то уравнение (4.13), как и должно быть, совпадает с
уравнением диффузии для неподвижной среды.
Согласно [63] для измерения концентрации радона в растворах или
природных водах используется понятие объемной активности.
Объёмная активность — активность, приходящаяся на единицу объёма
источника. Удельная и объёмная активности используются, как правило, в случае,
когда радиоактивное вещество распределено по объёму источника.
При составлении модели следует учитывать, что, рассматривая процессы
выделения связанные с радиоактивными веществами, было принято в уравнениях
описывающих данные процессы использовать объемную активность как искомую
величину. Исходя из этих допущений, было разработано огромное количество
моделей для различных условий протекания данного процесса. В случае
диффузионной модели, описанные в предыдущих пунктах, уравнения примут
следующий вид:
122
¶ A [ x, y , z, t ]
r
= D x , y , z D A [ x , y , z , t ] - v × grad ( A [ x , y , z , t ])
¶t
(4.14)
В уравнении (4.14) A – объемная активность в точке координат, а Dкоэффициент диффузии среды, x, y, z – пространственные координаты, t – время.
По этому уравнению определяется распределение объемной активности в
движущейся среде, причем, если направление вектора скорости совпадает с
увеличением координат его распространения, то перед ним ставится знак «-», если
же они противоположны, то «+».
Заметим, что для справедливых вычислений в уравнение (4.14) необходимо
добавить слагаемые, которые бы учитывали распад вещества и зависимость
объемной активности от внешних условий среды. Так как в выработке, являющейся
конечной областью моделирования, влажность является относительно постоянной,
то ее влиянием на искомую величину пренебрежем. Зависимость от температуры
можно определить по экспериментальным данным, полученным для выработки, по
области которой предполагается проведение моделирования. Указанные данные,
приведенные в виде графика зависимости объемной активности от температуры,
представлены на рисунке 4.17. Значимость коэффициентов корреляции и
детерминации определена при доверительной вероятности 0,95.
123
Рисунок 4.17 – Зависимость объемной активности от температуры
По приведенным данным можно сделать вывод, что полученные результаты
экспериментов
имеют
степенную
зависимость
объемной
активности
от
температуры.
С учетом поправок на распад и температуру запишем уравнение (4.14) в
следующем виде:
¶ A [ x, y , z , t ]
r
= Dx , y , z × DA[ x, y, z , t ] - v × grad ( A [ x, y , z , t ]) - l × A[ x, y , z , t ] ¶t
(4.15)
- k × A [ x, y , z , t ]
Также для расчетов необходимо задать граничные условия, которые бы
описывали
поведение
рассматриваемых
процессов
на
гранях
областей
моделирования. Уравнение диффузии - это дифференциальное уравнение первого
порядка по времени и второго порядка по пространственным координатам x, y, z.
Для того, чтобы его решить, нужны начальное и граничные условия [23,48].
124
Начальное условие - это распределение по области искомой величины в
начальный момент времени; оно должно быть известно, например:
A[ x, y, z,0 ] = f0 [ x, y, z ]
(4.16)
где f0 [ x, y, z ] - известная функция. Например, в качестве начального условия
может быть задано одинаковое значение активности во всех точках среды.
Граничные условия определяют закон взаимодействия между гранью и
остальной средой. Эти условия в зависимости от физической постановки задачи
могут быть заданы различными способами.
Граничное условие 1-го рода состоит в задании распределения температуры
по поверхности тела в любой момент времени:
Aпов = f1 (t ),
(4.17)
где f1 ( t ) - известная функция. В частности, может быть f1 ( t ) = A1 = const ,
это означает, что на поверхности тела поддерживается постоянная температура.
Граничное условие 2-го рода состоит в задании плотности потока для каждой
точки границы среды в любой момент времени:
- D × grad ( Aпов ) = qпов = f 2 (t ),
(4.18)
где f 2 (t ) - известная функция. В частности, может быть f 2 ( t ) = q0 = const ;
это означает, что через границу среды проходит постоянный поток известной
плотности. Может быть также f 2 ( t ) = 0 , это означает, что поверхность тела
изолирована.
Уравнения, решаемые различными методами дискретизации, получили
название дискретных аналогов исходных уравнений. Для их получения применим к
ним один из этих методов, который наиболее удобен для последующего расчета с
помощью языков программирования – метод конечных разностей или «метод
сеток».
Метод сеток, собирательное название группы приближённых методов
решения
дифференциальных,
интегральных
и
интегро-дифференциальных
уравнений. Применительно к дифференциальным уравнениям с частными
производными термин «метод сеток» используется в качестве синонима терминов
125
«метод конечных разностей» и «разностный метод». Метод сеток — один из
наиболее распространённых приближённых методов решения задач, связанных с
дифференциальными
объясняется
его
уравнениями.
большой
Широкое
универсальностью
применение
и
метода
сравнительной
сеток
простотой
реализации на ЭВМ.
Суть метода сеток состоит в следующем: область непрерывного изменения
аргументов,
в
которой
ищется
решение
уравнения,
дополненного,
если
необходимо, краевыми и начальными условиями, заменяется дискретным
множеством точек (узлов), называемым сеткой. Вместо функций непрерывного
аргумента рассматриваются функции дискретного аргумента, определяемые в
узлах сетки и называемые сеточными функциями. Производные, входящие в
уравнение, краевые и начальные условия, аппроксимируются разностными
отношениями. Интегралы аппроксимируются квадратурными формулами, при этом
исходное уравнение (задача) заменяется системой (линейных, если исходная задача
была линейной) алгебраических уравнений (системой сеточных уравнений, а
применительно к дифференциальным уравнениям - разностной схемой). Считаем,
что сетка равномерная - шаг сетки постоянный, расстояния между любыми двумя
соседними узлами равны. Используем для вычисления значения первой
производной следующую приближенную (конечноразностную) формулу:
1 m
f ¢( x j ) » å ak f ( x j + kh)
h k =-1
(4.19)
Шаблон включает l точек слева от рассматриваемой точки xj и m справа.
Коэффициенты
α
—
неопределенные
коэффициенты.
Формула
дифференцирования может быть и односторонней — либо l, либо m могут
равняться нулю. В первом случае иногда называют такую приближенную формулу
формулой
дифференцирования
дифференцирования
назад.
вперед,
Потребуем,
во
чтобы
втором
(4.19)
—
формулой
приближала
первую
производную с точностью 0(h1+ m ) . Используем разложения в ряд Тейлора в
окрестности точки xj. Подставляя их в (4.19), получим:
126
k2
1 m
1
,
,,
å = -1 ak f ( x j + kh) = h f ( x j )å ak + f ( x j )å kak + f ( x j )å 2 ak h +
h k
f ( x j )å
,,,
k3
kn
a k h 2 + ... + f ( n) ( x j )å
a k h n -1
6
n
(4.20)
Потребуем выполнение условий:
å ak = 0, å kak = 1, å ak
k2
kn
= 0,..., å a k
=0
2
n!
(4.21)
Получаем систему линейных алгебраических уравнений для неопределенных
коэффициентов α (4.22). Матрица этой системы есть
é 1
ê
ê -1
ê 12
ê 3
ê- 1
ê ...
ë
1
-1+1
(1 - 1) 2
(-1 + 1) 3
...
1ù
ú
mú
... m 2 ú
ú
... m 3 ú
... ... úû
...
...
(4.22)
Вектор правых частей (0, 1, 0, …,0)T.
Определитель данной матрицы - детерминант Вандермонда. Из курса
линейной алгебры следует, что он не равен нулю. Тогда существует единственный
набор коэффициентов α, который позволяет найти на шаблоне из (1 + l + m) точек
значение первой производной с точностью 0(h1+ m )
Для нахождения второй производной можно использовать ту же самую
формулу (19) с небольшой модификацией
1
f (x j ) » 2
h
,,
только теперь
m
å
= -1 ak f ( x j + kh)
(4.23)
k
å kak = 0, å ak
k2 1
=
. Очевидно, что и данная система
2 2
уравнений для нахождения неопределенных коэффициентов имеет единственное
решение.
После применения описанного выше метода дискретизации получим
следующие выражения, описывающие протекающие в модели процессы:
127
A[x, y, z, t ] - A[x, y, z , t - 1]
æ A[x - 1, y, z , t ] - 2 × A[x, y, z, t ] + A[x + 1, y, z, t ]
= D x, y , z × Dt × ç
+
Dx
Dt
è
A[x, y - 1, z , t ] - 2 × A[x, y, z, t ] + A[x + 1, y, z, t ] A[x - 1, y, z , t ] - 2 × A[x, y, z , t ] + A[x + 1, y, z , t ] ö
+
÷ - (4.24)
Dz
Dy
ø
A[x, y, z , t ] - A[x - 1, y, z, t ]
- l × A[x, y, z , t ] - k × A[x, y, z , t ],
-n ×
Dx
+
æ A[x - 1, y, z , t ] - 2 × A[x, y, z , t ] + A[x + 1, y, z , t ]
DAвода = Dвода × Dt × ç
+
Dx
è
A[x, y - 1, z , t ] - 2 × A[x, y, z , t ] + A[x + 1, y, z , t ] A[x - 1, y, z , t ] - 2 × A[x, y, z , t ] + A[x + 1, y, z , t ] ö
+
+
÷ - (4.25)
Dy
Dz
ø
A[x, y , z , t ] - A[x - 1, y, z , t ]
-n вода × Dt ×
- l × Dt × A[x, y, z , t ] - k × Dt × A[x, y, z , t ],
Dx
æ A[x - 1, y, z , t ] - 2 × A[x, y, z , t ] + A[x + 1, y , z , t ]
DAвоздух = Dвоздух × Dt × ç
+
Dx
è
A[x, y - 1, z , t ] - 2 × A[x, y, z , t ] + A[x + 1, y, z , t ] A[x - 1, y, z , t ] - 2 × A[x, y, z , t ] + A[x + 1, y, z , t ] ö
+
+
÷ - (4.26)
Dy
Dz
ø
A[x, y , z , t ] - A[x - 1, y , z , t ]
-n воздух × Dt ×
- l × Dt × A[x, y, z , t ] - k × Dt × A[x, y, z , t ],
Dx
где
DAвода [ x, y, z , t ]
–приращение объемной активности по времени и
координате в водном потоке;
DAвоздух [ x, y, z, t ] –приращение объемной активности по времени и координате
в воздушной среде;
Dвода – коэффициент диффузии радона в воде;
Dвоздух –коэффициент диффузии радона в воздухе;
Dt –приращение по времени;
Dx , Dy , Dz – приращения по соответствующим осям;
r
vвода – скорость водного потока;
r
vвоздух – скорость воздушного потока.
Граничные условия для водного потока:
128
Aвода [ x1 , y, z, t ] = Aист.1 ,
Aвода [ xn , y, z, t ] = Aист.2 ,
Aвода [ x, y1 , z , t ] = 0,
Aвода [ x, yn , z , t ] = Aвода [ x, yn -1 , z, t ] ,
(4.27)
Aвода [ x, y, z1 , t ] = 0,
Aвода [ x, y , zn , t ] = 0.
Граничные условия для воздушной среды:
Aвоздуха [ x1 , y , z , t ] = Aвоздуха [ x2 , y , z , t ] ,
Aвоздуха [ xn , y, z , t ] = Aвоздуха [ xn-1 , y , z , t ] ,
Aвоздуха [ x, y1, z , t ] = Aвода [ x, yn , z , t ],
Aвоздуха [ x, yn , z , t ] = Aвоздуха [ x, yn-1 , z , t ] ,
(4.28)
Aвоздуха [ x, y, z1 , t ] = 0,
Aвоздуха [ x, y , zn , t ] = 0.
Предлагаемая задача моделирования была решена посредствам разработки
собственного программного обеспечения (ПО) на языке программирования C++ с
использованием стандартных графических компонентов семейства TeeChart.
Разработанной код, позволяющий решать уравнение диффузии при заданных
начальных и граничных условиях, будет выглядеть следующим образом:
for (t0=0; t0<=t+dt; t0+=dt)
{
for (X = 1; X <= xx-1; X++)
for (Y = 1; Y <= yy-1; Y++)
for (Z = 1; Z <= zz-1; Z++) {
dA[X][Y][Z]=((A[X-1][Y][Z]-2*A[X][Y][Z]+A[X+1][Y][Z])/(dx2*dx2));
dA[X][Y][Z]=dA[X][Y][Z]+((A[X][Y-1][Z]2*A[X][Y][Z]+A[X][Y+1][Z])/(dy2*dy2));
dA[X][Y][Z]=dA[X][Y][Z]+((A[X][Y][Z-1]2*A[X][Y][Z]+A[X][Y][Z+1])/(dz2*dz2));
dA[X][Y][Z]=D2*dA[X][Y][Z];
dA[X][Y][Z]=dA[X][Y][Z]-k*A[X][Y][Z];
dA[X][Y][Z]=dA[X][Y][Z]-lamb*A[X][Y][Z];
dA[X][Y][Z]=dA[X][Y][Z]-(V2*((A[X][Y][Z]-A[X-1][Y][Z])/dx2));
dA[X][Y][Z]=dt*dA[X][Y][Z]; }
for (X = 0; X <= xx; X++)
for (Y = 0; Y <= yy; Y++)
129
for (Z = 0; Z <= zz; Z++){
A[0][Y][Z]=A[1][Y][Z];
A[100][Y][Z]=A[99][Y][Z];
A[X][0][Z]=A[X][1][Z];
A[X][20][Z]=0;
A[X][Y][0]=0;
A[X][Y][20]=0;
A[X][0][0]=A00[X][20][0];
A[X][0][1]=A00[X][20][1];
A[X][0][2]=A00[X][20][2];
A[X][0][3]=A00[X][20][3];
A[X][Y][Z]=(A[X][Y][Z]+dA[X][Y][Z]); }
N=A[xnabl][15][10];
if (i==200) {Series3->AddXY(t0/3600,N*1000); i=0;}i++;
if
(t0>=t-dt)
{for
(X
=
0;
X
<=
xx;
>AddXY(X,A[X][15][10]*1000);}}}
4.3
X++){Series4-
Результаты математического моделирования
Для проверки работоспособности модели и ПО нами были смоделированы
процессы
накопления
радона
в
экспериментальном
боксе.
Результаты
моделирования представлены на рисунке 4.18
Рисунок 4.18 – Накопление радона в боксе экспериментальной установки
130
Результаты моделирования показали удовлетворительную сходимость с
результатами экспериментальных данных.
Разработанное на основе математического моделирования программное
обеспечение позволяет рассчитать распределение ОА радона по длине в воде
водоисточника и распределение ОА радона по длине горной выработки.
Результаты
выполненного
моделирования
для
горных
выработок
Яковлевского рудника, для описанной области с указанными начальными данными
и учетом выведенных зависимостей отображены в виде графиков представленных
на рисунках 4.19 и 4.20.
Рисунок 4.19 – Изменение объемной активности на поверхности воды по длине
выработки
131
Рисунок 4.20 – Изменение объемной активности в воздушном потоке по длине
выработки
Полученные результаты имеют близкую сходимость с результатами
натурных измерений в горных выработках. Таким образом, с учетом погрешностей
приборов и численных расчетов, очевидно, что полученные при моделировании
данные могут быть использованы для учета вариаций ОА радона в воздушной
среде горных выработок за счет естественного изменения расхода подземных вод
насыщенных растворенным радоном.
4.4
1. В
результате
Выводы по главе 4
лабораторного
моделирования
выявлено
влияние
температуры и влажности на дебит радона из рудничных вод. Повышенные
значения температуры и влажности замедляют процесс выделения радона из
рудничных вод. Установлена степенная зависимость изменения дебита радона из
водопроявлений от температурно-влажностного режима в горных выработках.
2. Вариации ЭРОА радона в воздушной среде горных выработок за счет
естественного изменения расхода подземных вод, насыщенных растворенным
радоном, достоверно учитываются при помощи математического моделирования
базирующегося на решении нестационарного уравнения диффузии для трехмерной
задачи.
132
ГЛАВА 5 КОНТРОЛЬ УРОВНЕЙ РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ
ФАКТОРОВ, ДЕЙСТВУЮЩИХ В ГОРНЫХ ВЫРАБОТКАХ
5.1
Способ учета индивидуальных доз облучения рабочих
горнодобывающих предприятий
Гигиенические
критерии
оценки
ионизирующего
фактора
имеют
принципиальное отличие от оценки других факторов рабочей среды, что
обусловлено специфическими особенностями его воздействия на организм
человека,
сложившейся
практикой
оценки
ионизирующего
излучения
и
необходимостью обеспечения радиационной безопасности в соответствии с
законом Российской Федерации «О радиационной безопасности населения» № 3ФЗ от 09.01.96 [66].
Исходя из специфики работы горнорабочих можно выявить единичные
профессии, имеющие постоянные рабочие места и учитывая, что согласно [66] критерии оценки условий труда с источниками ионизирующих излучений не
учитывают фактическое время пребывания работника на рабочем месте можно
сделать вывод, что учет индивидуальных доз облучения на предприятиях горной
промышленности проводится не корректно, и является актуальной задачей
требующей решения. При этом условия труда оценивают из расчета работы в
стандартных условиях, установленных Нормами радиационной безопасности [79].
Превалирующим
горнодобывающих
радиационно-опасными
предприятиях,
дающими
факторами
основной
на
вклад
неурановых
в
годовую
эффективную дозу облучения являются, короткоживущие дочерние продукты
распада изотопов радона и внешнее гамма-излучение.
Измерение внешнего гамма-излучения в условиях горных выработок может
осуществляться
производства
с
помощью ряда
широко
индивидуальных дозиметров серийного
представленных
на
Российском
рынке.
Однако
использование индивидуальных дозиметров в условиях горных выработок является
экономически не целесообразным, так как требует создания отдельной службы
отвечающей за техническое обслуживание и обмер дозиметров. Так же, учитывая
133
специфику работы, сложно осуществлять контроль наличия индивидуальных
дозиметров у горнорабочих в течении рабочей смены.
После решения задачи учета индивидуальных доз внешнего гаммаизлучения, возникает вторая и главная задача - учет доз внутреннего облучения за
счет короткоживущих дочерних продуктов распада изотопов радона, которая
составляет наибольший вклад в годовую эффективную дозу облучения
горнорабочих. Методы индивидуальной радоновой дозиметрии, основанные на
адсорбционной, трековой и других технологиях, на первый взгляд идеальны для
решения задачи контроля доз облучения производственного персонала. Однако
радиометры этих типов измеряют объемную активность газообразного радона в
воздухе и для перехода к ЭРОА необходимо знание коэффициента равновесия (F)
между радоном ДПР. Следовательно, экспозиция по ДПР в этом случае
определяется как ò C Rn (t ) × F (t ) , тогда как результат измерения представляет собой
величину
òC
Rn
(t ) .
Соответственно этим методам присуща дополнительная
методическая погрешность, которая определяется степенью непостоянства
режима проветривания, так как равновесие между радоном и ДПР связано именно
со скоростью воздухообмена [89].
Согласно [66], в качестве основного гигиенического критерия для оценки
условий
труда
по
радиационно-опасному
фактору
принята
мощность
максимальной потенциальной эффективной дозы.
Вычисляют значение амбиентной дозы внешнего гамма-излучения в i-той
контрольной точке за год H * (10) i , мкЗв, по формуле:
~
H * (10) i = ( H& * (10) i + U i ) × T pi ,
(5.1)
где T pi − время работы данного работника на рассматриваемом рабочем
месте (i-той контрольной точке) в течение года, час;
H& * (10) i − мощность амбиентной дозы гамма-излучения в i-той контрольной
точке, мкЗв/ч;
~
U i - абсолютная неопределенность измерений МАД в i-той контрольной
точке, определенная согласно методике измерений МАД, мкЗв/ч.
134
В соответствии с [44] за значение эффективной дозы внешнего облучения
работника
в
i-той
контрольной
точке
E iвнеш , мЗв,
принимают
значение,
вычисленное по формуле
E iвнеш = 0,001 × H * (10) i
(5.2)
Вычисляют среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в i-той
контрольной точке AЭРОАi , Бк/м3 , по формуле
AЭРОАi = AViRn + 4,6 × AViTn .
(5.3)
Абсолютную погрешность измерений ЭРОА изотопов радона D ЭРОАi , Бк/м3,
рассчитывают по формуле
2
Tn 2
D ЭРОАi = ( DRn
Vi ) + 21 × ( D Vi ) ,
(5.4)
где DRn
Vi - абсолютная погрешность измерений ЭРОА радона в i-той точке,
Бк/м3;
3
DTn
Vi - абсолютная погрешность измерений ЭРОА торона в i-той точке, Бк/м [35].
Расчет эффективной дозы, обусловленной внутренним облучением за счет
изотопов радона и аэрозолей дочерних продуктов распада в воздухе выработки
для i-той контрольной точки E iRn , мЗв, в предположении стандартного часового
объема дыхания 1,2 м3/час, проводят по формуле
E iRn = d × ( AЭРОА i + D ЭРОА i ) × TPi ,
(5.5)
где d − дозовый коэффициент, мЗв/(час×Бк/м3),
-5
3
d =0,78×10 мЗв/(час×Бк/м ) [35];
T pi − время работы данного работника на рассматриваемом рабочем месте
(i-той контрольной точке) в течение года, час;
3
D ЭРОАi - абсолютную погрешность измерений ЭРОА изотопов радона, Бк/м ;
AЭРОАi − среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в i-той контрольной
точке, Бк/м3.
Годовую эффективную дозу производственного облучения работника
природными источниками ионизирующего излучения E Пр , мЗв, вычисляют по
формуле
135
E Пр = E внеш + E Rn .
(5.6)
Для гигиенической классификации условий труда при работе в условиях
воздействия источников ионизирующих излучений в качестве оценки мощности
максимальной потенциальной эффективной дозы за год принимают значение E Пр .
В целях решения проблемы учета индивидуальных доз облучения должна
производиться радиометрическая съемка в горных выработках, c измерением
внешнего гамма-фона и ЭРОА изотопов радона. На основании радиометрической
съемки рассчитываются значения мощности максимальной потенциальной
эффективной дозы за год для каждой конкретной точки измерения.
По результатам расчета все горные выработки можно условно разделить на
участки с известным значением мощности максимальной потенциальной
эффективной дозы за год на конкретной участке (рисунок 5.1).
4,52 мЗв/год
Участок 1
5,46 мЗв/год
6,12 мЗв/год
Участок 2
Участок 3
Рисунок 5.1 - Схема горной выработки
Учитывая специфику работы рабочих горной промышленности, а именно
отсутствие постоянных рабочих мест у большинства профессий, можно сделать
вывод, что в течении рабочей смены персонал находится на различных участках
горной выработки разное количество времени, и естественно, индивидуальная доза
облучения будет складываться из доз облучения на конкретных участках.
В современных системах информационной инфраструктуры, например,
Granch
SBGPS,
производимой
НПФ
"Гранч",
существует
возможность
непрерывного наблюдения за точным местоположением людей в подземном
пространстве, а следовательно и времени нахождения каждого горнорабочего на
конкретном участке, с известной мощностью максимальной потенциальной
136
эффективной дозы в год. Таким образом, при программном учете времени
нахождения рабочих на каждом участке и периодическом обновлении данных
радиометрических съемок можно вести корректный учет доз облучения каждого
горнорабочего за год и за отдельный промежуток времени [35].
Из
вышесказанного
можно
сделать
вывод,
что
проблема
учета
индивидуальных доз облучения в горных выработках может быть решена по
средствам слияния радиометрического мониторинга и современных систем
позиционирования горнорабочих в подземном пространстве.
Данный метод имеет ряд преимуществ:
·
Корректный учет доз облучения каждого горнорабочего независимо от
места его нахождения в подземном пространстве.
·
Предупреждение превышения пределов доз рабочих горных выработок, с
возможностью заранее перевести работника на менее вредный вид деятельности
или перевода работника в группу А или Б в зависимости от условий труда.
·
Экономическая целесообразность метода заключается в отсутствии
необходимости закупки большого количества дорогостоящего дозиметрического и
радиометрического оборудования и содержания штата специалистов [35].
5.2
Гигиеническая оценка условий труда подземного персонала по
радиационно-опасному фактору
Несоответствие условий труда установленным гигиеническим нормам может
привести к развитию профессиональных и производственно обусловленных
заболеваний, а также могут привести к развитию неспецифических заболеваний и
усугубить их последствия.
Оценка критериев воздействия на рабочих ионизирующих излучений
принципиально отличается от других факторов рабочей среды. При этом условия
труда оценивают при работе в стандартных условиях, установленных п. 8.2 [79] и
фактическое время пребывания на рабочем месте не учитывается. Данные
критерии определены с использованием соотношений, принятых НРБ-99/2009 на
137
основании международных моделей дозоформирования. При этом гигиенические
критерии характеризуют только потенциальную опасность работы в конкретных
условиях и не влекут каких-либо изменений к требованиям по ограничению
реального облучения установленными пределами доз.
Воздействие на организм ионизирующего излучения может оказывать
неблагоприятное воздействие в ближайшем или отдаленном периоде на состояние
здоровья работников и их потомство [66].
При воздействии на организм ионизирующей радиации могут возникать два
вида неблагоприятных эффектов, которые клинической медициной относят к
болезням: детерминированные (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая
катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические
(вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы,
наследственные болезни) [66].
Согласно
действующим
гигиеническим
нормам
[52]
определенная
фактическая индивидуальная годовая доза облучения (эффективная и/или
эквивалентная) работника на конкретном рабочем месте не может изменить класс
или степень вредности условий труда данного рабочего места. Случаи, когда
реальная годовая доза облучения оказывается выше максимальной потенциальной
дозы для данного рабочего места, должны анализироваться.
При радиационном обследовании подземных выработок ООО «Металлгрупп» Яковлевский рудник измерялись следующие физические величины:
− мощность амбиентной дозы гамма-излучения (МАД);
− эквивалентная равновесная объемная активность радона (ЭРОАRn) в
воздухе выработок.
Согласно [66] для гигиенической классификации условий труда при работе с
источниками ионизирующего излучения используются значения максимальной
потенциальной эффективной и/или эквивалентной дозы. Классы условий труда в
зависимости от их характеристик представлены в таблице 5.1.
138
Таблица 5.1 - Значения максимальной потенциальной дозы при работе в
условиях воздействия источников ионизирующих излучений в стандартных
условиях, мЗв/год
Класс условий труда
Потенциальная
максимальная
годовая доза
£5
Эффективная
Вредный - 3
Допустимый-2
Опасный-4
3.1
3.2
3.3
3.4
> 5—10
> 10-20
> 20-50
> 50-100
> 100
В соответствии с [45] для определения эффективной дозы внешнего
облучения
(нормируемой
величины
согласно
НРБ-99/2009)
в
качестве
операционной величины принята мощность амбиентной дозы гамма-излучения.
Согласно [79] эффективная доза облучения природными источниками излучения
всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в
производственных условиях (любые профессии и производства). Средние
значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при
монофакторном
воздействии
эффективной
дозе
5 мЗв
за
год
при
продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м3/ч
составляют:
− мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте −
2,5 мкЗв/ч;
− ЭРОАRn в воздухе зоны дыхания – 310 Бк/м3.
При многофакторном воздействии должно выполняться условие: сумма
отношений воздействующих факторов к значениям, приведенным выше, не
должна превышать 1. Для физических величин измеренных нами и являющимися
основными дозоформирующими для условий горных выработок Яковлевского
рудника это условие приобретает вид:
H& * (10) i
ЭРОА Rni
+
≤1
*
&
H (10) доп ЭРОА Rnдоп
(5.7)
Вычисления максимальной потенциальной эффективной дозы за год при
работе в условиях многофакторного воздействия источников ионизирующих
139
излучений в стандартных условиях проводились согласно соотношениям 5.1 - 5.6.
Полученные значения максимальной потенциальной эффективной дозы за год с
учетом неопределенности измерений и без, представлены в таблице 5.2
Таблица 5.2 - Максимальная потенциальная эффективная доза в горных
выработках Яковлевского рудника
Место
проведения
измерений
Скважина
595Д
ШЛБ-2
Скважина 631
ШЛБ-2
Скважина 838
ШЛБ-2
Скважина 618
ШЛБ-2
Скважина
1006Р
РШ №8
Скважина
1050
РШ №8
Скважина
1061
РШ №8
Самоизлив
РШ №7
Скважина 806
ШЛБ-2
Ствол №3
нисходящая
струя воздуха
Самоизлив
пикет 26
Квершлаг №1
Наклонная
выработка
пикет 43
тектоническая
трещ. ВЗШЛБ
(370)
Эффективная
доза
внешнего
облучения за
год, мЗв
Эффективная
доза
внутреннего
облучения за
год, мЗв
Максимальная
потенциальная
эффективная
доза за год,
мЗв
Максимальная
потенциальная
эффективная доза
за год, без учетом
неопределенности
измерений, мЗв
Класс
условий
труда
0,046
0,897
0,94
0,742
2
0,044
0,725
0,769
0,592
2
0,067
1,15
1,22
0,955
2
0,025
1,32
1,34
1,00
2
0,028
1,88
1,91
1,56
2
0,046
2,90
2,95
2,47
2
0,046
1,94
1,99
1,59
2
0,023
1,79
1,82
1,45
2
0,058
1,00
1,06
0,80
2
0,287
1,86
2,14
1,70
2
0,693
2,35
3,04
2,51
2
0,462
1,67
2,13
1,88
2
0,035
1,47
1,50
1,25
2
140
Продолжение таблицы 5.2
Место
проведения
измерений
10 панельный
орт пост
сварщика
(370)
УРСО (370)
Очистная
заходка
6-0-27 (370)
Очистная
заходка
6-0-21 (370)
Очистная
заходка
6-2-5 (370)
Очистная
заходка
6-2-15 (370)
Скважина 664
Транспортный
орт
Скважина 4Ж
Транспортный
орт
Скважина 316
Порожн.
кверш.
Скважина 312
Порожн.
кверш.
Тект.тр
вагонное депо
Тект.тр
объездная ств
№2
Скважина 10Т
Порожн.
кверш.
Скважина
23/26
Квершлаг №1
Эффективная Эффективная Максимальная
потенциальная
доза
доза
эффективная
внутреннего
внешнего
доза за год,
облучения за облучения за
мЗв
год, мЗв
год, мЗв
Максимальная
потенциальная
Класс
эффективная доза
условий
за год, без учетом
труда
неопределенности
измерений, мЗв
0,046
1,19
1,23
1,02
2
0,058
1,16
1,22
1,10
2
0,047
1,19
1,24
1,04
2
0,049
1,90
1,94
1,62
2
0,070
1,76
1,83
1,50
2
0,070
1,61
1,68
1,26
2
0,046
1,29
1,34
1,09
2
0,462
1,57
2,03
1,60
2
0,808
1,59
2,40
1,85
2
1,20
1,54
2,74
2,30
2
2,12
3,00
5,12
4,34
3.1
3,61
1,85
5,46
4,62
3.1
4,85
1,14
5,99
5,14
3.1
0,115
1,88
2,00
1,50
2
141
Продолжение таблицы 5.2
Место
проведения
измерений
Скважина
645Д
Квершлаг №1
Скважина 792
Квершлаг №1
Скважина 895
ШВБ-4
Скважина
1020 ШВБ-4
Скважина 907
ШВБ-4
Скважина 925
ШВБ-4
Скважина 916
ШВБ-4
Скважина 971
ШВБ-3
Скважина 976
ШВБ-3
Скважина 999
ШВБ-3
Тектоническая
трещина
(грузовой
квершлаг ПК
74+5)
Тектоническая
трещина
(грузовой
квершлаг ПК
18+5)
Эффективная Эффективная
доза
доза
внутреннего
внешнего
облучения за облучения за
год, мЗв
год, мЗв
Максимальная
потенциальная
эффективная
доза за год,
мЗв
Максимальная
потенциальная
эффективная доза
за год, без учетом
неопределенности
измерений, мЗв
Класс
условий
труда
0,072
2,01
2,08
1,74
2
0,058
2,79
2,85
2,23
2
0,076
1,56
1,64
1,28
2
0,074
1,46
1,53
1,20
2
0,076
1,36
1,43
1,10
2
0,081
1,33
1,41
1,08
2
0,090
1,69
1,78
1,26
2
0,081
1,25
1,33
1,02
2
0,109
1,46
1,57
1,21
2
0,092
1,40
1,50
1,16
2
0,816
1,45
2,27
1,83
2
1,28
1,39
2,67
2,09
2
Проведя гигиеническую оценку условий труда, в горных выработках
Яковлевского рудника, по радиационному фактору, по приведенной выше
методике можно сделать выводы:
1. На руднике присутствуют рабочие места, характеризующиеся вредными
условиями труда по радиационному фактору класс 3.1.
142
2. Количество вышеуказанных рабочих мест незначительно и имеет
локальный характер.
3. Рабочие места с вредными условиями труда не являются местами
постоянного пребывания горнорабочих.
Анализ вышеизложенного, позволяет сделать вывод, что у горнорабочих
Яковлевского рудника не превышается предел эффективной дозы облучения
природными источниками излучения 5 мЗв в год. Однако для точной оценки
годовой эффективной дозы облучения, необходимо проведение постоянного
радиометрического мониторинга в горных выработках и учет времени нахождения
каждого рабочего на определенном рабочем месте и маршрутах передвижения в
горных выработках. В этом случае годовая эффективной дозы облучения будет
складываться из доз облучения полученных во всех местах пребывания в
подземном пространстве за рабочую смену [28].
Таблица 5.3 – Фотография рабочей смены, совмещенная с результатами
радиометрического обследования
№
Наименование операций
п/п
1
2
Спуск по стволу №1
Посадка в вагончики
3
Движение от стовола
№1 в о.з. № 6-0-21
4
5
6
7
8
9
Осмотр забоя и
приведение в безопасное
состояние
Очистка ходовой
тележки комбайна от
просыпи
Ожидание ПДМ
Управление комбайном
( маневры)
Управление комбайном
(погрузка г.м. в ковш,
рубка забоя, ожидание
ПДМ с отгрузки в р/ск
№8) - 32к
Текущее время
Начало
Конец
операции операции
8:00
8:05
8:05
8:25
Время
операции
, мин
0:05
0:20
МПД на
участке,
мЗв/мин
2,23·10-5
Полученная
МПД , мЗв
4,45·10-4
8:25
8:35
0:10
2,23·10-5
2,23·10-4
8:35
9:00
0:25
1,89·10-5
4,72·10-4
9:00
9:20
0:20
1,62·10-5
3,24·10-4
9:00
9:20
0:20
1,62·10-5
3,24·10-4
9:20
9:30
0:10
1,62·10-5
1,62·10-4
9:30
9:35
0:05
1,62·10-5
8,10·10-5
9:35
14:35
5:00
1,62·10-5
4,86·10-3
143
Продолжение таблицы 5.3
№
Наименование операций
п/п
10
11
12
13
14
Текущее время
Начало
Конец
операции операции
14:35
14:45
Время
операции
, мин
МПД на
участке,
мЗв/мин
1,62·10-5
Проверка направления
0:10
Обслуживание комбайна
(замена зубков, доливка
1,62·10-5
14:45
15:20
0:35
масла, заполнение
бортового журнала)
Перекидка г/массы
1,62·10-5
вручную (зачистка
14:45
15:20
0:35
питателя и звезд)
Движение на ПО №7
1,12·10-5
для посадки в вагончики
15:20
15:35
0:15
и ожидание отправки
2,23·10-5
Движение к стволу №1
15:35
15:45
0:10
Максимальная потенциальная эффективная доза
за смену на всех участках горных выработок 8,58·10-3 (7,05·10-3)
(только на рабочем месте), мЗв
Максимальная потенциальная эффективная доза
2,14
за год на всех участках горных выработок
(1,76)
(только на рабочем месте), мЗв
Неучтенная
максимальная
потенциальная 0,38
эффективная доза, мЗв
(22%)
Полученная
МПД , мЗв
1,62·10-4
5,67·10-4
5,67·10-4
1,68·10-4
2,23·10-4
В условиях отсутствия, на производстве оборудования позволяющего
учитывать время нахождения каждого рабочего на различных участках горных
выработок (современных систем позиционирования в подземном пространстве)
проблема корректного учета индивидуальных доз облучения подземного персонала
может быть решена с помощью данных радиометрического обследования и
хронометража рабочей смены (фотографий рабочей смены).
В таблице 5.3 совмещены результаты радиометрического обследования и
фотография рабой смены одной из горнопроходческих бригад Яковлевского
рудника. Из таблицы видно, что существенное количество операций за рабочую
смену члены бригады выполняют, не находясь на своем постоянном рабочем месте.
Максимальная потенциальная эффективная доза за год для данной бригады при
условии неизменности маршрутов передвижения и времени выполнения каждой
операции составит 2,14 мЗв, и эта полученная доза должна быть учтена при
144
гигиенической
оценке
условий
труда.
Как
говорилось
выше,
согласно
действующих нормам, гигиеническая оценка условий труда должна проводится с
учетом
максимальной
потенциальной
эффективной
дозы
полученной
на
аттестованном рабочем месте. Расчеты показали, что в этом случае не будет учтено
22% накопленной годовой дозы, что может привести к некорректному присвоению
класса условий труда.
5.3
Рекомендации по снижению воздействия РОФ на горнорабочих
Исследования радиационной обстановки Яковлевского рудника показали,
что значения РОФ в горных выработках не превышают допустимых значений,
регламентированных действующими нормами радиационной безопасности, за
исключением нескольких локальных зон.
На всех этапах задачи радиационного контроля определяются требованиями
обеспечения радиационной безопасности лиц, которые по условиям своей работы
подвергаются воздействию источников ионизирующего излучения. Следовательно,
главную
задачу
радиационного
контроля
в
горных
выработках
можно
сформулировать следующим образом: поддержание уровней облучения людей на
возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных
факторов, при обязательном выполнении условия непревышения индивидуальных
доз облучения над нормативными предельными значениями [54].
Для условий Яковлевского рудника, в целях реализации данной задачи могут
быть сформулированы ряд рекомендаций:
1. На всех этапах ведения горных работ должен быть организован
радиационный контроль.
В общем виде
представлены на рисунке 5.2;
этапы
радиационного
контроля
145
Радиационное обследование
горных выработок
Первичное радиационное обследование горных выработок:
Анализ маршрутов движения и постоянных рабочих мест рабочих;
Измерение уровней всех возможных РОФ;
Выявление участков с повышенными значениями РОФ;
Анализ проб вмещающих пород и природных вод на содержание ЕРН;
Выявление РОФ являющихся дозообразующими.
Радиационный контроль горных выработок:
На
основании
результатов
радиационного
обследования
составление сети контрольных точек;
Расчет необходимого количества измерений в контрольных точках;
Определение периодичности измерений в контрольных точках;
Проведение измерений уровней РОФ и влияющих на результат
измерения условий в контрольных точках.
Обработка результатов измерений с учетом влияющих факторов.
Расчет индивидуальных доз облучения рабочих.
Сравнение полученных значений с действующими НРБ и выбор
оптимальных защитных мероприятий.
Рисунок 5.2 – Этапы радиационного контроля в горных выработках
2. Поскольку в результате радиационного обследования было выявлено, что
основным источником радона в горных выработках являются подземные воды,
целесообразно измерения ОА радона
производить около водных источников.
Следовательно, количество контрольных точек будет соответствовать количеству
146
наиболее значимых (с повышенным содержанием радона) водных источников в
горных выработках;
3. Распределение
ОА
радона
в
горных
выработках
целесообразно
рассчитывать с применением ПО, разработанного на основании математического
моделирования, приведенного в главе 4. Данный метод позволяет рассчитать
распределение ОА радона по длине горных выработок последовательно между
всеми водными источниками. Исходные данные для предыдущего расчета будут
являться начальными условиями для последующего;
4. Повышенные значения влияющих факторов дают высокий вклад в
неопределенность измерений мощности дозы гамма-излучения, поэтому для
консервативной оценки индивидуальной дозы она должна быть учтена при
обработке результатов измерений и расчете максимальной потенциальной дозы
облучения согласно методикам, предложенным в главе 3 и 5;
5. При расчете индивидуальных доз облучения горнорабочих необходимо
учитывать все время нахождения рабочих в подземном пространстве, маршруты
передвижения и время нахождения на каждом участке горных выработок;
6. Основными защитными мероприятиями для условий Яковлевского
рудника будут являться:
- оптимизация режимов вентиляции, в районе ствола № 2 и в слабо
проветриваемых горных выработках;
- изоляция водных источников с повышенным содержанием радона в
порожняковом и грузовом квершлагах;
- ограничение времени нахождения в локальных зонах характеризующихся
повышенными значения РОФ или корректировка маршрутов передвижения
рабочих в горных выработках.
Также в заключение стоит отметить, что в 2010 году в результате
радиометрических измерений была обнаружена радоновая аномалия в разведочном
штреке №5, при этом значения ЭРОА изотопов радона достигали 610 Бк/м 3.
Впоследствии этот штрек был изолирован. Следовательно, в условиях
постоянного
ведения
горных
работ,
должен
вестись
постоянный
147
радиационный контроль и защитные мероприятия должны выбираться исходя
из текущей радиационной обстановки.
5.4
Выводы по главе 5
1. В результате исследований выявлено, что при существующем методе
учета индивидуальных доз облучения рабочих на предприятии не учитывается
порядка 20% индивидуальной дозы облучения за год.
2. Разработанный
способ
учета
индивидуальных
доз
облучения
горнорабочих, включающий учет всего времени нахождения в подземном
пространстве и дифференцированный учет доз облучения на каждом участке
горных выработок, позволяет корректно учитывать индивидуальную дозу
облучения;
3. В результате гигиенической оценки условий труда по радиационному
фактору в горных выработках было выявлено, что на предприятии есть рабочие
мест характеризующихся вредными условиями труда класс 3.1. Количество
вышеуказанных рабочих мест незначительно и имеет локальный характер;
4. Разработанные
рекомендации
по
снижению
и
поддержанию
индивидуальных доз облучения горнорабочих Яковлевского рудника позволяют
снизить и поддерживать индивидуальные дозы облучения горнорабочих на
максимально низком уровне.
148
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Диссертация является законченной научно-квалификационной работой, в
которой содержится решение актуальной задачи – повышение радиационной
безопасности
производственного
персонала
при
эксплуатации
подземных
выработок в условиях высокой обводненности.
Основные научные результаты и практические рекомендации заключаются в
следующем:
1. Особенностью формирования радиационной обстановки на Яковлевском
руднике является преобладающее
выделение радона из
рудничных вод.
Индивидуальные дозы облучения формируются за счет многофакторного
облучения ДПР радона и внешнего гамма-излучения.
2. Гигиеническая оценка условий труда в горных выработках, выполненная
по
радиационному
фактору,
свидетельствует
о
наличии
рабочих
мест,
характеризующихся вредными условиями труда класса 3.1. Количество указанных
рабочих мест незначительно и имеет локальный характер.
3. Применяемые
способы
учета
индивидуальных
доз
облучения
горнорабочих с последующей гигиенической оценкой условий труда не позволяют
корректно учитывать индивидуальную дозу, полученную за все время нахождения
в подземном пространстве. Проведенные исследования показали, что на
предприятии не учитывается около 20% годовой эффективной дозы облучения.
4. Проблема учета индивидуальных доз облучения в горных выработках
может быть решена посредством слияния радиометрического мониторинга и
современных систем позиционирования горнорабочих в подземном пространстве.
Разработанный способ учета индивидуальных доз облучения горнорабочих
позволяет учитывать суммарную дозу облучения на различных участках горных
выработок в зависимости от времени и маршрута передвижения в подземном
пространстве.
5. Разработанный комплексный методический и метрологический подход к
проведению измерений уровней РОФ позволяет с высокой точностью выявлять
149
неблагоприятные факторы рабочей среды с учетом особенностей измерений,
проводимых в горных выработках, что является
предприятиях,
не
являющихся
особо
радиационно-опасными,
а
актуальным
также
на
является
экономически целесообразным.
6. Проведенный анализ приборного обеспечения средств измерений радона
выявил высокую погрешность производимых измерений и показал, что с целью ее
снижения целесообразно в условиях подземных горных выработок измерять ОА
радона и переходить к ЭРОА изотопов радона с использованием коэффициентов
равновесия.
7. Полученные в результате лабораторного моделирования зависимости
позволяют сделать выводы об уменьшении дебита радона из рудничных вод при
повышенных значениях температуры и влажности.
8. В результате полученных экспериментальных данных и математического
моделирования разработано программное обеспечение, позволяющее рассчитывать
распределение радона в рудничных водах, а также значения ОА радона в
рудничном воздухе. Полученные значения могут применяться для учета временных
вариаций ОА радона в воздухе, а, следовательно, и ЭРОА изотопов радона для
расчета и прогнозирования индивидуальных доз облучения горнорабочих.
150
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1.
Альтерман, А.Д. Вопросы радиационной гигиены при подземных
работах на неурановых гор-ных предприятиях : автореф. дис. …д-ра мед. наук /
А.Д. Альтерман. – М., 1974. – 36 с.
2.
Анищенко, Г.Г. Радиационная обстановка на территории Российской
Федерации по результатам радиационно-гигиенической паспортизации в 2007г. /
Г.Г. Анищенко. – 2008. – 220 с.
3.
Афонин, А.А. Государственный реестр средств измерений РФ: приборы
радиационного контроля. Средства измерения объемной активности (ОА) и
эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) радона / А.А. Афонин,
А.А. Котляров // АНРИ № 3(54), 2008, С. 2-7.
4.
Афонин, А.А. Методы и средства контроля объемной активности
изотопов радона в различных средах на основе камер с электроосаждением /
А.А. Афонин, А.А. Котляров, А.Ю. Максимов // АНРИ № 2(53), 2008, С. 82-85.
5.
Баранов, В.И. Радиогеология / В.И. Баранов, Н.А. Титаева. - М. : Изд-во
МГУ, 1973. - 124 с.
6.
Басков, Е.А. Региональный палеогидрогеологический анализ условий
рудообразования
для
основных
этапов
геологического
развития
Русской
платформы / Е.А. Басков, В.В. Петров, С.Н. Суриков. – СПб. : Изд-во ВСЕГЕИ,
2001. - 166 с.
7.
Бахур, А.Е. Методические особенности контроля радиоактивности
природных вод / А.Е. Бахур // АНРИ, №4(15). - 1998. - С. 21-29.
8.
Бахур, А.Е. Радиоактивность природных вод / А.Е. Бахур // АНРИ,
№2(8). - 1996/97. - С. 32-39.
9.
Булашевич, Ю.П.
Диффузия
эманации
в
пористых
средах
/
Ю.П. Булашевич, Р.К. Хайритдинов // Известия АН СССР. Серия геофизическая.
1959. − Вып. 12. − С. 1787-1792.
151
10. Булашевич, Ю.П. К теории диффузии эманаций в пористых средах /
Ю.П. Булашевич // Известия АН СССР. Серия геофизическая. 1959. − Вып. 12. − С.
1770.
11. Быховский, А.В. Вопросы гигиены труда на урановых рудниках и
эффективность применяемых профилактических мероприятий / А.В. Быховский,
В.Д. Николаев, Н.И. Чесноков // Вопросы гигиены труда на урановых рудниках и
обогатительных предприятиях/ - М., 1997. – С. 5-17.
12. Быховский, А.В. Опыт борьбы с радоном при ведении горных работ /
А.В. Быховский, Н.И. Чесноков, С.С. Покровский // М. - Атомиздат. - 1969 – С.
188-194.
13. Геология, гидрогеология и железные руды бассейна Курской магнитной
аномалии / под ред. В.Д. Полищук. – М. : Изд-во Недра, 1972. – 480 с.
14. Гидрогеологические и инженерно-геологические условия железорудных
месторождений Курской магнитной аномалии / И.Н. Павлов [и др.]. – М. : 1959.
15. ГОСТ Р 8.736-2011. Государственная система обеспечения единства
измерений. Измерения прямые многократные. Методы обработки результатов
измерений. Основные положения. ‑ Введ. 2013. – М.: Стандартинформ, 2013. – 20
с.
16. Гофман, В.Р. Экологические и социальные аспекты безопасности
жизнедеятельности / В.Р. Гофман – Челябинск : Изд-во ЮУрГУ, 2005. – С. 103104.
17. Гудзенко, В.В. Изотопы радона и радия в природных водах /
В.В. Гудзенко. – М. : Изд-во Наука, 1987. – 156 с.
18. Гулабянц, Л.А.
Моделирование
радонового
режима
здания
/
КМА
/
Л.А. Гулабянц //АНРИ. - 2008. - N 2(53). - С.52-55.
19. Дунаев, В.А.
Минерально-сырьевые
ресурсы
бассейна
В.А. Дунаев // Горный журнал. – 2004. − № 1. – С. 9-12.
20. Жуковский, М.В.
Радон:
М.В. Жуковский, И.В. Ярмошенко.
220 с.
измерения,
дозы,
оценкариска
/
– Екатеринбург : Изд-во УрОРАН, 1997. –
152
21. Защита от радона-222 в жилых зданиях и на рабочих местах / МКРЗ.
Публикация 65. – М. : Изд-во Энергоатомиздат, 1995. – 78 с.
22. Качество московской артезианской воды: проблема требует решения /
А.Е. Бахур [и др.] // АНРИ № 2(37) – 2004. − Вып. 3. − С. 9-13.
23. Кислицын, А.А.
«Тепломассообмен»
Учебно-методический
для студентов ОДО
комплекс
специальности
по
дисциплине
«Теплофизика» /
А.А. Кислицын, А.Б. Шабаров. - Тюмень : Изд-во ТГУ, 2007. - 106 с.
24. Контроль очагов самовозгорания на угольных шахтах с помощью
измерения плотности потока радона / Г.И. Коршунов [и др.] // Горный
информационно-аналитический бюллетень. - 2012. - Вып. 3. - С. 194-196.
25. Королева, Н.А. Уровни облучения природными источниками излучения
работников подземных предприятий неурановой промышленности / Н.А. Королева,
И.П. Стамат, М.В. Терентьев // Радиационная гигиена. -2008. - Том 1, № 4. - С. 2630.
26. Коршунов, Г.И. Обеспечение радиационной безопасности рабочих
(радиационный мониторинг) при строительстве и эксплуатации подземных
сооружений / Г.И. Коршунов, Н.А. Мироненкова, Р.В. Потапов // Записки Горного
института. - 2013. - Вып. 206. - С. 89-92.
27. Коршунов, Г.И. Радиационный мониторинг в подземных выработках
горной промышленности и прогнозирование изменения радиационной обстановки /
Г.И. Коршунов, Н.А. Мироненкова, Р.В. Потапов // Материалы 8-й международной
конференции по проблемам горной промышленности, строительства и энергетики
«Социально-экономические и экологические проблемы горной промышленности
строительства и энергетики». - 2012. - Т. 2. - С. 348-352.
28. Коршунов, Г.И. Оценка условий труда по радиационно-опасному
фактору в условиях Яковлевского рудника / Г.И. Коршунов, Н.А. Мироненкова,
Р.В. Потапов // Горный информационно-аналитический бюллетень. - 2014. - Вып. 3.
- С. 162-168.
153
29. Кривашеев, С.В. Методы и средства измерения объемной активности
радона и его дочерних продуктов распада / С.В. Кривашеев // АНРИ. - 1996. - №
1(7). - С. 26-40.
30. Крисюк, Э.М. Радиационный фон помещений / Э.М. Крисюк. – М. : Издво Энергоатомиздат, 1989. – 130 с.
31. Кузнецов, Ю.В. Измерение радона-222 и торона-220 в воздухе жилых и
производственных помещений / Ю.В. Кузнецов // АНРИ. - 1999. - №4(19). - С. 5253.
32. Кузнецов, Ю.В. Измерение ЭРОА радона и поверка средств измерений /
Ю.В. Кузнецов, В.П. Ярына // АНРИ. - 2003. - № 4 (35). - С. 4-6.
33. Кузнецов, Ю.В. Приборное обеспечение измерений эквивалентной
равновесной объемной активности изотопов радона / Ю.В. Кузнецов, А.Д. Курепин
// АНРИ. - 2001. - № 1(24). - С. 38-42.
34. Маренный, А.М. Диэлектрические трековые детекторы в радиационнофизическом и радиобиологическом эксперименте / А.М. Маренный. – М. : Изд-во
Энергоатомиздат, 1987. – 184 с.
35. Метод учета индивидуальных доз облучения рабочих горнодобывающих
предприятий / Г.И. Коршунов [и др.] // Труды научно-практической конференции
«Проблемы безопасности и эффективности освоения георесурсов в современных
условиях». - 2013. - С. 86-91.
36. Мироненкова, Н.А. Обоснование рациональных схем вентиляции при
эксплуатации железнодорожных тоннелей в радоноопасных районах России с
суровым климатом : дис. ... канд. техн. наук : 05.26.01 / Наталья Александровна
Мироненкова ; С.-Петербург. гос. горн ун-т. − СПб., 2008. − 192 л.
37. Моисеев, А.А. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене /
А.А. Моисеев, В.И. Иванов. − М. : Энергоатомиздат, 1990. − 252 с.
38. Мониторинг напряженно-деформированного состояния массива горных
пород на основе наблюдения за радиогенными газами / Г.И. Коршунов [и др.] //
Горный информационно-аналитический бюллетень. - 2012. - Вып. 6. - С. 197-200.
154
39. Мониторинг радона при изучении процесса подготовки тектонического
землетрясения на Северном Тянь-Шане / В.И. Уткин [и др.] // Физика Земли. –
2006. − Вып. 9. − С. 145-155.
40. Мосинец, В.Н. Уранодобывающая промышленность и окружающая
среда. / В.Н. Мосинец, М.В. Грязнов. − М. : Энергоатомиздат, 1983. - 200 с.
41. МУ
Контроль
2.6.1.14-2001.
радиационной
обстановки.
Общие
требования ‑ Введ. 2000‑12‑09. – М.: Стандартинформ, 2000. – 25 с.
42. МУ 2.6.1.1981-05 Радиационный контроль и гигиеническая оценка
источников питьевого водоснабжения по показателям радиационной безопасности.
- Введ. 2005- 06- 01. - М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии
Роспотребнадзора, 2005. - 40 с.
43. МУ
2.6.1.2838-11
Радиационный
контроль
и
санитарно-
эпидемиологическая оценка жилых, общественных и производственных зданий и
сооружений
после
окончания
их
строительства,
капитального
ремонта,
реконструкции по показателям радиационной безопасности. Введ. 2011- 02- 28. М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2011. - 29 с.
44. МУ2.6.1.26-2000
Дозиметрический
контроль
профессионального
внутреннего облучения. Общие требования. ‑ Введ. 2000‑02‑15. – М.:
Стандартинформ, 2000. – 41 с.
45. МУ2.6.1.25-2000
Дозиметрический
контроль
внешнего
профессионального облучения. Общие требования. ‑ Введ. 2000‑02‑15. – М.:
Стандартинформ, 2000. – 54 с.
46. Николаев, В.А.
Трековый
метод
в
радоновых
измерениях
/
В.А. Николаев // АНРИ. - 1998. - № 2(13). - С. 16-26.
47. Новиков, Г.Ф. Радиометрическая разведка / Г.Ф. Новиков. – Л. : Изд-во
Недра, 1989. – 408 с.
48. О возможности прогнозирования накопления радона в воздухе
помещений на основе моделирования процессов воздухообмена в здании /
А.Ю. Бухарев [и др.] // АНРИ. - 1999. - N 3(18). - С.43-46.
155
49. О радиоактивной загрязненности атмосферы рудников по добыче руд
цветных и редких металлов / A.M. Чумаченко [и др.] // Цветная металлургия. –
1992. − Вып. 2. − С. 66-70.
50. Облучение от естественных источников ионизирующего излучения.
Доклад НК ДАР ООН Генеральной ассамблее ООН за 1988 г. – Нью-Йорк, 1988. –
92 с.
51. Оптимизация радиационной защиты на основе анализа соотношения
затраты-выгода / МКРЗ. Публикация 37. Пер. с англ. под ред. А.А. Моисеева. – М. :
Изд-во Энергоатомиздат, 1985. – 95 с.
52. Оторощенко, Н. И. Гигиеническя оценка радиационного фактора на
угольных шахтах Дон-басса : автореф. дис. …д-ра техн. наук / Н.И. Оторощенко. –
Донецк, 1970. – 19 с.
53. Отчет о геологоразведочных и поисковых работах на Яковлевском
железорудном месторождении КМА по состоянию на 1 октября 1958 / С.И. Чайкин
[и др.]. - 1958.
54. Охрана труда / под ред. К.З. Ушакова. − М. : Недра, 1986. − 664 с.
55. Оценка и обследование радиационной обстановки на предприятиях по
разведке и добыче нерадиоактивных полезных ископаемых подземным способом :
метод. рекомендации / Минздрав РСФСР, НИИРГ. – Л., 1988. – 32 с.
56. Павлов, И.В. Защита от радиации при добыче урановых руд /
И.В. Павлов, И.Л. Шалаев // Разработка месторождений твердых полезных
ископаемых. − 1976. – Т. 14. − С. 332-382.
57. Павлов, И.В. Методика оценки радиационной обстановки на угольных
шахтах и разрезах / И.В. Павлов. – М. : Изд-во МАЭП РФ, 1992. – 116 с.
58. Павлов, И.В. Методология выбора оптимального приборного оснащения
исполнителей ФЦП «Радон» / И.В. Павлов // АНРИ. - 1995. - № 3/4 (6). - С. 41-44.
59. Павлов, И.В. Способы обеспечения радиационной безопасности при
разведке и добыче урановых руд / И.В. Павлов, С.С. Покровский, Е.Н. Камнев. −
М. : Энергоатомиздат, 1994. − 256 с.
156
60. Павлов, И.В. Уровни облучения подземного персонала рудников /
И.В. Павлов // АНРИ. - 2004. - № 1 (36). - С. 2-7.
61. Пат. 2068186 Российская Федерация, МПК7 G 01 V 5/00. Способ
выявления
современного
геодинамического
состояния
горного
массива
/
Е.Б. Чинский [и др.]; заявитель и патентообладатель Е.Б. Чинский [и др.].
62. ПБ 03-428-02 Правила безопасности при строительстве подземных
сооружений. ‑ Введ. 2002‑07‑01. – М.: Стандартинформ, 2002.
63. Пермяков, В.М. Радиоактивные эманации / В.М. Пермяков. – М. : Изд-во
АН СССР, 1963. – С. 26 - 27.
64. Популярная
библиотека
химических
элементов
/
под
ред.
И.В. Петрянова-Соколова. – Изд. 3-е. – М. : Наука, 1983. – 572 с.
65. Пруткина, М.И. Эманирование радона из урановых руд и минералов в
жидко-сти. Т.22. Вып.2.й / М.И. Пруткина, В.Л. Шашкин. - 1967. - 140 с.
66. Р2.2.2006-05. Руководство по гигиенической оценке факторов рабочей
среды и трудового процесса. Критерии и классификация условий труда. ‑ Введ.
2005‑11‑01. - М.: Стандартинформ, 2005. - 158 с.
67. Радиационная защита на работающих рудниках / МКРЗ Публикация 47.
Пер. с англ. под ред. А.А. Моисеева. – М. : Изд-во Энергоатомиздат, 1988. – 97 с.
68. Радиационная защита на урановых и других рудниках / МКРЗ
Публикация 24. Пер. с англ. под ред. А.А. Моисеева, И.Л. Шалаева – М. : Изд-во
Энергоатомиздат, 1979. - 76 с.
69. Радиационная
обстановка
на
полиметаллических
рудниках,
золотодобывающих и железорудных шахтах / Г.И. Коршунов [и др.] // Горный
информационно-аналитический бюллетень. - 2013. - Вып. 2. - С. 219-224.
70. Радиоактивность литосферы [Электронный ресурс]. − Режим доступа :
http://phys.rsu.ru/web/nuclear/radioecologie/fRE5.htm
71. Радиоактивность природных вод от теории к практике / А.Е. Бахур [и
др.] // АНРИ №4(10). - 1997. - С. 54-59.
157
72. Радиогидрогеологический
метод
поисков
месторождений
уран
/
А.Н. Токарев [и др.]. – М. : Изд-во Недра, 1975. – 255 с.
73. Радиоизотопная геохимия / В.Л. Зверев [и др.]. - М.: Изд-во Недра, 1980.
– 201 с.
74. Районирование территории России по степени радоноопасности /
В.А. Максимовский [и др.] // АНРИ. - 1996/97. - № 3(19). - С. 66-73.
75. РМГ 43-2001 Государственная система обеспечения единства измерений
применение «Руководства по выражению неопределенности измерений». ‑ Введ.
2003‑07‑01. – М.: Стандартинформ, 2007. – 18 с.
76. Романов, С.М. Актуальность радиационного контроля на угольных
шахтах и разрезах / С.М. Романов, А.А. Шилов, О.Н. Гурьянова // Безопасность
труда в промышленности. − 2009. – № 8. − С. 33-52.
77. Салтыков, Л.Д. Радиационная безопасность при разведке и добыче
урановых руд / Л.Д. Салтыков, И.Л. Шалаев, Ю.А. Лебедев. – М.: Изд-во
Энергоатомиздат, 1984. – 220 с.
78. Санитарные правила для предприятий по добыче и обогащению рудных,
нерудных и россыпных полезных ископаемых №3905-85. Введ. 2005- 11- 23. - М.:
Минздрав СССР, 2005. - 37 с.
79. СанПиН 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности (НРБ99/2009). ‑ Введ. 2009‑09‑01. – СПб.: ЦОБТПБСППО, 2010. – 115 с.
80. Синчжун, Лян. Гидродинамическая модель конвекции радона /Синчжун
Лян // Записки Ленинградского Горного института. - 1987. - № 111. - С. 81-82.
81. Сисигина, Т.И. Измерение эксхаляции радона с поверхности нескольких
типов пород / Т.И. Сисигина. – М. : Изд-во Госметеоиздат, 1962. – 104 с.
82. Смыслов, А.А. Уран и торий в земной коре / А.А. Смыслов. – Л. : Изд-во
Недра, 1974. – 183 с.
83. СП
2.6.1.2612-10
Основные
санитарные
правила
обеспечения
радиационной безопасности. ‑ Введ. 2010‑02‑11. – М.: Стандартинформ, 2010. –
110 с.
158
84. Справочник по радиометрии / Н.Г. Морозова [и др.] ; под ред.
В.И. Баранова. - М. : Госгеолтехиздат, 1957. – 199 с.
85. Суммарная активность альфа- и бета-излучающих радионуклидов в
природных водах (пресных и минерализованных). Подготовка проб и измерения. М. : Изд-во ФГУП «ВИМС», 2009. - 48 с.
86. Терентьев, М.В. Проведение защитных мероприятий в неурановых
подземных рудниках / М.В. Терентьев, Э.М. Крисюк // Технический прогресс в
атомн. промышленности. Серия: Горно-металлургическое производство. - 1998. Вып. 5. − С. 29-31.
87. Терентьев, М.В. Радиационная безопасность шахтеров неурановых
рудников : автореф. дис. к-та техн. наук : 05.26.01 / М.В. Терентьев; ВНИИОТ. – Л.,
1990. – 32 с.
88. Терентьев, М.В. Радиационно-гигиенические условия труда шахтеров
неурановых
рудников
/
М.В. Терентьев,
Н.А. Королева,
Э.М. Крисюк
//
Технический прогресс в атомн. промышленности. Серия: Горно-металлургическое
производство. - 1998. - Вып. 1. − С. 38-43.
89. Терентьев, Р.П. Формирование радиационной обстановки и обеспечение
радиационной безопасности при проходке транспортных тоннелей : дис. ... канд.
техн. наук : 05.26.01 / Р.П. Терентьев ; С.-Петербург. гос горн. ун-т. − СПб., 1999. −
192 л.
90. Технические решения по строительству рудника /Н.Н. Кадолба [и др.] //
Горный журнал. – 1996. − Вып. 1-2. − С. 72-77.
91. Титаева, Н.А. Ядерная геохимия / Н.А. Титаева. – М. : Изд-во МГУ,
1992. – 272 с.
92. Тихонов, М.Н. Радоновая радиация: источники, дозы и нерешенные
вопросы / М.Н. Тихонов //Экология промышленного производства. – 2008. − С. 3551.
93. Чебышов, С.Б.
Анализ
современных
методов
и
аппаратуры,
используемых для радиационного конт-роля. Радиометры. / С.Б. Чебышов,
Б.Н. Поленов // АНРИ. - 2004. - № 3 (24). - С. 47-59.
159
94. Яковлева, В.С. Методы измерения плотности потока радона и торона с
поверхности пористых материалов / В.С. Яковлева // Томский политехнический
университет. – 2011. - С. 20-21, 117-124.
95. Bigu J. Radon progeny and thoron progeny relationshipd in canadian
underground uranium mines / Bigu J. // Health Phys. - 1987. - Vol.52, №1. - Р. 21.
96. Castly R.G. Radioactivity in water supplies / Castly R.G. // J. Inst. Water
Environ. Makag. - 1998. - Vol.2, №3. - P. 275-282.
97. King Chi-Yu. Field studies of radon in rocks, soil and water / King Chi-Yu,
WalkingstickC., Basler D. // U.S.Geologicalsurvay bulletin / ed. by L. Gunderson, R.
Wanty. - 1991. - P. 77-133.
98. Kraemer C., Zetwoog P. Nouveaux developpements de la mine en ovre du
principe d'optimisation dans le mine d'uranium. Vienna. 1986. p. 275-298.
99. Lombard J. A contribution to optimising radiological protection in U.mine /
Lombard J., Oudis A., Zetwoog P. // Health Phys. - 1986. - Vol.50, №4. - P. 473-483.
100. Simple method for determination of Ra and actinides from same water sample
/ Moron M.C. [et al.]. // Appl. Radiat. Isot. - 1986. - Vol.37, №5. - P. 383-389.
101. Sorg Thomas J. Methods for removing uranium from drinking water / Sorg
Thomas J., J. Amer. // Water Works Assoc. - 1988. - №7. - P. 80.
102. Stewart B.D. Determination of uranium and radium concentrations in the
waters / Stewart B.D., McKleveen J.W., Glinski R.L. // J. Radioanal. And Nucl. Chem.
Art. - 1988. - Vol.52, №6.