Методы обследования радиационно-опасных объектов в чрезвычайных ситуациях. тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.26.02, доктор технических наук Чесноков, Александр Владимирович

• Чесноков, Александр Владимирович
• доктор технических наук
• 2011

Оглавление диссертации доктор технических наук Чесноков, Александр Владимирович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. РАЗРАБОТКА МЕТОДОВ И СРЕДСТВ ОБСЛЕДОВАНИЯ РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ ОБЪЕКТОВ В УСЛОВИЯХ ЧРЕЗВЫЧАЙНЫХ СИТУАЦИЙ.

1.1. Методы визуализации источников фотонного ионизирующего излучения в чрезвычайных ситуациях.

1.2. Методы измерения уровней загрязнения радиоактивно загрязненных объектов при радиационных авариях.

1.2.1. Гамма локатор для измерения интегрального потока фотонов.

1.2.2. Отдельные примеры использования гамма локатора работаюіцего в интегральном по спектру режиме.

1.3. Создание и применение гамма локатора со спектрально чувствительным детектором у-из лучения.

1.3.1. Назначение и принцип работы спектрально чувствительного гамма локатора.

1.3.2. Спектральныйреоісгшработы и калибровка приборов.

1.3.3. Данные измерений, полученные с помощью спектрально чувствительного гамма локатора.

ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА МЕТОДОВ ПОСТРОЕНИЯ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ИНТЕНСИВНОСТИ Г-ИЗЛУЧЕНИЯ ДЛЯ ОБЪЕКТОВ С ИЗВЕСТНОЙ ГЕОМЕТРИЕЙ.

2.1. Гамма локатор, управляемый с помощью компьютера.

2.1.1. Назначение и конструкция компыперно управляемого гамма локатора.

2.1.2. Калибровка и программное обеспечение гальма локатора.

2.2. Алгоритм обработки данных измерений и основные результаты, полученные в машинном зале 4-го блока.

2.3. Версии гамма локатора, разработанные для центров аварийного реагирования.

ГЛАВА 3. ГАММА ЛОКАТОР ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ В УСЛОВИЯХ НЕИЗВЕСТНОЙ ГЕОМЕТРИИ ОБСЛЕДУЕМОГО ПРОСТРАНСТВА.

3.1. Физическое обоснование выбранных параметров гамма локаторов.

3.2. Составные измерительные системы гамма локатора.

3.2.1. Спектрально чувствительный коллгшированный детектор.

3.2.2. Сканирующее устройство с платой контроля и управления.

3.2.3. Лазерный дальномер.

3.2.4. Телевизионная камера.

3.2.5. Блок связи и управления.

3.2.6. Плата спектрометра и ее характеристики.

3.2.7. Передающий модуль.

3.2.8. Блок управления.

3.3. Программное обеспечение.

3.3.1. Проведение измерений.

3.3.2. Калибровка аппаратуры.

3.3.3. Просмотр данных.

3.4. Лабораторные испытания оборудования и аппаратные функции детекторов

3.4.1. Угловые аппаратные функции детекторов.

3.4.2. Сравнение угловых характеристик малого детектора с разными коллимационными вставками.

3.5. Спектральные характеристики детекторов и определение числа просчета при разных скоростях счета.

3.6. Анализ и определение мертвого времени спектрометра с целью восстановления истинной входной загрузки спектрометра.

ГЛАВА 4. ПРОВЕДЕНИЕ ИЗМЕРЕНИЙ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОЙ ПОВЕРХНОСТНОЙ АКТИВНОСТИ ПО ЗАСЫПКЕ РЕАКТОРНОГО ЗАЛА 4-ГО БЛОКА ЧАЭС.

4.1. Описание банка данных результатов измерений.

4.2. Результаты обработки данных измерений.

4.2.1. Расчет распределения эффективной поверхностной активности по рельефу и мощности экспозьщионной дозы в объеме помещения.

4.2.2. Распределение эффективной поверхностной активности по рельефу центрального зала. Расчет мощности эквивалентной дозы внутри него.

4.3. Моделирование дезактивации наиболее активных участков засыпки центрального зала.

4.4. Некоторые выводы и обсуждения по результатам обследования реакторного зала объекта «Укрытие».

ГЛАВА 5. РАДИОМЕТРИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ РАДИАЦИОННОГО ОБСЛЕДОВАНИЯ НАСЕЛЕННЫХ ПУНКТОВ В УСЛОВИЯХ ЧРЕЗВЫЧАЙНЫХ СИТУАЦИЙ.

5.1. Радиометрический метод измерения содержания 137Cs в почве.

5.2. Радиометр для измерения содержания I37Cs в почве.

5.3. Учет наличия чистого слоя, покрывающего загрязненный.

5.4. Экспериментальная верификация метода измерений.

5.5. Особенности распределения радиоактивного загрязнения в населенных пунктах. .;

5.6. Обсуждение результатов и отдельные выводы.

ГЛАВА 6. РАДИОМЕТРИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ РАДИАЦИОННОГО ОБСЛЕДОВАНИЯ ПРИРОДНЫХ ЛАНДШАФТОВ В УСЛОВИЯХ ЧРЕЗВЫЧАЙНЫХ СИТУАЦИЙ.

6.1. Радиометрические методы обследования пойменных территорий.

1 "XT

6.2. Особенности распределения Cs на береговых территориях.

ГЛАВА 7. РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ЗАГРЯЗНЕНИЯ В ПОЙМЕ Р. ТЕЧА В ПРЕДЕЛАХ ЧЕЛЯБИНСКОЙ ОБЛАСТИ.

7.1. Распределение загрязнения в пойме р. Теча в населенных пунктах Челябинской областей."

7.2. Общие сведения о месте проведения измерений.

7.3. Методика обследования территории поймы.

7.4. Общее описание созданных карт.

7.5. Алгоритм создания карт.

7.6. Результаты измерений.

7.7. Сводные данные по загрязнению отдельных обследованных участков поймы р. Теча в Челябинской области.

7.8. Выводы и рассуждения.

ГЛАВА 8. РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ЗАГРЯЗНЕНИЯ В ПОЙМЕ Р. ТЕЧА В

НАСЕЛЕННЫХ ПУНКТАХ КУРГАНСКОЙ ОБЛАСТЕЙ.

8.1. Общие сведения о месте проведения измерений.

812. Приборное обеспечение

8.3. Методика обследования территории поймы.

8.4. Описание созданного комплекта карт.

8.5. Обработка данных полевых измерений.Я

8.6. Результаты измерений.

8.7. Выводы и рассуждения.<.

ГЛАВА 9. РАДИАЦИОННОЕ ОБСЛЕДОВАНИЕ РАДИОАКТИВНО

ЗАГРЯЗНЕННЫХ ОБЪЕКТОВ ПРЕДПРИЯТИЙ УРАНОВОГО ЦИКЛА.

9.1. Полевые радиометрические методы измерения поверхностной активности 22бЯа.

9.2. Опыт применения радиометрического метода для измерений Ra на хвостохранилищах ПО «Висмут».

9.2. Сравнение результатов полевой полупродниковой спекгрометрии и полевой радиометрии.;.

9.3. Методы обследования радиационно-опасных объектов Кирово-Чепецкого химического комбината.

9.4. Радиационное обследование загрязненных объектов Кирово-Чепецкого комбината.

9.4.1. Основные причины радиоактивного загрязнения объектов и территорий.

9.4.2. Последовательность и способы радиационного обследования.

9.4.3. Методы и средства радиационного обследования.

9.4.5. Загрязнение основных объектов комбината.

9.5. Основные результаты обследования. Загрязненные территорий и объекты КЧХК.^?

9.5.1. Классификация радиоактивно загрязненных объектов комбината.

9.5.2. Предложения по реабилитации объектов производства ТФУиГФУи объектов хранения РАО на КЧХК.

9.6. Выводы и заключения.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методы обследования радиационно-опасных объектов в чрезвычайных ситуациях.»

В настоящий момент предприятия, вовлеченные в разработку технологических решений и промышленное производство на начальном этапе создания технологий ядерного топливного цикла в России, продолжают вызывать озабоченность населения как внутри страны, так и за рубежом. Результаты их деятельности, как в прошлом, так и в настоящее время, приводили, а иногда и сейчас приводят к радиоактивному загрязнению территорий и другим экологическим проблемам. В данный момент на этих предприятиях сосредоточены твердые радиоактивные отходы (ТРО) обгтей массой 180 млн. тонн, помещенные в 274 пункта хранения, их суммарная альфа-активность достигает 6х1015 Бк, а бета-активность превышает 8,1х1018 Бк [1, 2]. С учетом радиоактивных отходов (РАО), сосредоточенных в Теченском каскаде, их масса вырастает до 540 млн. тонн [3]. Основная часть упомянутых отходов относится к так называемым «историческим» радиоактивным отходам (РАО), то есть отходам, которые были накоплены в результате работ по разработке ядерных технологий, включая технологии создания ядерного оружия и энергетических реакторов в бывшем Советском Союзе, доставшиеся России в качестве исторического наследия.

Россия в этом отношении не одинока, в данный момент согласно классификации МАГАТЭ во всем мире накоплено более 7 миллионов кубических метров радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, около 200000 тонн отработавшего ядерного топлива и высокоактивных отходов и более 2 миллионов кубических метров отвалов урановых рудников и заводов по его переработке [4]. В мире существует около 100 хранилищ низкоактивных отходов и около 100 хранилищ отвалов уранового производства. Эти количества будут в будущем возрастать в связи с началом работ по выводу из эксплуатации исследовательских и энергетических реакторов. Такие объемы требуют разработки общих подходов на случай чрезвычайных ситуации на этих объектах и широкого обмена опытом в этой области. Большинство ядерных стран уже в течение ряда лет занимаются ликвидацией своего ядерного наследия с целью снизить риск радиационного воздействия на окружающую среду и население, а также существенно ограничить возможность возникновения непредвиденных и чрезвычайных ситуаций на объектах хранения РАО и при проведении реабилитационных работ. Наша страна подошла к решению этой же проблемы вплотную. б

В 2008 году началось выполнение работ по Федеральной ^===:левой программе ■ «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России па 2 О § год и на период до 2015 г.» (ФЦП ЯРБ). В рамках этой программы было начато рехо—зрение масштабных задач ликвидации ядерных объектов, созданных в ходе работ по <^^озданию ядерных технологий мирного и военного назначения. Начаты работы реабилитации временных хранилищ РАО, работы по выводу из эксплуатацизЕ===з: и реабилитации ядерно-опасных объектов, являющиеся завершающей стадией жизни каждого ядерного или радиационного объекта. Это ведет к резкому воз^-, астанию объемов хранения РАО и риску возникновения чрезвычайных ситуации -<оде выполнения реабилитационных работ. Из-за давности и специфики работ по Р>^Ег=змещению РАО в пункты хранения «исторических» отходов, как правило, отсутств>^, информация об их точном количестве, физико-химическом состоянии и изотопное составе, а также о состоянии строительных конструкций, герметичности и т.п. тех со.<^=>:руЖений} где онк хранятся. Насущными задачами текущей ситуации является сбор :^=егсходных данных, осуществление мониторинга радиационной обстановки, создание с^^гредств и методов диагностики, определения физико-химического и изотопного става отходов и загрязненных территорий и объектов, оценка радиоактивного загр»^згзнения грунхов и грунтовых вод, а также разработка прогнозов подземного, надзеищЕзг^ого и воздушного переноса радионуклидов, позволяющих оценивать разлсс-^^гчыые сценарии распространения радионуклидов и риски для населения и окружаьо лиги^ей среды.

Достоверность исходных данных и эффективность их ония во многом зависят от методов и средств измерения, применяемых гзпри проведении обследований. Так, при работах на объектах и территориях 1Е<Гирово-Чепецкого химического комбината наиболее эффективным оказалось пр:Ез^^ч*хенение методов полевой гамма- и бета-радиометрии. Для исследования глубин^! проникновения радионуклидов в грунт использовалось бурение разведочных с^сважин в районе загрязненных зданий комбината. Скважины в дальнейше^^ исследовались спектрометрическими и радиометрическими методами, по глубине с^гкважин отбирали пробы материала для их спектрометрического и радиохим^-^ еского анализа, выполняли гамма-каротаж. По помещениям производственных корхггусов была также выполнена детальная картограмма (более 1000 точек измерещ^^я;) полей гамма-излучения, измерены потоки бета-излучения, проведены анализгь^ проб воздуха и поверхностных вод в месте размещения корпусов и хранилищ комбината. Все полученные данные в качестве исходных были использованы при разработке концепции проведения работ по реабилитации.

Следует отметить, что с ростом объемов работ по ликвидации отслуживших свой срок ядерно- и радиационно-опасных обьектов (ЯРОО) и уменьшением их количества, снижается опасность возникновения радиоактивного загрязнения окружающей среды и близь расположенных населенных пунктов. Опыт показывает, что в принципе небольшой инцидент на подобном объекте может привести к возникновению большого объема радиоактивных отходов (РАО). Так несанкционированное поступление с металлоломом радиоактивного источника 137Сз в рафинировочное отделение плавильного цеха Подольского завода цветных металлов в 1989 г. привело к загрязнению производственных помещений цеха этого отделения, прилегающей территории, внутризаводской железнодорожной ветки, площадки металлолома, двух открытых шлаконакопителей и других. Общий объем РАО о составил около 20 тыс. м , затраты на проведение реабилитационных работ оценены в размере более 250 млн. рублей [5]. Подобных примеров можно привести достаточно много, и все они будут свидетельствовать в пользу разработки мер предупреждения непредвиденных и чрезвычайных ситуации на подобных объектах, а также требуют разработки и создания специализированных высокоэффективных технологий и технологических средств, в том числе разработки и создания новых более оперативных средств радиационного мониторинга и оценки радиационной обстановки.

В ходе работ по реабилитации ЯРОО могут также возникать внештатные ситуации из-за отсутствия точных данных об этих объектах. Поэтому целью настоящей диссертационной работы является отработка и практическое применение новых методов радиационного мониторинга, а на их основе новых средств измерения, которые позволяют оперативно получать информацию о радиационно-опасном объекте и обеспечивать принятие ответственных решений по проектированию и применению стратегии проведения реабилитационных работ при возникновении непредвиденных обстоятельств. Такие средства измерений отличаются от традиционных средств применением принципиально новых методик измерений, позволяющих существенно повысить их оперативность и снизить время получения результата. Разработанные методики предназначены для решения задач определения параметров радиоактивного загрязнения объектов и территорий в условиях стандартного набора радионуклидов, присутствующих в источниках загрязнения и характерных для объектов, эксплуатировавшихся в течение 50-60 лет. Методики и средства измерений основаны на регистрации спектра излучения загрязненных поверхностей и объектов. Такое упрощение дает возможность более оперативного получения результата измерения, а также возможность оценки отдельных параметров распределения загрязнения в веществе.

Предлагаемые методики и средства измерений оказались чрезвычайно эффективны не только на начальном этапе получения исходных данных об объекте реабилитации для разработки проектов и последовательности этапов выполнения работ, но и в ходе реабилитации в качестве дополнительных оперативных систем радиационного контроля. Результаты измерений, полученные предложенными приборными средствами, дают возможность анализа полученной информации, разработки на их основе систем принятия решения. Средства измерения могут быть использованы совместно с исполнительными механизмами для оперативного решения задач улучшения радиационной обстановки путем удаления наиболее активных источников излучения, вносящих существенный вклад в мощность эквивалентной дозы (МЭД) как в месте проведения работ, так и на реабилитируемом объекте в целом. При этом участие персонала в этих работах сводится к управлению механизмами и контролю процесса измерения, идентификации источников излучения и их сортировки. Все эти операции можно выполнять дистанционно, с размещением персонала в безопасном с радиационной точки зрения месте, что позволяет существенно снизить дозовые нагрузки на персонал. Разработанные средства измерения можно использовать для измерения удельной активности при проведении операций радиационной сепарации радиоактивных отходов, таких как радиоактивный грунт, строительные конструкции, радиоактивный мусор. Результатом работы должно стать совмещение таких измерительных систем с блоками выработки управляющих сигналов для исполнительных систем установок по автоматизированному разделению РАО по уровням активности.

Начало работ по разработке методик и созданию средств измерения основанных на радиометрических методах было положено в ходе мероприятий по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Авария на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС поставила ряд научных и практических задач, которые инициировали скорейшую разработку новых методов радиометрии и соответствующего аппаратурного обеспечения. Высокий уровень радиационных полей особенно на начальной стадии ликвидации последствий аварии (ЛПА), обусловил актуальность разработки именно дистанционных методов поиска и визуализации р/а источников, определения уровней загрязнения территорий и строительных конструкции зданий, а также контроль их пространственной и временной динамикой. Выработка и принятие ответственных оперативных решений, определяющих судьбу многочисленного населения загрязненных территорий, должны быть основаны на точных сведениях о радиационной обстановке. Эти сведения были обеспечены применением новых методов диагностики и способов измерений, которые позволяли получать и обрабатывать большие массивы данных и допускали наглядное представление результатов. В мае-августе 1986 г. одним из важнейших вопросов работ ло ликвидации аварии на ЧАЭС был вопрос идентификации и удаления наиболее интенсивных источников фотонного ионизирующего излучения с целью снижения уровней мощности эквивалентных доз гамма излучения в зонах работ персонала, занятого в работах. Используя методы получения изображений излучающих объектов, нашедшие широкое применение в течение многих лет в физики плотной плазмы и импульсного термоядерного синтеза в рентгеновском диапазоне спектра [6-9], были разработаны первые версии таких средств диагностики, как гаммавизо;^ и гамма локатор [10-13].

В ходе работ по реабилитации радиационно-опасных объектов РНЦ «Курчатовский институт» был использован опыт создания и использования этих средств измерения при проведении работ по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС. При планировании работ по ликвидации временных хранилищ «исторических» РАО на территории Центра было предусмотрено использование гамма локатора как средства измерения уровней загрязнения грунта, поверхностей строительных конструкций и других. Гаммавизор применялся как средство идентификации высокоактивных отходов при ликвидации хранилищ РАО, содержащих элементы оборудования петель и систем активной зоны реактора РФТ.

В работах по реабилитации применялись версии гамма локатора, обладающего всеми функциями, которые были включены в гамма локатор, использовавшийся при измерениях на засыпке разрушенного реактора 4-го блока внутри объекта «Укрытие» [14,15]. Эта версия работала в автоматическом режиме, сканировала все пространство внутри объекта «Укрытие» за 10-12 часов в ночное время суток. Гамма локатор управлялся компьютером, данные измерений автоматически записывались в память компьютера, а после выполнения полного цикла измерений рассчитывалось распределение поверхностной плотности активности по всем внутренним поверхностям центрального зала разрушенного блока. Гамма локатор был снабжен лазерным дальномером для построения геометрии внутренних поверхностей зала.

Аналогичным образом была организовано сканирование гамма локатором площадки хранилищ «исторических» РАО РНЦ «Курчатовский институт» для решения задач контроля радиационной обстановки, как на всей площадки в целом, так и в отдельных зонах непосредственного проведения радиационно-опасных работ. В данном случае прибор работал в условиях известной геометрии измерений и не требовал применения приборов измерения расстояний [16]. С другой стороны эта версия гамма локатора работала в существенно более низких радиационных полях и требовала более высокой чувствительности коллимированного детектора фотонного ионизирующего излучения.

Данные измерений, полученные в результате работы гамма локатора, были использованы для моделирования последовательности реабилитационных работ и прогноза их эффективности. Опыт разработки этих версий гамма локатора дал возможность выработать требования и определить основные функциональные блоки модификации гамма локатора, работающей в автоматическом режиме, и разработать прототип прибора для проведения работ по реабилитации на основных радиационно-опасных объектах или в ходе работ по выводу из эксплуатации энергетических и исследовательских реакторов. В настоящее время гамма локатор как система контроля реабилитационной обстановке в ходе работ по обращению с РАО рассматривается в качестве штатного средства измерения.

В ходе реабилитационных работ и проведении измерений на загрязненных территориях возникли задачи измерения уровней загрязнения грунта и поверхности почв такими радионуклидами как 137Сб, 908г, радионуклидами уранового ряда и другими. Так были разработаны методики измерения 137Сб, 22б11а, 908г, 238и на поверхности строительных конструкций и в грунте загрязненных территорий, причем минимальные измеряемые удельные активности 137Сз и 908г определяются активностью естественных радионуклидов. Подобные методики применялись при проведении измерений уровней загрязнения в пойменных ландшафтах [17,18].

Разработанный широкий набор измерительных средств для измерения уровней загрязнения был использован при проведении радиационного обследования других объектов, в частности, были выполнены измерения на территории Подольского завода цветных металлов (ПЗЦМ), а также на радиоактивно за1рязненных территориях и в помещениях Кирово-Чепецкого химического комбината (КЧХК). Результаты работ были положены в основу программных документов по реабилитации этих объектов. Данные исследований на ПЗЦМ вошли составной частью в проект реабилитации радиационно-опасных объектов этого предприятия, а основные результаты обследования КЧХК были включены в состав предложений по разработке последовательности работ по ликвидации хранилищ РАО и производственных цехов, комбината работавших долгие годы по программам производства гексофторида и тетрафторида урана [19-22].

Данная диссертационная работа посвящена отработке и практическому применению новых средств радиационного обследования объектов и территорий для целей вывода из эксплуатации и проведения реабилитационных работ на радиационно-опасных объектах и объектах использования атомной энергии в условиях чрезвычайных ситуациях. Использованные средства и системы прошли практическую апробацию в ходе работ по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС, реабилитации хранилищ «исторических» РАО на территории РНЦ «Курчатовский институт», радиационном обследовании объектов и территорий ПЗЦМ и КЧХК. Диссертация состоит из введения, 9-ти глав и заключения.

Заключение диссертации по теме «Безопасность в чрезвычайных ситуациях (по отраслям наук)», Чесноков, Александр Владимирович

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Любая непредвиденная ситуация ставит прежде всего пред специалистами задачу разобраться в условиях, в которых предстоит выполнять работы по ее ликвидации. Четкое знание обстановки и возможность предвидеть последовательность действий в чрезвычайных ситуациях существенно облегчает решение любых задач, возникающих в процессе работ по устранению последствий непредвиденных ситуаций. При возникновении подобных ситуаций на радиационно-опасных объектах часто наиболее существенным, а иногда, и главным вопросом является вопрос проведения радиационного обследования с целью обнаружения и идентификации интенсивных источников ионизирующих излучений, нахождения наиболее загрязненных радиоактивными веществами участков и отдельных помещений. Решению задач радиационного обследования служат предложенные в данной диссертационной работе радиометрические методы. Эти методы были положены в основу разработки средств измерения радиационной обстановки, прошли верификацию и сравнение с традиционными спектрометрическими методам;! и методами лабораторного анализа проб. С их помощью проведен обширный объем измерений, позволивший получить исходные данные для проведения реабилитационных и дезактивационных работ на таких объектах, как основные помещения аварийного 4-го блока Чернобыльской АЭС [37-41], зона отчуждения ЧАЭС, загрязненные территории Гомельской и Могилевской областей Белоруси, Брянской, Тульской областей России [52-56]. Выполнено радиационное обследование поймы р. Течи в пределах Челябинской и Курганской областей [57-67]. Показана чрезвычайная эффективность радиометрических методов при обследовании таких реабилитируемых объектов, как хранилища РАО на территории РНЦ «Курчатовский институт» [143-169], на основе полученных в ходе выполнения измерений разработаны предложения по реабилитации объектов и территорий Кирово-Чепецкого химического комбината. Данные измерений, полученных радиометрическими методами, позволили ликвидировать чрезвычайную ситуацию на других Гроздненском химическом комбинате [157], разработать проект реабилитации зданий и помещений, загрязненных в результате несанкционированных действий на Подольском заводе цветных металлов [5].

В ходе более чем двадцати летних работ были разработаны и изготовлены около 10 различных версий средств радиометрических измерений, их общее число превышает 30 экземпляров. Первые из них представляли собой коллимированный о детектор на основе малогабаритного ФЭУ и сцинтиллятора объемом 1-3 см , установленный на ручное поворотное устройство и работающий в токовом режиме [35]. Последние работали автоматически, весь процесс измерения контролировался компьютером, обеспечивали спектрометрические измерения потока фотонов, были установлены на автоматическое поворотное устройство с датчиками поворота, снабжены телекамерой, лазерным дальномером, программным обеспечением для записи состояния всех измерительных систем и их данных, обработки и компьютерного представления результатов измерений [14—15, 39-40, 42-45]. При проведении обследований было выполнено более 100 тысяч измерений, которые затем были сведены в электронные банки данных, в результате их обработки созданы электронные карты по уровням загрязнения отдельных объектов или территорий. По результатам большинства измерений были рассчитаны распределения МЭД либо в объеме обследованного помещения, либо на высоте 1 м от поверхности загрязненной территории.

Предложенные радиометрические методы и разработанные на их основе средства измерений позволяли проводить определение уровней загрязнения объектов исследования дистанционным образом из областей пространства, где МЭД, создаваемая у-излучением объекта была существенно меньше - в десятки, а при работе из радиационных укрытий, как при измерении в полости разрушенного реактора и тысячи раз меньше, чем точке расположения регистрирующей часть прибора. В настоящее время отдельные центры аварийного реагирования продолжают модернизировать и создавать новые модификации, разработанных для них средств измерений [95, 96]. Используют до сих пор все заложенные в них идеи, проводят с их помощью самостоятельные исследования и радиационные обследования. В настоящее время совершенствуется аппаратная часть, но, ни набор измерительных систем, ни даже само программное обеспечение не претерпели существенных изменений. Все это указывает на востребованность данных измерительных систем в условиях возможных аварийных ситуаций на ядерно- и радиационных объектах и перспективность методов и средств проведения радиометрических измерений.

Опыт применения радиометрических методов, накопленный в ходе радиационных обследований, был эффективно использован при планировании и проведении работ по реабилитации радиационно-опасных объектов и участков загрязненной территории РНЦ «Курчатовский институт», в первую очередь для организации системы радиационного контроля при ликвидации старых хранилищ «исторических» радиоактивных отходов на спецплощадке Центра. Гамма локатор в этих условиях работал как штатное средство радиационного контроля при проведении работ по ликвидации хранилищ РАО [16]. Результаты измерений в режиме реального времени поступали через локальные интернет сети всем заинтересованным лицами, начиная с руководителя работ и ответственного за их безопасное выполнение и кончая руководством Центра.

Возможность быстрой обработки информации, наглядного представления' на экране компьютера, передачи данных в информационные сети, делает средства измерения, использующие радиометрические методы, эффективными не только при радиационных обследованиях, но и при проведении непосредственно работ по дезактивации и реабилитации. Это чрезвычайно важно при возникновении непредвиденных ситуаций на радиационно и ядерно опасных объектах.

В большинстве чрезвычайных ситуаций на радиационно-опасных объектах происходит радиоактивное загрязнение не только зданий и помещений, в которых располагаются объекты, но и близлежащих населенных пунктов, а также окружающей среды. Для оценки воздействия ионизирующего излучения на население и окружающую среду необходимо иметь представление не только об уровнях загрязнения в объектах окружающей среды и населенных пунктов, но и распределение радионуклидов по глубине загрязненного вещества.

Помимо этого начало работ по Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015 г.» (ФЦП ЯРБ) поставило задачу разработки значительного числа проектов реабилитации и вывода из эксплуатации радиационно- и ядерно-опасных объектов и территорий. Исходными данными для разработки любого проекта служат результаты радиационного обследования объекта. Выполнение этих работ требует высокопроизводительных методик проведения измерений и практического создания технологий, включающих средства контроля радиационной обстановки как составную часть оперативных действий в ходе производства реабилитационных работ. Обширные территории и объекты, подлежащие реабилитации, были загрязнены в основном более двадцати лет назад, и основными загрязнителями этих объектов в настоящий момент являются радионуклиды 137Сз, 903г, в отдельных случаях изотопы трансурановых элементов. Подробное распределение уровней загрязнения и определение суммарного содержания основных радионуклидов на загрязненных территориях требует проведения большого числа измерений [99, 100]. Большая трудоемкость и дороговизна лабораторных методов измерений, а также достаточно высокие уровни загрязнения (свыше 104-^105 Бк/м2) по радионуклидам

1 "XI ОП

Сб и Бг требуют использования для целей картирования загрязнения полевые физические методы измерения удельной активности этих радионуклидов непосредственно на местности [53, 58, 60-61]. Необходимость детального картирования загрязненных территорий, которые предполагается реабилитировать в ч рамках ФЦП ЯРБ, дала импульс созданию методик измерений и основанных на них портативных приборов, позволяющих оперативно получать достоверное распределение активности Ь7Сз и У05г в почве в полевых условиях (т-яНи). Данная задача осложняется наличием в почве загрязненных территорий других техногенных у- и Р-активных (в частности трансурановых изотопов и др.) и естественных радионуклидов (ЕРН). Использование радиометрических методов позволяет разработать методики полевых измерений и приборное обеспечение для выполнения таких масштабных работ, как измерение уровней загрязнения целых населенных пунктов с населением в несколько тысяч, а иногда и десятков тысяч человек [52,54,57,59-65]. Эти методы прошли верификацию путем сравнения результатов полевых измерений с результатами лабораторного анализа проб грунта населенных пунктов и объектов окружающей среды, с результатами полевой спектрометрии и т.д.

Помимо городских ландшафтов и территорий населенных пунктов в случае чрезвычайной ситуации на ядерно- или радиационно-опасном объекте радиоактивному загрязнению подвергаются объекты окружающей среды. В частности в период развития ядерных технологий и разработки атомного оружия на территории производств, связанных с технологиями ядерно-топливного цикла, было создано и до сих пор эксплуатируется более 250 хранилищ радиоактивных отходов (РАО), для некоторых из них необходимо определять степень ядерной безопасности. Из-за несовершенства технологий на ранних этапах работ в области ядерных производств происходило радиоактивное загрязнение местности, в частности почв, грунтовых вод и биологических объектов. Эксплуатация хранилищ РАО так же в некоторых случаях способствовала распространению радионуклидов с грунтовыми водами [106-108]. Более того, любая чрезвычайная, а еще хуже аварийная ситуация на ядерном или радиационном объекте, хранилище РАО, объектах эксплуатирующихся в режиме окончательного останова может также привести к загрязнению радионуклидами широкого спектра объектов окружающей среды. С такого рода ситуациями сталкивались в прошлом, к ним надо быть готовыми в будущем. Поэтому развитие высокоэффективных методов радиационного обследования природных объектов -почв, грунтовых вод, пойм рек и природных водоемов остается важнейшей задачей текущего момента и будущих периодов работ [115]. С решением сформулированной задачи пришлось столкнуться в ходе радиационных обследований пойменных территорий таких рек как Припять, Теча и др. [57-65, 99-100] .

Решение задач в рамках Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015 года» выявило необходимость разработки экспресс-методов и средств измерения удельной активности радионуклидов уранового ряда. Подобная необходимость обусловлена масштабом радиационного обследования отвалов урановых рудников и предприятий по переработке и обогащению урана. При разработке проектов реабилитации таких объектов опираются на результаты радиационного обследования, и чем детальнее и подробнее данные, тем легче оценить объемы и сроки реабилитации. С подобными проблемами столкнулись при разработке проектов реабилитации предприятий ОАО «ТВЭЛ», радиоактивно-загрязненных объектов и территорий Кирово-Чепецкого химического комбината, в 1990-х ПО «Висмут» на территории Германии. В качестве возможного решения этих задач были предложены радиометрические методы измерения удельной активности радионуклидов уранового ряда. Эти же методы могут быть использованы при решении задач ликвидации последствий радиационных аварий и чрезвычайных ситуаций. Радиационное обследование, выполненное с помощью этих методов, поможет разработать систему принятия решений действий в чрезвычайных условиях, разработать последовательность мер по ограничению радиационного воздействия на население и объекты окружающей среды. В ходе проведения обследования опирались на опыт, полученный при выполнении реабилитации хранилищ РАО на территории РНЦ «Курчатовский институт» и радиационного обследования Гроздненского химического комбината [143-157].

Радиационное обследование показало необходимость принятия мер по улучшению радиационной обстановки на объектах и территориях Кирово-Чепецкого химического комбината. Для* определения конкретных мер необходимо инженерное обследование зданий производств. В процессе проведения обследования были предложены эффективные методики измерений загрязнения поверхностей и конструкций и, выполнен большой объем, работ по отбору и исследованию ь-роб отходов, как из помещений, так и хранилищ отходов.

Результаты измерении являются основой разработки технического задания на проектирование и самого проекта реабилитации и вывода из эксплуатации радиационно-опасных объектов комбината.

В заключение следует можно сформулировать следующие тезисы, выносимые на защиту:

12. Экспериментально обоснованы, разработаны и изготовлены радиометрические средства визуализации источников фотонного ионизирующего излучения, такие как гамма локатор и гаммавизор для условий чрезвычайной ситуации, возникшей в результате аварии на ЧАЭС. Изготовленная линейка приборов была использована в радиационных условиях отдельных помещений 4-го блока ЧАЭС.

13. Экспериментально обоснованы, разработаны радиометрические методы радиационного обследования аварийных радиационно-опасных объектов известной геометрии. Изготовлены и практически использованы автоматизированные комплексы обследования радиационной обстановки в условиях высоких радиационных полей.

14. Экспериментально обоснованы, разработаны радиометрические методы радиационного обследования аварийных радиационно-опасных объектов в условиях неизвестной геометрии внутри помещений объекта, которая связана с возможными обрушениями, возникшими в результате чрезвычайной ситуации на объекте. Изготовлены и практически использованы автоматизированные спектрометрические комплексы обследования радиационной обстановки в этих условиях и в высоких радиационных полях.

15. С помощью разработанных радиометрических средств измерения были получены данные об уровнях загрязнения таких помещений 4-го блока ЧАЭС *как машинный зал, реакторный зал, полость аварийного реактора и др.

16. Предложены и реализованы средства измерения уровней загрязнения объектов окружающей среды. Выполнена апробация методик измерения в реальных условиях загрязнения почв и грунтов. Проведена верификация* результатов с данными традиционных методов измерения поверхностной и удельной активности по

11*7 ОП радионуклидам Се, Б г, Яа.

17. Собран большой фактический материал, подтверждающий высокую ■ эффективность разработанных средств измерения и заложенных в них методик. Выполнены измерения уровней загрязнения объектов окружающей среды и городской застройки в чрезвычайных условиях населенных пунктов, загрязненных в результате аварии на ЧАЭС. Сформирована база данных по уровням загрязнения.

18. Для отдельных населенных пунктов проведено моделирование реабилитационных мероприятий на основе измеренных данных. На их основе предложена последовательность и оценена эффективность реабилитационных работ.

19. Проведены измерения уровней загрязнения в поймы р. Теча в пределах населенных пунктах Челябинской области. Созданы базы данных по результатам измерений. На основе полученных данных оценены площади загрязненных территорий, объемы РАО, которые могут возникнуть при проведении реабилитационных работ.

20. Проведены измерения уровней загрязнения объектов и территорий Кирово-Чепецкого химического комбината. Данные собраны в электронный архив и допускают компьютерную обработку.

21. На основе результатов измерений выработаны предложения в концепцию и последовательность реабилитационных действий и работ по выводу из эксплуатации радиационно-опасных объектов комбината.

22. Определены необходимые технологии, которые должны быть разработаны до начала реабилитационных действий на загрязненных объектах Кирово-Чепецкого химического комбината. Предложенные технологии будут востребованы для работ в условиях чрезвычайных ситуаций на объектах, связанных с переработкой уранового сырья.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Чесноков, Александр Владимирович, 2011 год

1. Тихонов М.Н., Муратов О.Э., Рыжов М.И., Техногенный риск и страхование. -В сб.: Литература и новости радиационных измерений при комплексной утилизации АЛЛ и судов сЯЭУ. -М.: Информационный центр НПП «Доза», 2003, №1 (32), с. 9.

2. Евстратов Е.В., Агапов A.M., «Дорожная карта» создания единой государственной системы обращения с РАО», Безопасность окружающей среды, 2009, №1, с. 4-8.

3. Potier J.M., Laraia M., Dinner P., IAEA decommissioning initiatives: Strategy "and Programme. Book of abstracts of International Conference "Decommisionning challenges: an Industrial Reality?", Avignon, France, September 28 October 2 2008, p. 69-70.

4. Волков В.Г., Волкович А.Г., Данилович A.C. и др. Подготовка объектов подольского завода цветных металлов к работам по реабилитации, Атомная энергия, т. 109, вып.2 с. 89-95.

5. Бабыкин М.В., Байгарин К.А., Бартов A.B. и др., Методы исследования нагрева анодной фольги сфокусированным электронным пучком, Физика плазмы, 1982, .3.2, с.415-421.

6. Волков В.Г., Байгарин К.А., Рудаков Л.И. и др., О возможности генерации СЖР-излучения с помощью сильноточных ускорителей прямого действия, ВАНТ, серия Физ. Рад. Возд. на РЭА, 1985, Вып.2, с. 71-85.

7. Боголюбский С.Л., Волкович А.Г., Рудаков Л.И. и др., «Обжатие газовой струи на установке Модуль-А5-1», Письма ЖТФ, 1987, т.13, в.15, с. 901-906.

8. Волков В.Г., Байгарин К.А., Рудаков Л.И. и др., «Генерация мощною рентгеновского излучения СЖР-диапазона на установке «Модуль-А-5-01», ВАНТ, серия Электроника, вып. 1, 1990, с.3-7.

9. Волков В.Г., Волкович А.Г., Закатов Л.П. и др., Устройство для обнаружения и определения местоположения источника гамма излучения, Авторское свидетельство №1412479, Приоритет от 26.12.86.

10. Ramsden D., Bird A.J., Palmer M.J., Durrand P.T., Gamma-ray imaging systemfor the nuclear environment, Remote techniques for hazardous environments, BNES, 1995, V. P.283-289.

11. Mottershead G., Orr C.H., A gamma, scanner for pre-decommissioning monitoring and waste segregation, The Nuclear Engineer, 1996. V. 37. No 1. P. 3-6.

12. Волков В.Г., Волкович А.Г., Ликсонов В.И. и др., Прибор для поиска* и • идентификации' источников гамма-излучения и получения гамма-изображений (гамма-визор), Атомная энергия, 1991, т. 71, вып. 6, с. 578.

13. Игнатов С.М., Потапов В.Н., Уруцкоев Л.И. и др., Автоматизированная система дистанционного определения характеристик полей фотонного ионизирующего излучения аварийных объектов, ПТЭ, 1998, №4, с. 134-139.

14. Chesnokov А.У., Fedin V.I., Gulyaev А.А., е.а., Application of Gamma Locator for Contamination Measurements inside 4-th Reactor Hall of Chernobyl NPP, IEEE Trans. OnNucl. Sci. 1998, vol. 45, No.3, part, pp. 986-991.

15. Говорун А.П., Щербак С.Б., Чесноков A.B., Особенности распределения I37Cs и 90Sr в пойме р. Течи в районе пос. Бродокалмак, Атомная энергия, 1999, т. 86 вып. 1 с. 63-68.

16. Chesnokov А.У., Govorun А.Р., Ivanitskaya M.V., е.а., Cs-137 Contaminationof Techa Flood Plain in Brodokalmak Settlement, Applied Radiation & Isotopes, 1999, Vol.50, pp. 1121-1129.

17. Волков В.Г., Павленко В.И., Арустамов А.Э. и др., Реабилитация объектов переработки уранового сырья, Безопасность окружающей среды, 2008, №1, с. 60-62.

18. Волков В.Г., Волкович А.Г., Зверков Ю.А., и др., Радиациот'ное обследование радиоактивно загрязненных объектов и территорий Кирово-Чепецкогоpp.283-289.

19. Mottershead G., Orr C.H., A gamma scanner for pre-decommissioning monitoring and waste segregation, The Nuclear Engineer, 1996. V. 37. No 1. p. 3-6.

20. Волков В.Г., Волкович А.Г., Ликсонов В.И. и др., Прибор для поиска и идентификации источников гамма-излучения и получения гамма-изображений (гамма-визор), Атомная энергия, 1991, т. 71, вып. 6, с. 578.

21. Игнатов С.М., Потапов В.Н., Уруцкоев Л.И. и др., Автоматизированная система дистанционного определения характеристик полей фотонного ионизирующего излучения аварийных объектов, ПТЭ, 1998, №4, с. 134—139.

22. Chesnokov A.V., Fedin V.I., Gulyaev А.А., е.а., Application of Gamma Locator for Contamination Measurements inside 4-th Reactor Hall of Chernobyl NPP, IEEE Trans. On Nucl. Sci. 1998, vol. 45, No.3, part, pp. 986-991.

23. Говорун А.П., Щербак С.Б., Чесноков A.B., Особенности распределения 137Cs и 90Sr в пойме р. Течи в районе пос. Бродокалмак, Атомная энергия, 1999, т. 86 вып.1 с. 63-68.

24. Chesnokov A.V., Govorun А.Р., Ivanitskaya M.V., е.а., Cs-137 Contamination of Techa Flood Plain in Brodokalmak Settlement, Applied Radiation & Isotopes, 1999, Vol. 50,pp. 1121-1129.

25. Волков В.Г., Павленко В.И., Арустамов А.Э. и др., Реабилитация объектов переработки уранового сырья, Безопасность окружающей среды, 2008, №1, с. 60-62.

26. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Иванов О.П. и др., Ликвидация труднодоступного хранилища высокоактивных отходов РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2008, т. 105, вып. 3, с. 164-169.

27. Волкович А.Г., Ликсонов В.И., Лобановский Д. А. и др. Коллимированный спектрально-чувствительный детектор для дистанционного поиска пятен радиоактивного загрязнения, Атомная энергия, 1990, т. 69, в.4, с. 259-260.

28. Волкович А.Г., Ликсонов В.И., Лобановский Д.А. и др. Измерение гамма-поля, создаваемого объектом «Укрытие» с помощью коллимированного спектрометра, Атомная энергия, 1991, т.71, вып.6, с. 534-539.

29. Волков В.Г., Волкович А.Г., Ликсонов В.И. и др., Разработка автоматических систем контроля радиационной безопасности АЭС на базе детекторов нового поколения «сцинтиллятор-фотодиод, Препринт ИМК-90-5 ВНИИ "Монокристаллреактив"

30. Волкович А.Г., Никсонов В.И., Лобановский Д1А. и др., Измерение распределения поверхностной плотности активности в шахте реактора 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС, Атомная энергия, 1990, т. 69, в.З, с. 164-167.

31. Волкович А.Г., Коба Ю.В., Ликсонов В.И. и др, Применение коллимированного детектора при ликвидации последствий аварии в машинном зале 4 энергоблока ЧАЭС, Атомная энергия, 1990, т. 69, вып. 6, с. 389-391.

32. Chesnokov A.V., Gulyaev А.А., Ignatov S.M., е.а., Gamma Locator to Determine Spectrum Characteristics of Quantum Flux, -In Proc. of HSRC/WERC Joint Conference on the Environment, 1996, Manhattan, Kansas, pp. 528-536.

33. Chesnokov A.V., Ignatov S.M., Potapov V.N., e.a., Determination of Surface Activity and Radiation Spectrum Characteristics inside Building by a Gamma Locator, Nuclear Instruments & Methods in Physics Research A, 1997, v. 401, pp. 414-420.

34. Chesnokov A.V., Ignatov S.M., Potapov V.N., e.a., Gamma Locator for Chernobyl NPP Contamination Measurements, -In Proc. Of Intern. Conf. Remote Hazard Measurements, London, United Kingdom, April 26-29, 1999, N12-87.

35. Chesnokov A.V., Ignatov S.M., Potapov V.N., e.a., Automatic System for Remote Measurements of y-ray Field Characteristics for Accident Buildings, Instruments and Experimental Techniques, 1998, Vol. 41, No 4, pp. 569-573.

36. Волкович А.Г., Потапов В.Н., Смирнов С.В. и др., Измерение полей фотонного ионизирующего излучения в реакторном зале 4-го блока ЧАЭС, Атомная энергия, 2000 г., т. 88, вып. 3, с. 203-207.

37. Потапов В.Н., Щербак С.Б., Чееноков А.В., Расчет распределения мощности эквивалентных доз на основе данных измерения гамма локатора, Атомная энергия, 2002 г., т. 92, вып. 4, с. 324-332.

38. Roed J., Anderson К. G., Prip Н., е.а:, Practical Means for Decontamination 9 Years After a Nuclear Accident, RISO-R-828(EN), ISBN 87-550-2080-1, ISSN 0106-2840, Сборнике. 123.

39. Roed J., Anderson K. G., Lange C., e.a., Decontamination of Russian Settlement, Reprint RISC>-R-870(EN), ISBN 87-550-2152-2 March, 1996.

40. Говорун А.П., Ликсонов В.И., Потапов В.Н. и др., Метод определения плотности загрязнения и оценка глубины проникновения в почву Cs-137, Атомная энергия, 1995, т.78 №3, с. 199-204.

41. Roed J, Anderson K. G., Fogh C., e.a., Triple digging a simple method for restoration of radioactively contaminated urban soil areas, Journal of Environmental Radioactivity, 1999, 45 (2), pp. 173-183.

42. Arapis G., Chesnokov A., Ivanova Т., e.a., Evaluation of dose equivalent rate reduction as a function of vertical migration of Cs-137 in contaminated soils, Journal of Environmental Radioactivity, November 1999, Vol. 46, Issue 2, pp. 251-263.

43. Иваницкая M.B., Исаева В.И., Ячменев B.A. и др., Распределение уровней загрязнения Cs-137 поймы реки Течи в поселке Бродокалмак, Проблемы экологии Южного Урала, №1, январь-март 1996, с. 7-18.

44. Chesnokov A.V., Govorun A.P., Ivanov O.P., e.a., Technique for In Situ Measurements of Cs-137 Deposit in Soil Under Clean Protected Layer, -In Proc. IEEE NSS/MIC Conference, Anaheim, California, USA, 1996, v.l p. 144-148.

45. Говорун А. П., Чесноков A.B., Щербак С.Б., Распределение запаса 137Cs в пойме реки Течи в ареале села Муслюмово, Атомная энергия, 1998, т. 84, вып. 6, с. 545-550.

46. Chesnokov А.V., Govorun А.Р., Ivanov О.Р., e.a., Method and Device to 111

47. Measure Cs Soil Contamination In-situ, Nuclear Instruments & Methods in Physics Research A 1999, v. 420 Nos 1-2 pp. 336-344.

48. Chesnokov A.V., Govorun A.P., Ivanov O.P., e.a., Technique for In Situ Measurements of Cs-137 Deposit in Soil Under Clean Protected Layer, IEEE Trans. On Nucl. Sci. 1997, vol. 44, No.3, pp. 769-773.

49. Chesnokov A.V., Govorun A.P., Linnik V.G. and Shcherbak S.B., Cs-137 Contamination of Techa Flood Plain near Village Muslumovo, Journal of Environmental Radioactivity, 2000, Vol.50, Issue 3, pp. 181-193.

50. Чесноков А.В., Радиационное обследование поймы реки Теча в населенных пунктах Челябинской области, Безопасность окружающей среды, 2008, №2, с. 36-39.

51. Говорун А.П., Иваницкая М.В., Ликсонов В.И. и др., Способ определения удельной активности 90Sr в почве методом полевой спектрометрии, Вопросы радиационной безопасности. Журнал ПО «Маяк», 1997, № 2, с. 42-50.

52. Игнатов С.М., Ликсонов В.И., Потапов В.Н. и др., Определение удельной активности Sr-90 в почве методом полевой радиометрии, Контроль и диагностика,1999, №1, с. 25-28.

53. Chesnokov A.V., Ignatov S.M., Liksonov V.I., e.a., Method for Measure a Sr-90 Soil Specific Activity In-situ, Nuclear Instruments & Methods in Physics Research A,2000, 443, No 1, pp. 197-200.

54. Волков В.Г., Волкович А.Г., Иванов О.П. и др., Радиационное обследование радиоактивных объектов Кирово-Чепецкого химического комбината, Атомная энергия, т. 107, вып. 2, август 2009, с. 75-81.

55. Волков В.Г., Павленко В.И., Чесноков А.В, Арустамов А.Э., Обращение с радиоактивными отходами при реабилитации загрязненных объектов и территорий Кирово-Чепецкого химического комбината, Атомная энергия, т. 107, вып. 4, октябрь 2009, с. 231 -235.

56. Chernenko A.S., Blinov P.I., Dan'ko S. A., e.a., Soft X-ray spectrum dynaiyiics in wire-array liner implosion plasma on S-300 generator, Czechoslovak Journal of Physics, Vol. 50 (2000) Suppl. 53 p.91-96.

57. Chernenko A.S., Blinov P.I., Bakshaev Yu.L., e.a., Diagnostic arrangement on S-300 facility, Review of Scientific Instruments, v.72, Number 1, January 2001, p.1210--1213.

58. Королев В.Д., Краснов A.K., Иванов М.И. и др., Многоканальный спектрометр для динамических измерений импульсного мягкого рентгеновского излучения, -В сб. научно-технических статей НИИИТ часть 1 НИИИТ, 2001, с. 3-8.

59. Коняев В.Ф., Степанов В.Е., Чесноков А.В. и др., Устройство для получения изображения потока нейтронов, Авторское свидетельство, Приор. 1604018 от 15.09.88.

60. Цирлин Ю.А., Померанцев В.В. Конвертирование светового излучения в ядерно-физических экспериментах. ПТЭ, №4, 1988, с. 7-15.

61. Wiza J.L., MicroChannel plate detectors. Nuclear Instruments and methods, 1979, v. 162, p. 587-601. »

62. Алтынцев А.Т., Краснов В.И., Лебедев Н.В. и др., Регистрация электрического тока в плазме с помощью рентгеновской камеры-обскуры. Физика плазмы, 1982, т. 8, вып.1, с. 115-121.

63. Дмитриев В.Д., Лукьянов С.М., Пенионжкевич Ю.Э. и Саттарев Д.К., МКП в экспериментальной физике, ПТЭ, 1982, №2, с. 7-18.

64. Аранчук Л.Е., Айвазов И.К., Боголюбский С.Л. и др., Наносекундный кадровый рентгеновский преобразователь изображения на базе МКП, ПТЭ, 1983, №1, с. 157-159.

65. Хирано К., Ямамото Т., Окабэ Ю., Симода К., Магнитный энергетический анализатор с МКП, калибруемый при помощи твердотельного трекового детектора. Приборы для научных исследований, 1987, №1, с. 23-27.

66. Wang C.L., Medecki H., Hale C.P., e.a., MicroChannel plate streak camera, Review Science Instruments, v.56, N5 (II), 1985, p. 835-839.

67. Potapov V.N., Kononov N.K., Ivanov O.P., e.a., A Gamma Locator for Remote Radioactivity Mapping and Dose Rate Control, Book of abstracts, Nuclear Science Symposium, Rome 2004 IEEE Conference, p. 88.

68. Ivanov O.P., Stepanov V.E., Volkov V.G., e.a., New Portable Gamma-Cameraifor Nuclear Environment and Its Application at Rehabilitation Works, Book of abstracts, Nuclear Science Symposium, Rome 2004 IEEE Conference, p. 89.

69. Волкович А.Г., Смирнов C.B., Степанов В.Е. и др. «Калибровка коллимированных дозиметров», Отчет Комплексной экспедиции при ИАЭ им. I-Ï.B. Курчатова, 1988, №11.01-07/52.

70. Белицкий Д.М., Волкович А.Г., Игнатов С.М. и др. «Спектрально чувствительный прибор с пространственным разрешением для идентификации неизвестных источников гамма-излучения», Отчет Комплексной экспедиции при ИАЭ им. И.В. Курчатова, 1988, №11.01-07/79.

71. Гусев Н.Г., Ковалев Е.Е., Осипов Д.П., Попов В.И., Защита от излучения протяженных источников. М.: Госатомиздат, 1961.

72. Иванов В.И., Курс дозиметрии. М.: Энергоатомидат, 1989.

73. Крусанов B.C., Фурсеев Д.Н., Фурсеев М.Н. Применение гамма-локатора при выводе ЯРОО из эксплуатации. Безопасность окружающей среды, 2008, №2, с. 82-84.

74. Gorbachev V., Ershov А., е.а. Results of the testing of gamma-locator at the objects of nuclear industry. Radiation Safety (Proc 5th Intern. Conf. St. Petersburg, 2002), RESTEC Publishing, St. Petersburg (2002), p. 387-397.

75. Сторм Э., Исраэль X., Сечения взаимодействия гамма-излучения (для энергий 0,0001-100 МэВ и элементов с 1 по 100). Справочник. М., Атомиздат, 1973, 256 стр.

76. Тихонов А.Н., Гончарский A.B., Степанов В.В., Ягода А.Т., Численные методы решения некорректных задач. М., Наука, 1990, 187 стр.

77. Мартюшов В.В., Спирин Д.А., Базылев В.В. и др., Радиологические аспекты поведения долгоживущих радионуклидов в пойменных ландшафтах верхнего течения реки Течи, Экология, 1997, № 5, с. 361-368.

78. Kryshev I.I., Romanov G.N., Chumichev V.B., et al, Radioecological consequences of radioactive discharges into the Techa river on the Southern Urals, J. Environ. Radioactivity. 1998, Vol. 38, No 2, pp. 195-209.

79. Говорун А.П., Ликсонов В.И., Ромашко В.П. и др., "Спектрально-чувствительный переносной коллимированный гамма-радиометр "КОРАД", ПТЭ № 5, 1994, с. 207-208.

80. Heinemann К. and Hille R. Determination of soil contamination by the CORAD system in comparison with the other methods. Kerntechnik v. 62, No 2-3, (1!;97) 113-118.

81. Волков В.Г., Чесноков А.В., Реабилитация радиационного наследия. Научно-технический опыт «Курчатовского института», брошюра, М., ИздАт, 2008, 120 стр.

82. Алексахин P.M., Булдаков JI.A., Губанов В.А. и др., Крупные радиационные аварии: последствия и защитные меры. Под общей редакцией Л.И. Ильина и В.А. Губанова. Москва: Издат, 2001.

83. Вакуловский С.М. (Ред.). Методические рекомендации по определению радиоактивного загрязнения водных объектов. М.: Гидрометеоиздат, 1986.

84. Крышев А.И., Носов А.В., Радиоэкологическая модель переноса 90Sr п1 "17

85. Cs в речной системе Исеть Тобол - Иртыш. Известия вузов. Ядерная Энергетика, 2005, №3, с. 16-25.

86. Крышев И.И., Рязанцев Е.П., Экологическая безопасность ядерно-энергетического комплекса России. Москва: Издат, 2010, 495 стр.

87. Крышев И.И., Никитин А.И., Исток системы «Теча-Обь» ждет реабилитации. Безопасность окружающей среды. 2007. № 1, с. 50-53.

88. Мартюшов В.В., Спирин Д.А., Базылев В.В. и др. Радиоэкологические аспекты поведения долгоживущих радионуклидов в пойменных ландшафтах верхнего течения реки Теча, Экология, 1997, №5, с. 361-368.

89. Мокров Ю.Г., Реконструкция и прогноз радиоактивного загрязнения реки Теча. Часть 1.- Озерск: редакционно-издательский центр ВРБ, 2002.

90. Паньков И.В., Волкова Е.Н., Козлов А.А., Кузьменко М.И., Современная радиоэкологическая ситуация в реках Западной Сибири. Гидробиологический журнал, 1998, т. 34(2), с. 64-87.

91. Трапезников А.В., Позолотина В.Н., Молчанова И.В. и др., Радиоэкологическая характеристика речной системы Теча-Исеть. Экология, 2000, №4, с.248-256.

92. Трапезников А.В., Трапезникова В.Н. Радиоэкология пресноводных экосистем. Екатеринбург: Изд-во УрГСХА, 2006.

93. Kryshev I.I., Romanov G.N., Chumichev V.B., е.а Radioecological consequences of radioactive disharges into the Techa River on the Southern Urals. Journal of Environmental Radioactivity, 1998, v. 38(2): p. 195-209.

94. Oughton D.H., Fifield L.K., Day J.P., e.a., Plutonium from Mayak: Measurement of isotope ratios and activities using accelerator mass spectrometry. Environmental Science and Technology, 2000, 34, p. 1938-1945.

95. Sazykina T.G., & Kryshev A.I., EPIC database on the effects of chronic radiation in fish: Russian/FSU data. Journal of Environmental Radioactivity, 2003. 68 (1), p. 65-87.

96. Skipperud L., Salbu В., Oughton D.H., e.a, Plutonium contamination in soils and sediments at Mayak PA, Russia. Health Physics, 2005.89, 3, p. 255-266.

97. Trapeznikov A.V., Pozolotina V.N., Chebotina M.Ya., e.a., Radioactive Contamination of the Techa River, the Urals. Health Physics, 1993. 65, p. 481-488.

98. Иванов О.П., Потапов B.H., Щербак С.Б. и Уруцкоев Л.И., Расчет голя гамма-излучения от Cs-137 загрязнения. В сб.: VI Российской научной конференции по Радиационной защите ядерных установок, Обнинск, 20-23 Сентября 1994, г.З, с. 279-281.

99. Линник В.Г., Радиоэкологические исследования ландшафтов после Чернобыльской аварии, Вестник Московского университета, 1996, вып. 5(1), с. 38-44.

100. Линник В.Г., Кувылин А.И., Кузьмичев В.Н. и Коробова Е.М., Создание баз данных радиологической информации по экспериментальным площадкам в Брянской области. Радиация и риск, 1993, №3, с. 121-128.

101. Yachmenev V.A., Isageva L.W., Environmental Monitoring in the Vicinity of the Mayak Atomic Facility. Health Physics, 1996, v. 71, No. 1, pp. 61-70.

102. Косенко M.M., Дегтева M.O., Оценка радиационного риска популяции, облучившейся вследствие сбросов радиоактивных отходов в р. Течу. Атомная • энергия, 1992, т. 72, вып. 4, с. 390-395.

103. Degteva М.О., Kozheurov V.P., Burmistrov D.S., e.a., An approach to dose reconstruction for the Urals population. Health Physics, 1996, Vol. 71, No. 1, pp. 71-76.13.16 September 2004, p. 95-96. ;

104. Линник В.Г., Сурков В.В., Потапов В.Н., и др., «Литолого-геоморфологические особенности распределения радионуклидов в пойменных ландшафтах р. Енисей», Геология и геофизика, в печати.

105. Мартыненко В.П., Линник В.Г., Говорун А.П., Потапов В.Н.t

106. Сопоставление результатов полевой радиометрии и отбора проб при исследовании распределения 137Cs в почвах Брянской области», Атомная энергия, 2003, т. 95., №4, с. 312-319

107. Говорун А.П., Иванов О.П., Ликсонов В.И., и др., Прибор для измерения поверхностной активности 137Cs в почве методом полевой радиометрии, Контроль и диагностика, 1999, №4, с. 23-27.

108. Иванов О.П., Потапов В.Н. и Щербак С.Б., Расчет мощности дозы гамма-излучения над плоской поверхностью с неоднородным распределением загрязнения. Атомная энергия. 1995, т. 79, № 2, с. 130-134.

109. Григорьев Е.И., Степанов Э.К., Фоминых В.И. и др. "Минимальная измеряемая активность. Понятие и использование в радиометрии", АНРИ N3, 1994, с.10-12.

110. Радиационная обстановка на территории России и сопредельных государств в 1993 г. Ежегодник под редакцией Махонько К.П., 1994, Обнинск, НПО "Тайфун", с. 81-83.

111. Радиационная обстановка на территории России и сопредельных государств в 1994 г. Ежегодник под редакцией Махонько К.П., 1995, Обнинск, НПО "Тайфун", 64 стр.

112. Трапезников А.В., Позолотина В.Н., Чеботина М.Я. и др., Радиационное загрязнение реки Течи на Урале, Экология, 1993, № 5, с. 72-77.

113. Методические указания "Определение радиоактивной загрязненности местности радиометром с коллимированым спектрально-чувствительным детектором" МИ 2235-92, ГОССТАНДАРТ РОССИИ, 1992, Москва.

114. Волков В.Г., Реабилитация радиационно-зарязненных объектов и территорий РНЦ «Курчатовский институт», Топливно-энергетический комплекс, Москва, 2005 г., №1-2, с. 194-197.

115. Volkov V.G., Volkovich A.G., Danilovich A.S., а.е., Radiation survey and preparing for the decommissioningof research reactor MR, RRC "Kurchatov Institute", -Book of Abstract of RRFM Intern. Conf., 2010, Marrakech, Morroco, p.65.

116. Волков В.Г., Волкович А.Г., Иванов О.П., и др., «Итоги ликвидации , старых хранилищ РАО в Российском научном центре «Курчатовский институт»,

117. Сборник тезисов, Международная конференция «двадцать лет Чернобыльской катастрофы. Взгляд в будущее» 24-26 апреля 2006, Киев, Украина, с. ТЗ-16 ТЗ-17.

118. Велихов Е.П., Пономарев-Степной H.H., Волков В.Г. и др.,I

119. Реабилитация радиоактивно загрязненных объектов и территорий РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2007, т. 102, вып. 5, с. 300-306.

120. Пономарев-Степной H.H., Волков В.Г., Городецкий Г.Г. и др., «Обследование и подготовка к ликвидации старых хранилищ радиоактивных отходов в РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2007, т. 102, вып. 6, с. 374-377.

121. Пономарев-Степной H.H., Волков В.Г., Городецкий Г.Г. и др., «Извлечение радиоактивных отходов и ликвидация старых хранилищ в РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2007, т. 103, вып. 2, с. 129-133.

122. Волков В.Г., Дмитриев С.А., «Курчатовский институт демонтировал старые хранилища», Безопасность окружающей среды, 2007, №3, с.26-29.

123. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Иванов О.П. и др., «Опыт применения технологий обращения с РАО при реабилитации старых хранилищ «исторических» отходов в РНЦ «Курчатовский институт», -В сб.: II Международного ядерного форума, 2007, с. 403-409.

124. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Иванов О.П. и др., «Программа следующего этапа реабилитационных работ в РНЦ «Курчатовский институт», -В сб.: II Международного ядерного форума; 2007, с. 396-401.

125. Волков В.Г., Городецкий Г.Г., Зверков Ю.А. и др., Контроль объемной активности нуклидов в воздухе при реабилитации площадки старых хранилищ РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 1, с. 37-43.

126. Волков В.Г., Волкова Е.В., Расторгуев И.А. и др., Моделирование переноса радиоактивного загрязнения подземными водами при реабилитации площадки старых хранилищ РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 3,с. 115-118.

127. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Колядин В.И. и др., Подготовка к выводу из эксплуатации исследовательского реактора MP в РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 5, с. 259-264.

128. Игнатов С.М. Потапов В.Н. Смирнов В.П. и др., Радиационный фон естественных радионуклидов строительных материалов, Строительные материалы, 1999, №4, с. 17-19.

129. Волков В.Г., Волкович А.Г., Иванов О.П., Потапов В.Н., Степанов В.Е., Уруцкоев Л.И.„ Чесноков A.B., Радиометрические методы измерения удельной активности радионуклидов уранового ряда, Атомная энергия, т. 107, вып. 6, декабрь 2009, с. 329-334.

130. Уткин В., Завод у двуречья. Кирово-Чепецкий комбинат: строительство, развитие, люди. 1954-1971. Книга 3. ОАО «Дом печати Вятка», 2006, с. 22-36.

131. Вебстраница фирмы Пинтек www.pentekusa.com

132. Орехов В.Т., Рыбаков А.Г., Шаталов В.В., Использование обедненного гексафторида урана в органическом синтезе. Москва, Энергоатомиздат, 2007 г., 111 стр.

133. Михейкин С.Н., Безопасность окружающей среды, 2006, №3, Очистка • грунта методом гидросепарации, с. 48-51.

134. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Иванов О.П. и др., Дезактивация радиоактивно загрязненного грунта в РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2007, т. 103, вып. 6, с. 381-387.

135. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Иванов О.П. и др., Реабилитация радиоактивно загрязненных объектов и территорий РНЦ «Курчатовский институт», Энергия: экономика, техника, экология, №9 2008, с. 35-41.

136. Bensoussan В., Decommissioning and cutting methods in the nuclear field, In Proc. of International Conference "Decommisionning challenges: an Industrial Reality?", Avignon, France, September 28 October 2 2008, CD-ROM.

137. Paul J., Kreitman P.E., PWR internals segmentation and packaging experience in the U.S., In Proc. of International Conference "Decommisionning challenges: an Industrial Reality?", Avignon, France, September 28 October 2 2008, CD-ROM.

138. Desbats P., Idasiak J.M., Maestro: A telerobotic system for decommissioning of nuclear plants, In Proc. of International Conference "Decommisionning challenges: an Industrial Reality?", Avignon, France, September 28 October 2 2008, CD-ROM

139. Pouyat D., Retrivial and conditioning of PEGASE waste storage, In Proc. of International Conference "Decommisionning challenges: an Industrial Reality?", Avignon, France, September 28 October 2 2008, CD-ROM

140. Greenwell R. D., Management of transuranic waste retrieval project nsks-successees in the startup of the Hanford 200 area waste retrieval project, -Proc. of WM'05 Conference, February 27 March 3, 2005, Tucson, AZ, USA, CD-ROM, 5134

141. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Иванов О.П. и др., Ликвидация труднодоступного хранилища высокоактивных отходов РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, т. 105, вып. 3, сентябрь 2008, с. 164-169.

142. Considerations in the Development of Near Surface Repositories for Radioactive Waste. IAEA, TRS N 417.

143. Procedures and techniques for closure of near surface disposal facilities for radioactive waste. IAEA, TECDOC 1260.

144. Performance of engineered barrier materials in near surface disposal facilities for radioactive waste. IAEA, TECDOC 1255.

145. Волков В.Г., Быковская Л.И., Городецкий Г.Г. и др., Применение технологий пылеподавления и предотвращения распространения радиоактивных аэрозолей при проведении работ по реабилитации в РНЦ «Курчатовский институт», Анри №4 (39), 2004, с. 59-66.

146. Ponomerev-Stepnoy N.N., Volkov V.G., Chesnokov А.V., Radiation Legacy Rehabilitation. Scientific&Technical Experience of the Kurchatov Institute, "Atomic relations" Ltd, ISBN 978-5-9901862-1-7, p. 100.

147. Chesnokov A.V., Volkov V.G., Volkovich A.G. e.a. Rehabilitation for PodolsktVinonferrous metals plant. -Book of Abstract of the 12 Intern. Conf. On Enviromental Remediation and radioactive Waste Management, ICEM'09/DECOM'09< 2009, Liverpool, UK, p.82.