Носовский А.В. Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на атомных электрических станциях

Подождите немного. Документ загружается.

кислоты, щелочи. Однако это возможно только при возникновении каких-либо аварийных

ситуаций.

По сравнению с обычными тепловыми ГРЭС и ТЭЦ выбросы пускорезервных котельных

АЭС очень невелики. Состав их определяется главным образом: золой несгоревшего топлива,

окисью углерода (СО), окислами азота. Однако контроль за такими котельными проводится

в полном соответствии с Законом "Об охране атмосферного воздуха". Для них рассчитываются

предельно допустимые выбросы, исходя из условия не превышения допустимых концентраций

загрязняющих веществ в приземном слое воздуха, и осуществляется постоянный контроль

за фактическими выбросами.

Только 31,2% тепла выделяющегося в реакторе, расходуется на выработку

электроэнергии, остальная часть (~68,8%) тепла рассеивается в окружающей среде. По

оценкам, выполненным Научно-исследовательским конструкторским институтом

энерготехники (НИКИЭТ) г. Москва, основным утилизатором тепла в окружающей среде

является водоем-охладитель. С точностью до 2% можно считать, что в водоем-охладитель

сбрасывается 68% тепла, вырабатываемого реактором. При сбросе такого большого

количества тепла, температура воды в водоеме-охладителе оказывается выше, чем в

естественных водоемах окружающей среды. Например, по результатам многолетних

наблюдений, усредненный перепад температур воды между входом и выходом в водоем-

охладитель (то есть подогрев воды) на Чернобыльской АЭС, составляет, приблизительно,

C. Температура воды в отводящем канале выше на 14°С, а в подводящем канале на 3 —

C выше, чем в р. Припять. Приведенные данные носят усредненный характер. Реальная

картина зависит как от времени года, так и от графика работы энергоблоков. В подогретой

воде водоемов-охладителей часто разводят рыбу (организуют рыборазводные хозяйства):

Кольская, Курская АЭС. До аварии 1986 года такое рыборазводное хозяйство существовало

и на Чернобыльской АЭС. Вода может также использоваться для подогрева грунта в

тепличных хозяйствах (Курская АЭС).

К факторам, неблагоприятно воздействующим на окружающую природную среду

нерадиационной природы, источником которых являются АЭС, относится также

электромагнитной излучение. Организм человека осуществляет свою деятельность путем очень

сложных процессов, в которых существенное значение имеет передача внутри- и внеклеточной

электромагнитной информации и соответствующая биоэлектрическая регуляция. В этой связи

техногенная электромагнитная среда обитания может рассматриваться как источник помех в

отношении жизнедеятельности человека и биоэкосистем. Атомные электростанции, как и любые

электростанции, относятся к весьма мощным источникам, генерирующим электромагнитные

поля низких частот. В настоящее время вопросы взаимодействия биосистем и человека с

электромагнитным излучением являются предметом пристального внимания ученых всего

мира,

в связи с его повсеместным распространением. Как вредный фактор, ЭМИ строго нормируется,

однако нормы для источников электромагнитных полей низких частот, таких как ЛЭП (линии

электропередачи), электрогенераторы, ограничивают только работу человека в условиях

ЭМИ, мощность собственно источника пока не ограничивается (существуют нормативы только

для источников радиочастот). Таким образом, ЭМИ, как фактор воздействия на окружающую

среду, биоэкосистемы, еще требует внимательного изучения.

ОРГАНИЗАЦИЯ КОНТРОЛЯ ЗА СОСТОЯНИЕМ ВНЕШНЕЙ СРЕДЫ

В РАЙОНАХ РАЗМЕЩЕНИЯ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

В соответствии с Законом Украины "Об охране окружающей природной среды" при

эксплуатации промышленных или иных объектов должна обеспечиваться экологическая

безопасность людей, рациональное использование природных ресурсов, соблюдение

нормативов вредного воздействия на окружающую природную среду. При этом должны

предусматриваться улавливание, утилизация, обезвреживание вредных веществ и отходов

либо полная их ликвидация, исполнение других требований относительно охраны окружающей

природной среды и здоровья людей.

Для выполнения требований законодательства на атомных электростанциях создаются

системы обезвреживания факторов вредного воздействия на окружающую среду и системы

контроля. Система контроля за состоянием окружающей природной среды (экологический

мониторинг) в районе расположения АЭС создается с целью надзора за безопасной

эксплуатацией объекта на всех стадиях ее существования и должна обеспечивать охрану

здоровья персонала, населения и объектов окружающей природной среды от загрязнения и

вредного влияния. (Ст. 33. Закона Украины "Об использовании ядерной энергии и радиаци-

онной безопасности"). Основное назначение системы контроля — Достоверное оперативное

обнаружение и оценка радиационной обстановки в районе расположения объекта, воздействия

вредных химических загрязняющих веществ и производственной деятельности на

окружающую среду, обеспечение сбора, обработки, сохранения и анализа информации о

состоянии окружающей природной среды, прогнозирования ее изменений и разработки

научно-обоснованных рекомендаций для принятия эффективных управленческих решений,

как при нормальной эксплуатации, так и при возникновении аварийной ситуации.

Информация о состоянии загрязнения объектов внешней среды, об источниках загрязнения,

параметрах выбросов и сбросов загрязняющих веществ с объекта должна иметь необходимый

и достаточный объем, достоверность и оперативность. Программа (Регламент) контроля

должна обеспечивать получение информации:

• для оценки дозовых нагрузок всего населения, включая критические группы (например,

для 30 км. Зоны отчуждения — это персонал организаций зоны отчуждения, не имеющий

отношения к ЧАЭС, и население, самовольно вернувшееся в места доаварийного проживания);

• для корреляции результатов радиационного контроля окружающей среды с данными

дозиметрического контроля выбросов и сбросов;

• для проверки обоснованности экологических моделей, используемых для установления

рабочих контрольных уровней выбросов и сбросов;

• для оценки тенденций в изменении концентрации радионуклидов в окружающей среде.

Система должна обеспечивать высокую надежность, полноту охвата, необходимую и

достаточную точность и достоверность результатов, максимальную автоматизацию и должна

включать сеть автоматических датчиков (ACKPO), установленных во всех точках выбросов и

сбросов, а также в местах их возможного образования. Датчики должны обеспечивать измерение

содержания в выбросах и сбросах всех загрязняющих веществ с необходимой точностью, и

параметров интенсивности сброса и выброса в данной точке (источнике). В систему контроля

источника также должны быть включены датчики контроля метеопараметров в месте

размещения объекта. Выбор параметров контроля, типы датчиков, их размещение, частота

замеров должны обосновываться специальным проектом. Для контроля параметров, кроме

автоматических датчиков должна использоваться система лабораторного исследования проб.

Частота снятия показаний датчиков, лабораторных исследований, точки контроля, виды

исследований и измерений должны определяться специальным документом: "Регламент

контроля окружающей среды", который разрабатывается предприятием и согласовывается с

Органами Госсаннадзора. Обязательному лабораторному контролю подлежат: приземный

слой воздуха, атмосферные выпадения, грунтовые и поверхностные воды и донные отложения,

водная растительность, рыба, моллюски (водоемов в районе размещения объекта), почва,

растительность, животные, обитающие в данном районе. Примерный, объем контроля

представлен в таблице 11.8.

Точки пробоотбора должны выбираться с учетом ландшафтных, метеорологических

условий региона и обеспечивать представительность результатов контроля. Регламент должен

ежегодно корректироваться с учетом полученных результатов контроля. Отбор проб,

радиометрические, радиохимические и гамма спектрометрические анализы выполняются

согласно методикам, изложенным в руководстве "Методические указания по санитарному

контролю содержания радиоактивных изотопов во внешней среде" (M., 1980) и другими

действующими в этой области официальными рекомендациями и методиками.

Таблица 11.8

Примерный объем контроля объектов окружающей среды на АЭС

Объект контроля Что определяется

Ориентировочная частота отбора

проб, или измерений

Примерное

число точек

наблюдения

Примечание

Мощность дозы

гамма-излучения

на местности

Гамма - излучение

Непрерывно с помощью

системы ACKPO

1 раз в год ТЛД, 1 раз в 6 месяцев —

переносными приборами

15 — 20

50 — 100

По основным

маршрутам

движения

персонала

Атмосферный воздух

Суммарная

бета-активность,

гамма

спектрометрия

Радионуклидный

состав α, β

1 раз в 7 дней

Объединенные пробы

за месяц

15 — 20

Гамма -

спектрометрия,

альфа -

спектрометрия,

радиохимическое

определение.

Атмосферные

выпадения

Суммарная бета -

активность, гамма

спектрометрия

Радионуклидный

состав

1 в месяц 15 — 20 Планшеты

Снег

Суммарная бета -

активность, гамма

спектрометрия.

Радионуклидный

состав

1 раз в год

Объединенные пробы

30 — 40

Почва

Гамма

спектрометрия

Радионуклидный

состав

1 раз в год

Пробы отбираются

по кольцевому

маршруту, на характ.

ландшафтах

Объект контроля

Что определяется

Ориентировочная частота отбора

проб, или измерений

Примерное

число точек

наблюдения

Примечание

Растительность

Гамма спектрометр.

Радионукпидный

состав

1 раз в год

Пробы отбираются на

характ. лаидшафтах

по радиусам

ВодаПЛК,ХФК

а также сбросных

каналов АЭС

Суммарная бета -

активность, гамма

спектрометрия

Радионуклидный

состав

Постоянные измерения

По числу

сбросов

Возможен квази

непрерывный

контроль в

местах сброса

Вода водоемов, в т.ч.

пруда-охладителя

Суммарная

бета-активность,

гамма спектрометр.

Радионуклидный

состав

1 раз в месяц

1 раз в квартал по

объединенной пробе

5-20

С учетом

водопользования

Донные отложения

и водоросли

— II —

1 раз в год

5-20

С учетом

водопользования

Рыба

— II —

1 раз в год

5-20

Животные

— II —

1 раз в год

5-20

В "ближней" зоне

АЭС

Грунтовые воды

— II —

1 раз в месяц

По числу

скважин

По специальной

программе

Продукты питания

местн. производства

— II —

1 раз в год

В пунктах

проживания

По специальной

программе

Дозиметрический контроль района расположения АЭС осуществляется в 3-х режимах:

• непрерывном;

• постоянном;

• периодическом.

Под непрерывным контролем понимается непрерывное измерение и регистрация гамма

фона с возможностью представления информации в графическом или цифровом виде за

любой отрезок времени. Гамма-фон определяют с помощью датчиков, оформленных в авто-

матическую измерительную сеть. Повышенные значения гамма фона, регистрируемые

автоматической измерительной сетью, сверх значений обычных флуктуации являются

сигналом для выяснения причин и развертывания работ по уточнению радиационной

обстановки на прилегающей территории в соответствии с заранее разработанной программой

работ с оперативным углублением и расширением объема контроля.

Непрерывный контроль также ведется за содержанием радиоактивных веществ в

выбрасываемом вентиляционном воздухе. Основной задачей контроля вентиляционных

выбросов радиоактивных веществ в атмосферу является получение оперативной информации,

на основании которой принимаются объективные и обоснованные решения о состоянии

радиационной обстановки на объектах предприятия. Наряду с этим в задачу контроля входят

систематические исследования, направленные на выявление источников загрязнения

воздушной среды, характерных для технологического процесса, и на разработку технических

и организационных мероприятий по улучшению условий труда персонала.

Постоянный контроль осуществляется за:

• экспозиционной дозой гамма-излучения на основе термолюминесцентной

дозиметрии(ТДД);

• суммарной бета активностью аэрозолей атмосферного воздуха;

• суммарной бета активностью выпадений.

Измерение гамма фона на местности с помощью ТЛД и автоматической измерительной

сети позволяет определить годовую дозу местного населения при нормальной работе АЭС и

разовую, в случае возникновения аварийной ситуации.

Дозиметры размещаются в постоянных пункгах наблюдения и во всех населенных

пунктах,

имеющихся на территории 30-км зоны и в контрольном пункте.

Постоянные пункты наблюдения располагаются с учетом розы ветров, в местах, доступных

для автотранспорта и обслуживания, в течение всего года и, также, преимущественно в

населенных пунктахсанитарно-защитной зоны и зоны наблюдения.

Периодический контроль осуществляется за:

• радаонуклидным составом аэрозолей атмосферного воздуха;

• радаонуклидным составом выпадений, проб снега, почвы поверхностных и грунтовых

вод, объектов пищевых цепочек, ответственных за пере дачу радионуклидов населению.

Основной задачей этого вида контроля при нормальном режиме работы АЭС является

оценка накопления и миграции радаонуклидов на местности и водах за весь период ее

эксплуатации. Этот контроль не имеет оперативного значения и осуществляется с ограниченной

периодичностью.

Государственный надзор за соблюдением нормативных требований по охране окружающей

среды осуществляют: Министерство охраны окружающей среды и ядерной безопасности

Украины и Министерство охраны здоровья. Эти органы проводят специальные проверки на

местах, ведут контрольные исследования, а также анализируют отчетные материалы, которые

периодически (ежеквартально и ежегодно) направляют атомные электростанции.

ОГЛАВЛЕНИЕ

Предисловие редактора .................................................................................................. 3

Предисловие авторов 6

Введение ............................................. .................. .................................................... .8

ГЛАВА 1. ОСНОВЫ ДОЗИМЕТРИИ

Основы математики, физики и других наук .................................................................. 11

Ра

иоактивность ........... ................................................................................................. 21

Виды ионизи

ру

ющих изл

чений .................................................................................... 27

Закон радиоактивного распада ........................................................................................ 33

дер

ны

ре

ак

ии и я

дер

ое

плив

................................

..............

Атомные электрические станции ................................................. ............................................ 53

ГЛАВА 2. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ

С ВЕЩЕСТВОМ

Основные понятия и определения .................................................................................. 64

Взаимодействие тяжелых заряженных частиц с веществом ......................................... 69

Взаимо

ействие легких за

яженных части

с ве

еством ......................... ................. 71

Взаимодействие гамма-излучения с веществом ............................................................ 74

Взаимодействие нейтронов с веществом ........................................................................ 82

ГЛАВАЗ. ОСНОВНЫЕ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ

Международная система единиц .................................................................................... 86

Активность радионуклида .............................................................................................. 88

Ха

акте

истики поля изл

чения ..................................................................................... 89

озовые ха

акте

истики поля изл

чения ............................... ......................... ......... 91

Керма-постоянная и керма-эквивалент источника ........................................................ 98

ГЛАВА 4 БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ

ИЗЛУЧЕНИЙ

Фоновое об лучение человека .......................................................................................... 102

Пути воздействия излучений на организм ...................................................................... 106

Зависимость доза-эффект .......................................................................................... 109

Процессы, происходящие в биологических тканях ........................................................ 111

Острые эффекты и отдаленные последствия. Медицинские аспекты облучения ............

Концепция приемлемого риска ..........................................................................................

ГЛАВА 5. ОСНОВЫ НОРМИРОВАНИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ

ИЗЛУЧЕНИЙ

Принципы нормирования ионизирующих излучений .......... .......................................... 126

Международные правила и рекомендации ...... ............................................................... 127

На

иональные п

авила и но

мы ...................................................................................... 137

Основные дозовые пределы ...... . ................................................................................... 142

Допустимые уровни .......................................................................................................... 147

Контрольные уровни ......................................................................................................... 156

ГЛАВА 6. ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Источники ионизирующих излучений на АЭС ................................................................ 158

Организация радиационной защиты на АЭС .................................................................... 168

Классификация защит и материалов защиты ..................................................................... 173

Технические с

ства

иа

ионной за

иты .................................................................. 175

Конструкция биологической защиты ядерного реактора ................................................. 178

ганиза

ионные мето

иа

ионной за

иты ........................................................... 18

Методы расчета защиты от ионизирующих излучений ................ ................................. 185

ГЛАВА 7. МЕТОДЫ РЕГИСТРАЦИИ ИОНИЗИРУЮЩИХ

ИЗЛУЧЕНИЙ

Физические основы регистрации и дозиметрии излучений и принципы построения

детекторов излучения ........................................................................................................

203

Ионизационный метод ...................................................................................................... 207

интилля

ионный мето

................................................................................................ 219

Полупроводниковый метод .................... 231

Фотог

ический мето

........................................................ 238

Люминесцентный метод ................................................................................................... 241

Химический метод ............................................................................................................ 244

Трековый метод ................................................................................................................ 246

Актива

ионный мето

................................ ..: ................................................................ 247

Тепловой мето

................................................................................................................. 248

ГЛАВА 8. ПРИБОРЫ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ И

ТЕХНИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЯ

РАДИАЦИОННЫХ ВЕЛИЧИН

Классификация приборов радиационного контроля ..........................................................

251

та

на

ны

мы

иа

нн

нт

ро

ля

................................

...............................

Переносные приборы радиационного контроля .................................................................

257

Приборы индивидуального дозиметрического контроля ...................................................

258

ибо

ы лабо

ато

ного

озимет

ического конт

оля ..........................................................

261

Мет

ология п

ибо

ов

адиационного конт

оля ................................................................

261

Измерение радиоактивных газов .........................................................................................

269

Измерение радиоактивных аэрозолей

................................

..................

272

Определение активности жидких и твердых отходов .........................................................

277

озимет

ия нейт

онного изл

чения ....................................................................................

284

Контроль внутреннего облучения ........................................................................................

295

ГЛАВА 9. ОРГАНИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ ПРИ

АВАРИЯХ НА АЭС

Классификация аварий и аварийных ситуаций ...................................................................

308

енка

иа

ионной обстановки .......................................................................................

318

Индивидуальная аварийная дозиметрия гамма-излучения .................................................

319

Индивидуальная аварийная дозиметрия нейтронов ............................................................

323

Ретроспективные методы дозиметрии ................................................................................

327

озимет

ическое обследование пост

адавших ...................................................................

337

Действие персонала АЭС при авариях ................................................................................

342

ГЛАВА 10. ПРАВИЛА РАБОТЫ С ИСТОЧНИКАМИ

ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Классификация работ с радиоактивными веществами .......................................................

353

авил а

аботы с зак

ытыми источниками .....................................................................

356

авила

аботы с отк

ытыми источниками .......................................................................

356

Правила перевозки радиоактивных материалов .................................................................

358

Дезактивация .......................................................................................................................

364

ГЛАВА 11. АЭС И ОКРУЖАЮЩАЯ СРЕДА

АЭС и окружающая среда ...................................................................................................

369

АЭС как источник радиоактивного загрязнения внешней среды ......................................

370

Радиоактивные отходы АЭС .....................................................................................................

374

Отработанное ядерное топливо ............................................................................................

388

Миграция радионуклидов во внешней среде. Нормирование радиоактивного

заг

язнения внешней с

ы ...................................................................................................

389

Не

адиоактивные

акто

ы неблагоп

иятного влияния АЭС на ок

ру

жающ

ю с

ед

. 393

Организация контроля за состоянием внешней среды в районах размещения атомных

электростанций ......................................................................................................................

395

Список используемой литературы .......................................................................................

399

Оглавление.. ..........................................................................................................................

402

Учебное пособие

Александр Александрович Алексеев

Виктор Владимирович Андреев

Владимир Петрович Бадовский

Евгений Владимирович Гарин

Валерий Николаевич Глыгало

Анатолий Владимирович Носовский

Борис Яковлевич Осколков

Анатолий Анатольевич Попов

Валерий Александрович Сейда

Владимир Борисович Шостак

Вопросы дозиметрии и радиационная безопасность на атомных

электрических станциях.

Под редакцией канд.техн. наук А.В.Носовского

Подписано в печать 19.08.98. Формат 84 х 108/32.

Бумага офсетная. Печать офсетная. Зак. № 8-279

Издательство "ЗАО"Укратомиздат", 255190, г. Славутич, Киевская обл.,

ул. 77-й Гвардейской дивизии 7/1. тел./факс: (04479) 2-88-33

Киевское акционерное общество "Книга".

254655, ГСП, Киев-53, ул. Артема, 25

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Абрамов А.И., Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Основы экспериментальных методов

ядерной физики. / Изд. 2-е, перераб. и доп. - M.: Атомиздат, 1977.

2. Берковский В.Б., Гаврилин Ю.И., Гулько Г.М., Ильичев С.В., Крючков В.П.,

Лихтарев И.А., Носовский А.В., ОсановД.П., Павленко Ю.В., Павлов Д.И., Репин B.C.,

СнисарИ.Б.,ХрущВ.Т., ЧумакВ.В. Сборник методик да ретроспективному восстановлению

доз участников ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. - Киев, 1995.

3. Боровой А.А., Васильченко В.Н., Носовский А.В., Попов А.А., Щербина В.Г.

Концепция радиационного контроля ПО "Чернобыльская АЭС" и основные технические

требования к системе PK. - Чернобыль, 1993.

4. Брегадзе Ю.И., Степанов Э.К., ЯрынаВ. П. Прикладная метрология ионизирующих

излучений. / Под ред. Ю.И. Брегадзе. - M.: Энергоатомиздат, 1990.

5. Васильченко В.Н., Носовский AB., Крючков В.П., Осанов Д.П., Павлов Д.А.,

Цовьянов А.Г., Бондарчук А.С., Ильичев С.В. Принципы организации сбора информации по

дозиметрическим аспектам радиационных аварий. Руководящий документ Росстандарта, РД-

187655/94.-Москва, 1994.

6. Виленчик М.М. Радиобиологические эффекты и окружающая среда. / 2-е изд.,

перераб. и доп. - M.: Энергоатомиздат, 1991.

7. ГельфальдМ.Е., Клиндухов С.Н. Радиационная безопасность при монтаже и наладке

радиационной техники. - M.: Энергоатомиздат, 1992.

8. Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. / Изд. 3-е, перераб.

и доп. Под редакцией E. Л. Столяровой. Учебник для вузов. - M.: Атомиздат, 1976.

9. Горн Л.С., Хазанов Б.И. Современные приборы для измерения ионизирующих

излучений. - M.: Энергоатомиздат, 1989.

10. Готовность эксплуатирующей организации (лицензиата) на случай аварийна атомных

электростанциях. Руководство по безопасности. - Вена, МАГАТЭ, 1982. (Серияизданий по

безопасности N 50-SG-06).

11. Дозиметрический и радиометрический контроль при работе с радиоактивными

веществами и источниками ионизирующих излучений: Методическое руководство. T. 1.

Организация и методы контроля. / Под общ. ред. В.И.Гришмановского. - M.: Атомиздат,

1980.

12. Дозиметрический и радиометрический контроль при работе с радиоактивными

веществами и источниками ионизирующих излучений: Методическое руководство. Т.2.

Индивидуальный контроль. Радиометрия проб. / Под общ. ред. В.И. Гришмановского. - M.:

Атомиздат, 1981.

13. Допустимые выбросы радиоактивных и химических веществ в атмосферу. /

Е.Н. Теверовский, Н.Е. Артемова, А.А. Бондарев и др.; Под ред. Е.Н. Теверовского,

И.А. Терновского. 2-е изд., перераб. и доп. - M.: Энергоатомиздат, 1985.

14. Еремеев И.С. Автоматизированные системы радиационного мониторинга

окружающей среды. / Отв. ред. Кондалев АИ., АН УССР. Ин-т ядерных исследований.-

Киев: Наук, думка, 1990.

15. Жабо В.В. Охрана окружающей среды на ТЭС и АЭС: Учеб. для техникумов. - M.:

Энергоатомиздат, 1992.

16. Закон Украины. Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности. -

Киев,1995.

17. Закон Украины. Об обращении с радиоактивными отходами. Укр ЯО. - Киев, 1995.

18. Иванов В.И. Курс дозиметрии: Учебник для вузов./4-е изд., перераб. и доп.-M.:

Энергоатомиздат, 1988.

19. Иванов Е.А., Рамзина Т.В., Хамьянов Л.П., Васильченко В.Н., Коротков В.Т.,

Носовский А.В., Осколков Б.Я. Радиоактивное загрязнение окружающей среды Ат-241

вследствие аварии на Чернобыльской АЭС. - Атомная энергия, 1994, т.77, вып.2.

20. Иванов Е.А., Хамьянов Л.П., Ильичев С.В., Носовский AB.,Снисар И.Б. Оценка

аварийной дозы облучения персонала Чернобыльской АЭС за 1986 год. - Атомная энергия,

1995,т.78, вып.З.

21. Ильичев С.В., Кочетков О.А, Крючков В.П., Мазурик В.К., Носовский А.В.,

Павлов Д.А., Снисар И.Б., Цовьянов А.Г. Ретроспективная дозиметрия участников

ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС. /Под редакцией R.T.H. Носовского AB. ик.ф-

м.н. Крючкова В.П. - Киев: Седа-стиль, 1996. - С.256.-1 л.

22. Индивидуальная защита работающих в атомной энергетике/ В.С Кощеев, Д.С.

Гольддггейн, В.Н. Клочков и др. -M.: Энергоатомиздат, 1992.

23. Кеирим-Маркус И.Б., Савинский А.К., Чернова О.H. Коэффициент качества

ионизирующих излучений. -M.: Энергоатомиздат, 1992.

24. Коган Р.М., Назаров И.М., Фридман Ш.Д. Основы гамма-спектрометрии

природных

сред. / 3-е изд., перераб. и доп. - M.: Энергоатомиздат, 1991.

25. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. /4-е изд., перераб. и доп. -

M.: Энергоатомиздат, 1991.

26. Кононович А.Л., Барбашов С.В., Осколков Б.Я., Коротков В.Т., Носовский А.В.,

Колтик И.И.,Кордюк А.Г., Чабан Н.Г. Нормирование сбросов и выбросов

радионуклидов

и вредных веществ во внешнюю среду. - Атомная энергия, 1994, т.76, вып.6.

27. Кононович А.Л., Осколков Б.Я., Кудрявцева Н.А, Коротков В.Т., Ростовцев А.Л.,

Носовский А.В., Васильченко В.Н., Чабан Н.Г. Оценка радиоактивного состояния подземных

вод в районе Чернобыльской АЭС. - Атомная энергия, 1994, т.77, вып.5.

28. Количественные закономерности и дозиметрия в радиобиологии: Публикация 30

MKPE. Пер. с англ. / Под ред. И.Б. Кеирим-Маркуса. - M.: Энергоатомиздат, 1984.

29. Крайтор С.H. Дозиметрия при радиационных авариях / Под ред. И.Б. Кеирим-

Маркуса.- M. Атомиздат, 1979.