hauuohajibuah atomhah aueprorenepupyiomas komnahhh … · mmhmctepctbo 3hepretiikii ii yrojihhoi1...

- ---

MMHMCTEPCTBO 3HEPrETIIKII II yrOJIhHOI1 TIPOMhIIIIJIEHHOCTM YKPAMHhI rocynapcrsenuoe npennpnsrrne

HaUUOHaJIbUaH aTOMHaH aueprorenepupyiomas KOMnaHHH «Oneproarosr»

on «lOiKHO- YKPAHHCKAJI A3C»

COfJIACOBAHO YTBEPIKJJ:AIO

IlepBhI11 3aMeCUneJIh npencenarens Ilepasrti Bl1ue-npe311..a:eHT focaToMperyJUIpOBaHI151 YKpal1I-1hI TeXHW:leCKI1H znrpexrop f JIaBHhI11 rocynapcrsemrsrii I1HCneKTOp rn HA3K «Dneproar ou» no 51..a:epHOH I1 pa..a:l1alJ:l10HHOH 6e30naCHOCTl1 YKpal1HbI

_ _ ____ M.X. Tauren e-- .se"A.B. WaBJIaKOB

« » 2013 r. « '~ 1/ 2013 r.

IO)I(HO-YKPAIIHCKAJI A3C 3Hepro6J10K N21

OTqET IIO IIEPIIO):(lIqECKOM IIEPEOl(EHKE IiE3011ACHOCTII

cI>aKTop N2 14

B03):(EMCTBIIE3KCIIRYATAl(IIIIA3C HA OKPY)I(AIOlIJ,YIO CPE):(Y

OKOHQaTeJIbHa5I penaKUI15I

CpOK.neHCTBIDl npoanen no

HOMep 113BeLUeHI151

CpOKn eHCTBl1l1 no

rn HA3K IOlKHo-YKpaHHcKafl A3C. 3Hepro6JlOK N2! OT4eTno nepacnasecson nepeouexse6e30naCHOCTH

cDaKTop N214«B0311eti CTBHe sxcnnyara uua A3C HaOKpY»)(aIOLUYIO cpeny»

000 «3 HEPf OPYl CK»

CTjJ.3

JUICT corJIACOBAHIUI on lOYA3C

):(OJDKHOCTb Ilonnacs ):(aTa

M. o. renepansnoro znrpexropa

11. o. rJIaBHOrO I1H)KeHepa

3aMeCTI1TeJIb rJIaBHOrO I1H)KeHepa ITO .>IPE OIl IOYA3C

3aMeCTI1TeJIb rnaanoro I1H:>KeHepa ITO 3KCITJI yaTaUI1I1 I 04epe,LJ.I1 OIl IOYA3C

Ha4aJIbHI1K UPI> OIl IOYA3C

Ha4aJIbHI1K CAE OIl IOYA3C

//j5

<I>.II.O.

Kyaaeuos B.11.

EaH,LJ.ypKo B.B.

COKOllOB )J,.A.

<I:>eo¢eHToB B.A.

Eoapnuiea B.B.

MapKOB A .B.

CJ

rn HA3K fO)lCHo-YKpaHHCKaJI A3C. 3 Hepro6no KN~ 1 0 0 0 «3 HEPf OPVlCK» Or4eT no nepnon nvecxoa nepeoueuxe 6e30naCHOCTH

cD alITOp N214 «B03!.lel1cTBHe 3KcnnyaTauHHA3 C aa oxpyacaioiuyio cpeziy» CTP2

JII1CT corJIACOBAHIDI HA3K

,L(omKHocTh Ilonnact, ,L(aTa <l>aMHJlHH u.o.

Tenepam.nsiii 11HcneKTOp

zmpexrop no 6e30naCHOCTl1

I1cnOJIH11TeJIhHhIH )l11p eKTOp no ~)lepHOH 11

pa)ll1aU110HHOH 6e30naCHOCTl1 11

na lfHO-TeXHl1lfeCKOH nozme )KKe

I1cnOJIHI1TeJIhHhIH )l11p eKT Op no

np0113BO)lCTBy

3aMeCTl1TeJIh reHepaJIhHOrO 11HcneKTopa

zmpexrop no uaznopy sa 6e30naCHOCThIO

.al1peKTOp no ~ )lepHoi1 11 pa)l11au11oHHOH

6e30naCHOCT11

E11JIeH .a.B.

2 .\11;5 Illyvxoea H.IO.

HOB11KOB B.n.

- t/. 1.7c..>. · bmKKO c.r.

ГП НАЭК Южно-Украинская АЭС. Энергоблок №1

Отчет по периодической переоценке безопасности

Фактор №14 «Воздействие эксплуатации АЭС на окружающую среду»

ООО «ЭНЕРГОРИСК»

стр.4

СОДЕРЖАНИЕ

1. ВВЕДЕНИЕ .......................................................................................................................................... 5

2. ПЕРЕЧЕНЬ ИСПОЛЬЗУЕМЫХ СОКРАЩЕНИЙ ........................................................................... 7

3. ТРЕБОВАНИЯ К ОЦЕНКЕ ФАКТОРА............................................................................................ 9

3.1. Национальные регулирующие требования ............................................................................... 9

3.2. Международные требования и руководства ........................................................................... 10

4. АНАЛИЗ ФАКТОРА БЕЗОПАСНОСТИ ........................................................................................ 11

4.1. Нормативная база, применимая к данному фактору безопасности ...................................... 11 4.2. Метод оценки ............................................................................................................................. 14 4.3. Критерии оценки ....................................................................................................................... 14

4.4. Результаты оценки ..................................................................................................................... 14 4.4.1. Существующие на ЮУАЭС источники радиационного влияния на

окружающую среду .............................................................................................................. 14

4.4.2. Предельные величины сбросов и выбросов радионуклидов в режиме

нормальной эксплуатации энергоблока и АЭС в целом ................................................... 16 4.4.2.1. Величины предельно допустимых выбросов радионуклидов для ОП

ЮУАЭС. Фактические газо-аэрозольные выбросы радиоактивных

веществ в атмосферу ОП ЮУАЭС за период эксплуатации ............................................ 20

4.4.2.2. Величины предельно допустимых сбросов радионуклидов для ОП

ЮУАЭС. Фактические сбросы радиоактивных веществ в водные

объекты ОП ЮУАЭС за период эксплуатации ................................................................. 35

4.4.3. Программа наблюдений за радиационной обстановкой в

контролируемой зоне АЭС. Автоматизированная система

радиационного контроля (АСКРО) ..................................................................................... 46

4.4.3.1. Программа радиационного контроля на ОП ЮУАЭС ..................................................... 46 4.4.3.2. Объем радиационного контроля окружающей среды осуществляемый

ЛВД ЦРБ ОП ЮУАЭС ......................................................................................................... 58 4.4.3.3. Основные сведения об автоматизированной системе контроля

радиационной обстановки (АСКРО) ОП ЮУАЭС............................................................ 68 4.4.4. Результаты контроля радиационного состояния в районе расположения

ОП ЮУАЭС. Информирование общественности ............................................................. 83 4.4.4.1. Радиационная обстановка вокруг Южно-Украинской АЭС (в

санитарно-защитной и наблюдаемой зонах) в предпусковой период.

Снятие «нулевого фона» ...................................................................................................... 83

4.4.4.2. Данные о радиационной обстановке в районе расположения ЮУАЭС за

период эксплуатации ............................................................................................................ 90 Контроль за мощностью дозы гамма-излучения на местности ................................................... 91 Контроль содержания радионуклидов в приземном слое атмосферного воздуха ..................... 95 Контроль содержания радионуклидов в атмосферных выпадениях ......................................... 103

Контроль содержания радионуклидов в водных объектах ........................................................ 115 Контроль содержания радионуклидов в сети тепло- и водоснабжения .................................... 120

Контроль воды в скважинах радиационного контроля .............................................................. 122 Контроль содержания радионуклидов в донных отложениях ................................................... 127 Контроль содержания радионуклидов в почве и растительности ............................................. 132 Контроль содержания радионуклидов в сельскохозяйственной продукции ............................ 135 4.4.4.3. Информирование общественности .................................................................................. 136

4.4.5. Выводы ................................................................................................................................ 139

5. ОПРЕДЕЛЕНИЕ И РАНЖИРОВАНИЕ ПРОБЛЕМНЫХ ВОПРОСОВ.................................... 141

6. МЕРОПРИЯТИЯ ПО КОРРЕКТИРОВКЕ ФАКТОРА ................................................................ 142

7. ОЦЕНКА РАЗВИТИЯ СИТУАЦИИ К СЛЕДУЮЩЕЙ ППБ..................................................... 142

8. ЗАКЛЮЧЕНИЕ ............................................................................................................................... 143

9. ПЕРЕЧЕНЬ ССЫЛОК ..................................................................................................................... 144





стр.5

1. ВВЕДЕНИЕ

Продление эксплуатации энергоблоков АЭС Украины предусмотрено

государственной энергетической стратегией на период до 2030 года и является

приоритетным направлением деятельности ГП НАЭК «Энергоатом».

Проектный срок службы энергоблока №1 ЮУАЭС истекает в 2012 г.

Работы по продлению эксплуатации энергоблоков АЭС в сверхпроектный срок

регламентируются требованиями следующих документов:

– Закон України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку»,

№39/95 ВР, зі змінами та доповненнями;

– Закон України «Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії»;

– «Загальні положення безпеки атомних станцій», НП 306.2.141-2008;

– «Вимоги до проведення модифікацій ядерних установок та порядку оцінки їх

безпеки», НП 306.2.106-2005;

– «Загальні вимоги до продовження експлуатації енергоблоків АЕС у

понадпроектний строк за результатами здійснення періодичної переоцінки

безпеки», НП 306.2.099-2004;

– «Вимоги до структури і змісту звіту з періодичної переоцінки безпеки

енергоблоків діючих АЕС». Узгоджено ДКЯРУ вих. №15-32/7040 від 28.12.06,

СОУ Н ЯЕК 1.004:2007.

Основным документом, на базе которого будет принято решение по продлению

срока действия лицензий АЭС на эксплуатацию энергоблоков в сверхпроектный период,

является «Отчет о периодической переоценке безопасности энергоблока».

Разработка настоящего отчета является одним из этапов большого проекта по

периодической переоценке безопасности (далее – ППБ) который выполняется

специалистами ООО «Энергориск» на основании Договора №3 2009 от 05.02.2009г. с

ОП ЮУАЭС.

В составе Отчета по периодической переоценке безопасности выполнен анализ 14

факторов безопасности, которые группируются по главам ОППБ, и представляются

следующим образом:

– ФБ-1 «Проект энергоблока»;

– ФБ-2 «Текущее техническое состояние систем и элементов энергоблока»;

– ФБ-3 «Квалификация оборудования»;

– ФБ-4 «Старение сооружений, систем и элементов»;

– ФБ-5 «Детерминистический анализ безопасности энергоблока»;

– ФБ-6 «Вероятностный анализ безопасности»;

– ФБ-7 «Анализ внутренних и внешних воздействий»;

– ФБ-8 «Эксплуатационная безопасность»;

– ФБ-9 «Использование опыта других АЭС и результатов научных достижений»;

– ФБ-10 «Организация и управление»;

– ФБ-11 «Эксплуатационная документация»;

– ФБ-12 «Человеческий фактор»;

– ФБ-13 «Аварийная готовность и планирование»;

– ФБ-14 «Воздействие эксплуатации АЭС на окружающую среду».

Каждая из глав представлена в виде отдельного отчета.

По результатам оценки всех факторов безопасности выполнен комплексный

анализ безопасности, который, также оформлен отдельным отчетом.





стр.6

В настоящем отчете проводится рассмотрение фактора безопасности

ФБ-14 «Воздействие эксплуатации АЭС на окружающую среду, «Радиационное

воздействие на окружающую среду»».

Задачей написания отчета по фактору безопасности «Воздействие эксплуатации

АЭС на окружающую среду» является:

– описание существующей системы радиационного контроля влияния ЮУАЭС на

окружающую среду, осуществляемых мероприятиях по модернизации этой ситемы,

представление на основании результатов мониторинга информации, по фактическому

воздействию АЭС на окружающую среду;

– проведение сравнительного анализа результатов фактического воздействия

ЮУАЭС на окружающую среду с установленными пределами;

– представление информации о деятельности направленной на снижение

радиационного воздействия АЭС на окружающую среду и об отсутствии предпосылок

для превышения установленных пределов в период сверхпроектной эксплуатации.

Отчет выполнен в соответствии с «Техническим руководством по выполнению

ОППБ», ЕР03-2009.410.ОД.01, согласованным с ОП ЮУАЭС и Дирекцией НАЭК

«Энергоатом». Отчет оформлен в соответствии с требованиями «Программы качества»

ЕР03-2009.510.ОД.01.





стр.7

2. ПЕРЕЧЕНЬ ИСПОЛЬЗУЕМЫХ СОКРАЩЕНИЙ

АБ Аккумуляторная батарея

АРМ Автоматизированное рабочее место (оператора)

АРО Аварийная радиационная обстановка

АСКРО Автоматизированная система контроля радиационной обстановки

А-ТУ Административно-технологический уровень

АЭС Атомная электрическая станция

ББ Брызгальные бассейны

БВ Бассейн выдержки

БВИ Блок выносной индикации

БИК Блок измерений и контроля

ГКЯРУ Государственный комитет ядерного регулирования

ДГ Дизель-генераторная

ДВ Допустимый выброс (предельный выброс)

ДЖН Долгоживущие радионуклиды

ДС Допустимый сброс (предельный сброс)

ЗН Зона наблюдения

ЗСР Зона строгого режима

ИРГ Инертные радиоактивные газы

ИРФ Измеритель радиационного фона

КИП Контрольно-измерительные приборы

МП Метеорологический пост

МЭД Мощность экспозиционной дозы

НД Нормативная документация

НРБУ Нормы радиационной безопасности Украины

НРО Нормальная радиационная обстановка

ОА Объемная активность

ОАБ Отчет по анализу безопасности

ОП Обслуживаемые помещения

ОППБ Отчет по периодической переоценке безопасности

ОРУ Открытое распределительное устройство

ОСГЗ Очистные сооружения грязной зоны

ОСПУ Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности

Украины

ПВ.і Предельный выброс (допустимый выброс)

ПЛК Промливневая канализация

ПОП Полуобслуживаемые помещения

ППБ Периодическая переоценка безопасности

ППК Периферийный пост контроля

ПРБ АС-89 Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций

ПС Программные средства

ПС.і Предельный сброс (допустимый сброс)

РАО Радиоактивные отходы

РТ Ретранслятор

РТК Радиационный технологический контроль

РЦ Реакторный цех

РШ Радиошкаф

САБ Служба анализа безопасности ОП «Южно-Украинская АЭС»





стр.8

СБП Система бесперебойного питания

СВО Система спецводоочистки

СГО Система спецгазоочистки

СЗЗ Санитарно-защитная зона

СИЗ Средства индивидуальной защиты

СНП Система надежного питания

СП АС-88 Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций

СРК Система радиационного контроля

ССД Станция сбора данных

СТП Стандарт предприятия

СУЗ Система управления и защиты

ТЛД Термолюминисцентный дозиметр

ТОБ Техническое обоснование безопасности

ТС Технические средства

УПТК Управление производственно-технической комплектации

ХЖРО Хранилище жидких радиоактивных отходов

ХСО Хранилище сухих отходов

ХТРО Хранилище твердых радиоактивных отходов

ХФК Хозфекальная канализация

ХЦ Химический цех

ЦПК Центральный пост контроля

ЦРБ Цех радиационной безопасности





стр.9

3. ТРЕБОВАНИЯ К ОЦЕНКЕ ФАКТОРА

3.1. Национальные регулирующие требования

Требования к структуре и содержанию отчета по периодической переоценке

безопасности действующих энергоблоков АЭС» СОУ-Н-ЯЕК 1.004:2007,

Министерство топлива и энергетики Украины, 2007г.:

«…6.6.1. Радиационное влияние на окружающую среду

Целью анализа этого фактора безопасности является демонстрация того, что на

АЭС существует и реализовывается программа контроля радиационного влияния на

окружающую среду , и что это влияние не превышает нормативных пределов. При этом

должны использоваться данные, приведенные в ТОБ, ОАБ или предыдущем ОППБ.

6.6.1.1 Источники радиационного влияния на окружающую среду.

Необходимо перечислить и кратко охарактеризовать возможные пути

распространения радионуклидов в окружающую среду.

6.6.1.2 Предварительные величины сбросов и выбросов радионуклидов в режиме

нормальной эксплуатации энергоблока и АЭС в целом.

Необходимо представить величины предельно допустимых сбросов и выбросов

радионуклидов, в зависимости от их изотопного состава и агрегатного состояния, а

также учитывая количество энергоблоков находящихся в эксплуатации.

6.6.1.3 Программа наблюдений за радиационной обстановкой в контролируемой

зоне АЭС.

Необходимо представить основные положения программы наблюдения за

радиационной обстановкой в районе размещения АЭС, с указанием контролируемых

параметров, количеством точек наблюдения, а также наблюдением за динамикой

накопления радионуклидов в сельскохозяйственной продукции, поверхностных и

грунтовых водных источниках, представителях флоры и фауны, которые причастны к

пищевой цепочки человека.

6.6.1.4 Система внешнего радиационного контроля.

Необходимо описать систему внешнего радиационного контроля (АСКРО), меру

ее автоматизации, организационную структуру соответствующих подразделений АЭС,

их укомплектованность квалифицированным персоналом и документацией

эксплуатационного и методического характера. Необходимо также представить порядок

формирования и передачи информации, которая сигнализирует о превышении

установленных границ радиационных параметров или возникновения их аномального

роста.

6.6.1.5 Результаты контроля радиационного состояния в районе размещения

АЭС.

6.6.1.5.1 Необходимо представить результаты радиационного контроля,

включая сбросы и выбросы радионуклидов в районе размещения АЭС по годам за

отчетный период. Эти данные необходимо сравнить с данными полученными до

момента введения АЭС в эксплуатацию («нулевой» фон). В случае аномальных

отклонений, необходимо представить анализ причин их появления.

6.6.1.5.2 Необходимо также представить информацию об изменениях в

использовании территории вокруг АЭС, которые произошли за отчетный период.

6.6.1.6 Информирование общественности.

Необходимо охарактеризовать принятую на АЭС систему информирования

общественности о радиационном влиянии электростанции на окружающую среду.

6.6.1.7 Обобщающие выводы.





стр.10

Должны быть сформулированы обобщающие выводы про эффективность

системы контроля влияния АЭС на окружающую среду, а также про уровень этого

влияния на фоне природных радиационных показателей, характерных для района

размещения электростанции.»

Общие требования к продлению эксплуатации энергоблоков АЭС в

сверхпроектный срок по результатам выполнения периодической переоценки

безопасности. НП 306.2.099-2004. Государственный комитет ядерного регулирования

Украины, 2004 г.:

«Приложение 1

…

1.6. ВЛИЯНИЕ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

Целью рассмотрения является определение наличия у эксплуатирующей

организации соответствующей программы контроля радиационного влияния АЭС на

окружающую среду.

В рассмотрение включаются:

перечень потенциальных источников радиационного влияния;

пределы сбросов и выбросов;

сведения о сбросах и выбросах с начала эксплуатации АЭС;

проект контроля 30-ти километровой зоны АЭС;

система сигнализации, в случае превышения предельного значения выбросов;

информирование общественности о последствиях радиационного мониторинга;

изменения в использовании территории вокруг АЭС.

3.2. Международные требования и руководства

Периодическая проверка безопасности атомных электростанций. DS426.

(п.п. 5.112-5.118).

Периодическая проверка безопасности атомных электростанций.

NS-G-2.10:

«4.49. Эксплуатирующая организация/станция должна иметь разработанную и

эффективную программу наблюдения, с помощью которой обеспечивается сбор данных

по радиационной обстановке вокруг атомной станции. В некоторых государствах такая

работа выполняется также и другими общественными организациями, которые могут

помогать в выполнении независимой оценки данных, которые дает эксплуатирующая

организация/станция. Примерами таких данных являются концентрация радионуклидов

в воздухе, воде (реке, море, грунтовых водах), почве, продуктах земледелия и морских

продуктах, и животных. Эти данные должны сверяться с показаниями, которые были

измерены перед пуском станции в эксплуатацию. В случае значительных отклонений

должны быть сделаны объяснения, которые учитывают также и внешние факторы,

способные изменить обстановку. ППБ должна установить является ли программа в

достаточной и существенной степени всесторонней, чтобы контролировать все аспекты

окружающей обстановки. Радиационное воздействие станции на окружающую среду не

должно быть значительным и сравнимым с природными источниками радиационного

воздействия на окружающую среду.»





стр.11

4. АНАЛИЗ ФАКТОРА БЕЗОПАСНОСТИ

4.1. Нормативная база, применимая к данному фактору безопасности

Нормативная база обеспечения радиационной безопасности

Система правового регулирования обеспечения радиационной безопасности и

охраны окружающей природной среды при использовании атомной энергии включает

три группы нормативных актов (см. Рисунке 4.1).

К первой группе нормативных актов относятся конституционные и иные

законодательные акты, определяющие меры обеспечения радиационной безопасности и

охраны окружающей природной среды.

Закон Украины об использовании ядерной энергии и радиационной

безопасности. Этот закон является основополагающим в ядерном законодательстве

Украины. Он устанавливает приоритет безопасности человека и окружающей

природной среды, права и обязанности граждан в сфере использования ядерной энергии,

регулирует деятельность, связанную с использованием ядерных установок.

Закон Украины о защите человека от воздействия ионизирующих

излучений. Этот закон направлен на обеспечение защиты жизни, здоровья и имущества

людей от негативного воздействия ионизирующих излучений в результате практической

деятельности, а также в случаях радиационных аварий путем исполнения

предохранительных и спасательных мероприятий и возмещения ущерба.

Закон Украины об обращении с радиоактивными отходами. Закон

направлен на обеспечение защиты человека и окружающей природной среды от

вредного воздействия радиоактивных отходов.

Вторая группа - правительственные постановления, определяющие

компетенцию специальных государственных органов, выполняющих функции

регулирования и надзора в сфере использования ядерной энергии:

Государственный комитет ядерного регулирования Украины -

регистрация объектов, выдача разрешений на их эксплуатацию, надзор за соблюдением

правил, норм, инструкций по безопасности АЭС при их проектировании, сооружении,

эксплуатации и снятии с эксплуатации.

Министерство охраны здоровья Украины – государственный санитарный

надзор за соблюдением норм радиационной безопасности при производстве, хранении,

транспортировке, захоронении радиоактивных веществ.

Третья группа - основные межведомственные нормативные документы по

радиационной защите и радиационной безопасности:

Общие положения безопасности атомных станций, (НП.306.2.141-2008);

Нормы радиационной безопасности (НРБУ-97, НРБУ-97/Д-2000);

Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности

Украины (ОСПУ);

Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций

(СП АС-88);





стр.12

Санитарно-технические требования к системе отпуска тепла с атомных

станций (СТТ СОТ АС-91);

Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций

(ПРБ АС-89).

НРБУ-97, НРБУ-97/Д-2000 - определяют основные принципы

радиационной безопасности, не превышение установленного основного дозового

предела, исключение всякого необоснованного облучения, снижение дозы

облучения до возможно низкого уровня и устанавливают дозовые пределы

облучения персонала и населения.

ОСПУ – устанавливает санитарно-гигиенические и организационно-

технические требования по обеспечению радиационной безопасности при

осуществлении практической деятельности применительно к текущему и

потенциальному облучению персонала и населения, а также в ситуациях

вмешательств.

СП АС-88 - определяют требования по обеспечению радиационной

безопасности персонала и населения, а также по охране окружающей среды при

проектировании и эксплуатации АС.

ПРБ АС-89 - определяют требования радиационной безопасности при

выполнении всех видов деятельности на действующих АС.

СТТ СОТ АС-91 - определяют требования к организации

технологического процесса отпуска теплоты для систем централизованного

теплоснабжения, которые обусловлены спецификой использования АС в системе

теплоснабжения и направлены на обеспечение безопасности абонентов при

использовании теплоты от АС с реакторами с водяным охлаждением.

На основании указанных нормативных документов на АЭС разрабатываются

регламенты, инструкции, положения, программы, ведется оперативная документация,

касающаяся организации и обеспечения радиационного контроля.





стр.13

Рисунок 4.1. Нормативная база обеспечения радиационной безопасности ЮУАЭС

Законодательные акты, определяющие

меры обеспечения радиационной безопасности и охраны

окружающей среды: Закон Украины об использовании ядерной энергии и

радиационной безопасности,

Закон Украины о защите человека от воздействия

ионизирующих излучений,

Закон Украины об обращении с РАО

Требования регулирующих органов в области

атомной энергетики: Государственный комитет ядерного

регулирования Украины, Минздрав Украины

Межведомственные нормативные документы:

НП.306.2.141-2008, НРБУ-97,

НРБУ-97/Д-2000, ОСПУ, ПРБ АС-89,

СП АС-88, СТТ СОТ АС-91

Южно-Украинская АЭС Регламент радиационного контроля

Инструкции по радиационной безопасности,

по эксплуатации, положения

Программы

Оперативная документация





стр.14

4.2. Метод оценки

При разработке ОППБ применяется метод экспертной оценки на основе

сравнительного анализа по качественным и количественным критериям.

4.3. Критерии оценки

В качестве оценки для данного фактора установлены следующие критерии:

на ЮУАЭС действует эффективная система контроля радиационного

влияния АЭС на окружающую среду;

фактическое воздействие АЭС на окружающую среду не превышает

установленные пределы и отсутствуют предпосылки для превышения

пределов в период сверхпроектной эксплуатации;

ЮУАЭС проводит планомерную деятельность направленную на снижение

радиационного воздействия АЭС на окружающую среду.

4.4. Результаты оценки

4.4.1. Существующие на ЮУАЭС источники радиационного влияния на

окружающую среду

При делении любого типа ядерного горючего образуется около 200 различных

радионуклидов. Большая часть выхода при делении приходится на инертные радиоактивные

газы (ИРГ) – изотопы криптона и ксенона, а среди радионуклидов, представляющих опасность

внутреннего облучения человека - изотопы йода, цезия, стронция, циркония, бария, рутения.

Помимо продуктов деления в реакторной зоне присутствуют также продукты

активации, образующиеся в результате воздействия потоков нейтронов, исходящих из

активной зоны, на элементы конструкции реактора и теплоноситель. Среди продуктов

активации в водо-водяных реакторах наибольшее значение имеют изотопы цезия,

марганца, кобальта, железа и др.

Теплоноситель и переносимые им примеси при перемещении через активную

зону реактора подвергаются облучению нейтронами и некоторые элементы в результате

(n, ), (n,p), (n, )-реакций становятся радиоактивными. Под воздействием излучения

также происходит процесс радиолиза воды с образованием радикалов Н и ОН.

Активность теплоносителя 1-го контура определяется тремя составляющими:

собственной (кислородной) активностью теплоносителя, образующейся в

результате взаимодействия в активной зоне реактора потока нейтронного потока с

ядрами изотопов (кислорода, 16

О (n,p) 16

N), входящих в состав молекул теплоносителя;

осколочной активностью, определяемой продуктами деления, поступающими в

теплоноситель в результате нарушения герметичности оболочек ТВЭЛов и/или

загрязнения топливной композицией наружных поверхностей ТВЭЛов в процессе их

изготовления. При нарушении герметичности оболочек ТВЭЛов в теплоноситель

поступают, в первую очередь, инертные радиоактивные газы (ИРГ), изотопы йода,





стр.15

накопившиеся под оболочками ТВЭЛов, а затем радионуклиды из топливной

композиции;

наведенной (коррозионной) активностью теплоносителя, определяемой, в

основном, активированными в результате прохождения теплоносителя через активную

зону, примесями. Это продукты коррозии конструктивных материалов главного

циркуляционного контура и ВКУ реактора, а также химреагенты для поддержания

водно-химического режима 1-го контура.

Непосредственными носителями всех выше перечисленных активностей и

излучений являются элементы оборудования I контура, оборудования вспомогательных

контуров атомной станции и, в некоторой степени, оборудования второго контура

атомной станции.

Основными источниками радиационной опасности в ОП ЮУАЭС являются:

реактор, включая внутрикорпусные устройства, активный теплоноситель;

бассейн выдержки и перегрузки;

отработанное ядерное топливо;

трубопроводы и оборудование первого контура (циркуляционные насосы,

парогенераторы, компенсаторы объѐма, задвижки и т. д.);

системы спецводоочистки и еѐ оборудование;

загрязнѐнные радиоактивными веществами трубопроводы и оборудование

вентиляционных систем и спецгазоочистки;

детали и механизмы СУЗ, датчики КИП и радиационного контроля,

непосредственно связанные с измерениями параметров первого контура;

РАО;

радиоактивные источники, поставляемые для технических нужд (для

дефектоскопии, поверки и градуировки аппаратуры и др.).

При эксплуатации АЭС в нормальном режиме обеспечивается локализация

основного количества радиоактивных продуктов в реакторной установке и в

специальных системах водо- и газоочистки. Однако, по ряду причин незначительная

часть радионуклидов все же выходит в окружающую среду.

Величина поступления радиоактивных веществ в окружающую среду, в

основном, обусловлена выходом радиоактивных газов из деаэраторов подпитки и баков

организованных протечек, а также через возможные неплотности в различных

технологических системах, содержащих радиоактивные вещества. энергоблока. Для

снижения активности выброса выполняется очистка радиоактивного воздуха на

специальных фильтрах, установленных в вентиляционных системах, после очистки в

системе спецгазоочистки (СГО) газовая смесь выбрасывается в венттрубу.

При нарушении герметичности парогенераторов продукты деления поступают в

теплоноситель второго контура, а при нарушении герметичности 2-го контура возможно

попадание радиоактивных веществ в производственные помещения зоны "свободного"

режима и и через систему дренажей оборудования машзала и дренажей пола машзала в

окружающую среду (Ташлыкское водохранилище) .

Потенциально возможным источником радиоактивных сбросов может быть

сброс вод поступающих из контрольных баков системы переработки трапных вод TD и

TR (СВО 3), системы очистки вод спецпрачечных TX (СВО 7), в промливневую

канализацию и с водами промливневой канализации в Ташлыцкое вводохранилище.

Основными составляющими ионизирующего излучения, от которого

обслуживающий персонал атомной станции получает основные дозовые нагрузки,

являются:

нейтронное и гамма-излучение активной зоны реактора

захватное гамма-излучение от корпуса реактора и внутрикорпусных устройств





стр.16

излучение теплоносителя I контура

излучение продуктов коррозии, отложившихся на внутренних поверхностях I

контура

излучение сред, перерабатываемых на установках спецводоочистки и

спецвентиляции

излучение от твердых и жидких РАО.

Наиболее распространенными по элементам технологической схемы, а потому и

наиболее опасными являются составляющая излучения теплоносителя I контура и

составляющая излучения сред, производных (по активности) от теплоносителя I

контура.

Возможны следующие виды радиационного воздействия на персонал:

внешнее облучение от оборудования, содержащего радиоактивные вещества;

внутреннее облучение за счѐт вдыхания радиоактивных веществ;

контактное облучение за счѐт радиоактивного загрязнения кожных покровов и

спецодежды;

внешнее облучение, обусловленное радиоактивным загрязнением поверхностей

оборудования и помещений, а также наличием в воздухе радиоактивных газов и аэрозолей.

Основными работами с закрытыми источниками являются работы по гамма-

дефектоскопии, настройке и градуировке дозиметрической и радиометрической аппаратуры.

Основными работами с открытыми источниками следует считать:

отбор проб теплоносителя первого контура и их анализ;

сбор, сортировка, транспортировка и буферное хранение РАО;

ремонт, монтаж и демонтаж основного технологического оборудования в ЗСР;

дезактивация помещений и оборудования, сортировка загрязненной спецодежды в

санпропускниках и спецпрачечных.

4.4.2. Предельные величины сбросов и выбросов радионуклидов в режиме

нормальной эксплуатации энергоблока и АЭС в целом

В настоящее время в Украине действуют нормы радиационной безопасности 7 .

Согласно положениям документа 7 , устанавливаются пределы по следующим

критериям:

внутреннему и внешнему облучению персонала и населения;

максимально допустимым величинам выбросов и сбросов радиоактивных

веществ в окружающую среду.

Нормами радиационной безопасности устанавливаются следующие категории

облучаемых лиц:

Категория А (персонал) - лица, которые постоянно или временно работают

непосредственно с источниками ионизирующих излучений.

Категория Б (персонал) - лица, которые непосредственно не заняты работой с

источниками ионизирующих излучений, но в связи с расположением рабочих мест

в помещениях и на промышленных площадках объектов с радиационно-ядерными

технологиями могут получать дополнительное облучение.

Категория В - все население.

Для лиц категорий А и Б пределы доз устанавливаются в терминах

индивидуальной годовой эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения и





стр.17

эквивалентных доз внешнего облучения (предел годовой эффективной дозы и пределы

эквивалентной дозы внешнего облучения).

Ограничение облучения лиц категории В (население) осуществляется введением

пределов годовых эффективной и эквивалентных доз в критической группе лиц

категории В. Последнее означает, что значения годовой дозы облучения лиц, которые

входят в критическую группу, не должно превышать предела дозы, установленного для

категории В.

Основные дозовые пределы эквивалентной дозы внешнего облучения за

календарный год в зависимости от группы органов, а также суммарного внешнего и

внутреннего облучения (предел эффективной дозы) приведены в таблице 4.1.

Таблица 4.1. Пределы дозы облучения

Органы или ткани Категория облучаемых лиц

А Б В

DLE (предел эффективной дозы), мЗв/год 20 2 1

Пределы эквивалентной дозы внешнего облучения:

DLlens (для хрусталика глаза), мЗв/год 150 15 15

DLskin (для кожи), мЗв/год 500 50 50

DLextrim (для кистей и стоп), мЗв/год 500 50 -

Согласно 7 , для критической группы (категории В) устанавливается следующий

перечень допустимых уровней (ДУ):

допустимое поступление радионуклида через органы дыхания (inhal

ВALI ) и

пищеварения (ALIingest

);

допустимые концентрации радионуклида в воздухе (inhal

ВPC ) и питьевой воде

(ingestPC

) смотри таблицу 4.2.2.7.;

допустимый сброс (ДС) и выброс (ДВ) радиоактивных веществ в


Регламентация и контроль облучения населения (категория В) осуществляются на

основе расчетов годовых эффективных и эквивалентных доз облучения критических

групп.

Расчеты выполняются по методикам, утвержденным Министерством

здравоохранения Украины. Ограничение облучения населения осуществляется путем

регламентации и контроля: газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов в процессе

работы радиационно-ядерных объектов; содержания радионуклидов в отдельных

объектах окружающей среды (воде, продуктах питания, воздухе и т. д.)

Для соответствующих радиационно-ядерных объектов устанавливается квота

предела дозы облучения. На основании квоты предела дозы для каждого объекта

устанавливаются допустимые сбросы (ДС) и допустимые выбросы (ДВ). Для АЭС

величины квоты предела дозы приведены в таблице 4.2.

Ниже в п.4.4.2.1. и в п.4.4.2.2. приведены значения предельно допустимых

сбросов ДС (ПСi) и предельно допустимых выбросов ДВ (ПВi) для ОПЮУАЭС при их

установлении учитыватется миграция радионуклидов в окружающей среде и по

пищевым цепям, структура землепользования и фактическое использование водоемов





стр.18

(рекреация, рыбоводство, рыболовство, поливное земледелие, водопой скота, наличие

заливных лугов и др.).

Таблица 4.2 – Квоты предела дозы, используемые для установления ДС и ДВ

Радиационно

ядерный

объект

Выбросы:

квота DLE за счет всех

путей формирования

дозы

Сбросы:

квота DLE за счет

критического вида

водопользования

Суммарная квота DLE за

счет воздушного и

водных путей

формирования дозы

% мкЗв % мкЗв % мкЗв

АЭС, АТЭЦ,

АСТ 4 40 1 10 8 80

Допустимый выброс ДВ (ПВi) – регламентированный максимальный

совокупный уровень газо-аэрозольного выброса. ДВ – выброс, при котором суммарная

годовая эффективная доза представителя критической группы населения (за пределами

СЗЗ) за счет всех радионуклидов, присутствующих в выбросе, не превышает квоту

предела дозы.

Допустимый сброс ДС (ПСi) – регламентированный максимальный совокупный

уровень водного сброса. ДС – сброс, при котором суммарная годовая эффективная доза

представителя критической группы населения, за счет всех присутствующих в сбросе

радионуклидов, не превышает квоту предела дозы.

При нормировании облучения критической группы населения (категория В)

рассматриваются все шесть групп референтного возраста, при нормировании облучения

персонала (категории А и Б) – только референтный возраст «Взрослый».

Таблица 4.3 — Шкала референтного возраста

Референтный

возраст

Начальный возраст, использованный

при моделировании метаболических

процессов

Допустимо применение

рассчитанных доз к

возрастной когорте

3 месяца 100 дней До 12 месяцев

1 год 1 год Старше 1 года, до 2 лет

5 лет 5 лет Старше 2 лет, до 7 лет



«Взрослый» 25 лет – для остеотропных

радионуклидов

20 лет – для других радионуклидов

Старше 17 лет

Согласно [7], с целью фиксации достигнутого уровня радиационной безопасности

на данном радиационно-ядерном объекте, в населенном пункте и окружающей среде, на

основании информации о радиационной обстановке на конкретном радиационно-

ядерном объекте для отдельных его помещений, санитарно-защитной зоны, зоны

наблюдения и иных объектов для планирования мероприятий защиты и оперативного

контроля за радиационным состоянием устанавливаются контрольные уровни.

Контрольные уровни устанавливает администрация радиационно-ядерного

объекта при обязательном согласовании с государственными регулирующими органами.

При превышении КУ администрацией объекта проводится расследование с целью

выявления и устранения причин, приведших к превышению. При необходимости КУ

могут быть изменены в установленном регулирующими органами порядке.





стр.19

КУ регулярно пересматриваются (в соответствии с ОСПУ), учитывая текущую

радиационную обстановку на объекте.

Ниже в п.4.4.2.1. и в п.4.4.2.2. приведены значения контрольных уровней

выбросов и сбросов для ОПЮУАЭС.

В дополнение к действующим на АЭС контрольным уровням газо-аэрозольных

выбросов и водных сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду

эксплуатирующей организацией с целью выявления причин случаев неконтролируемого

роста величин выбросов и сбросов АЭС устанавливаются административно-

технологические уровни А-ТУ, по своей сути являющиеся уровнями исследования.

Превышение А-ТУ не относится к категории нарушения норм и правил,

действующих на АЭС, и не требует отчетности перед государственными

регулирующими органами.

ГП НАЭК «Энергоатом» информирует ГКЯРУ об установленных значениях А-ТУ

газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов радиоактивных веществ АЭС.

Соблюдение А-ТУ способствует оптимизации технологических процессов,

разработке организационных и технических мероприятий, направленных на снижение

уровня газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов АЭС в окружающую среду, а

также предупреждению достижения атомными станциями установленных контрольных

уровней выбросов и сбросов радиоактивных веществ.

Численные значения А-ТУ газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов

разрабатывается дирекцией по надзору за безопасностью ГП НАЭК «Энергоатом».

А-ТУ газо-аэрозольных выбросов устанавливаются отдельно для режимов

эксплуатации энергоблоков на номинальной мощности и для состояния планового

ремонта.

Краткая информация по итогам расследования превышения А-ТУ приводится в

очете «Состояние радиационной безопасности ОП АЭС за квартал», данный отчет

представляется для информирование о случаях превышения А-ТУ органам

регулирования.

Ниже в п.4.4.2.1. и в п.4.4.2.2. приведены значения административно-

технологических уровней выбросов и сбросов для ОПЮУАЭС.





стр.20

4.4.2.1. Величины предельно допустимых выбросов радионуклидов для ОП

ЮУАЭС. Фактические газо-аэрозольные выбросы радиоактивных веществ в

атмосферу ОП ЮУАЭС за период эксплуатации

Перечень радионуклидов и значения допустимого выброса (ПВi) для ОП

ЮУАЭС определяется действующим на ОП ЮУАЭС документом [5] - ―Допустимый

газо-аэрозольный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду ОП ЮУАЭС

(радиационно-гигиенический регламент первой группы) РГ.0.0026.0157‖ от

14.12.2007г., (смотри таблицу 4.2.1.3.).

Допустимый выброс устанавливается на основе квоты предела дозы (в

соответствии с пп.5.5.5 – 5.5.6 НРБУ-97) и выходных данных, которые являются

специфичными для АЭС. Допустимый выброс не зависит от количества энергоблоков

АЭС, которые находятся в эксплуатации и их мощности.

Превышение допустимого выброса при нормальном режиме эксплуатации АЭС

не допускается (в соответствии с п.5.5.7 НРБУ-97).

Числовые значения пределов выброса установленные в документе [5], приведены

в таблице 4.2.1.3., рассчитаны в соответствии с документом ―Порядок установления

допустимых уровней сбросов и выбросов АЭС Украины (радиационно-гигиенические

регламенты I группы). Методические указания‖ от 01.08.2002 г.

Контрольные и административно-технологические уровни приведены в

таблицах 4.2.1.1. и 4.2.1.2..

В таблице 4.2.1.4. приведены газо-аэрозольные выбросы в вентиляционные

трубы ОП ЮУАЭС за 2009 год. Газо-аэрозольные выбросы в атмосферу в отчетном

2009 году не превышали установленных допустимых, контрольных и

административно-технологических уровней.

В таблице 4.2.1.5. приведены значения мощности выбросов газо-аэрозольных

радионуклидов суточного контроля (ИРГ, ДЖН, и радиойода) и их показатели

радиоактивных выбросов в атмосферу Крпа за период с 1984-2009гг.

В таблице и 4.2.1.6. приведены мощности выбросов газо-аэрозольных

радионуклидов суточного контроля и их показатели радиоактивных выбросов в

атмосферу Крпа за период с 1999-2009гг..

Газо-аэрозольные выбросы в атмосферу в за отчетный период с не превышали

установленных допустимых, контрольных и административно-технологических

уровней.

Показатель рассчитывался по формуле:

,100 00

1 i

in

i

РПАПВ

ВK

Где Вi – среднесуточное значение выброса в атмосферу i-го радионуклида

(группы радионуклидов) за отчетный период, МБк/период;

ПВi – предел выброса i-го радионуклида (группы радионуклидов) в атмосферу,

МБк/период.

В таблице 4.2.1.7. приведены значения суммарного годового газо-аэрозольного

выброса в вентиляционные трубы ОП ЮУАЭС за период эксплуатации с1983-2009год.





стр.21

Таблица 4.2.1.1. Административно-технологические уровни выбросов для ЮУАЭС

Параметр Размер-

ность Источник

Режим Размер-

ность

Режим

Ремонт Работа на

мощности Ремонт

Работа на

мощности

ИРГ ГБк/сут

1-я очередь ** 800 (1200*) 800

Ки/сут

21,6 (32,4*) 21,6

Блок №3 400 (600*) 400 10,8 (16,2*) 10,8

СК-2 200 200 5,4 5,4

ДЖН МБк/сут

1-я очередь ** 3 1,5

мкКи/сут

81,1 40,5

Блок №3 1,5 0,8 40,5 21,6

СК-2 1 1 27,0 27,0

Радионуклиды

Йода МБк/сут

1-я очередь ** 30 10

мкКи/сут

810,8 270,3

Блок №3 20 5 540,5 135,1

СК-2 15 15 405,4 405,4

Cs – 137 МБк/мес


мкКи/мес

216,2 108,1

Блок №3 2 1 54,1 27,0

СК-2 3 3 81,1 81,1

Co – 60 МБк/мес


мкКи/мес

324,3 108,1

Блок №3 4 1 108,1 27,0

СК-2 1,5 1,5 40,5 40,5

Примечание:

- *) действует в течение 5 суток после останова энергоблока в ремонт;

- ** 1-я очередь АЭС состоит из энергоблоков №1, №2 и СК–1;

- режим ППР для 1-й очереди – состояние, когда один либо оба энергоблока

находятся в состоянии планового ремонта.





стр.22

Таблица 4.2.1.2 Контрольные уровни выбросов

Вид, параметр контроля Единицы измерения Контрольный уровень

Ежесуточный контроль

Инертные радиоактивные газы ТБк/сутки 3,6

Радиоизотопы йода МБк/сутки 180

Долгоживущие радионуклиды (ДЖН) МБк/сутки 50

Ежемесячный контроль 51

Cr МБк/месяц 91 54

Mn МБк/месяц 32 59

Fe МБк/месяц 2,2 58

Co МБк/месяц 55 60

Co МБк/месяц 40 95

Zr МБк/месяц 2,1 95

Nb МБк/месяц 5,9 110m

Ag МБк/месяц 2,5 134

Cs МБк/месяц 23 137

Cs МБк/месяц 23

Ежеквартальный контроль 90

Sr МБк/квартал 1,2


Не превышение контрольных уровней выбросов, приведенных в таблице,

определяется путем прямого сравнения данных фактического совокупного

выброса каждого радионуклида (группы радионуклидов) из всех

вентиляционных систем Южно-Украинской АЭС с указанными

величинами КУ.





стр.23

Таблица 4.2.1.3. Допустимые уровни выбросов (Значения коэффициентов ПВ).

Вид, параметр контроля Единицы измерения Предел выброса

Долгоживущие радионуклиды (ДЖН) ГБк/сутки 0,78

Инертные радиоактивные газы (ИРГ) ГБк/сутки 44000

Радионуклиды йода (газовая +

аэрозольная фазы) ГБк/сутки 3,8

51Cr ГБк/сутки 830

54Mn ГБк/сутки 5,8

59Fe ГБк/сутки 12

58Co ГБк/сутки 14

60Co ГБк/сутки 0,32

95Zr ГБк/сутки 17

95Nb ГБк/сутки 40

110mAg ГБк/сутки 0,52

134Cs ГБк/сутки 0,44

137Cs ГБк/сутки 0,58

89Sr ГБк/сутки 20

90Sr ГБк/сутки 0,37

3H ГБк/сутки 2100

Примечания:

1. Контроль ДЖН, ИРГ и радионуклидов йода осуществляется

ежесуточно, контроль 89

Sr, 90

Sr – ежеквартально, остальных радионуклидов –

ежемесячно.

2. ПВ – численный коэффициент, используемый для контроля не

превышения допустимого выброса. Ежесуточный выброс в течение года

отдельного радионуклида (группы радионуклидов, нормируемой как один вид

загрязнения) равный ПВ, формирует у членов критической группы населения

годовую эффективную дозу, равную квоте предела дозы.

3. Под термином ДЖН условно понимается любая смесь

среднедолгоживущих радиоактивных аэрозолей, экспонированных на фильтре в

течении одних суток и измеренных через одни сутки после снятия пробы.

4. Под термином ИРГ понимается любая смесь инертных радиоактивных

газов – изотопов аргона, криптона и ксенона.

Ниже в таблицах и графиках преведены значения фактических выбросов

ОП ЮУАЭС за период эксплуатации





стр.24

Таблица 4.2.1.4. Газо-аэрозольные выбросы в вентиляционные трубы ОП ЮУАЭС в 2009 году

Объект АЭС Месяц

Инертные

радиоактивные

газы, ГБк/сут

Долгоживущие

аэрозоли,

кБк/сут

Йод-131,

кБк/сут

137Cs

134Cs

60Co

58Co

54Mn

51Cr

90Sr

3H

кБк/месяц

Блок 1,2 и СК (ВТ-0) январь 43,43 30,08 203,46 87,69 34,78 638,25 108,04 147,26 371,48 2,63E+01

Блок 3 (ВТ-1) январь 19,71 11,95 16,95 9,99 3,70 40,70 7,03 6,66 81,59 1,87E+01

РО блока 3 (ВТ-2) январь 0,00 0,25 3,64 12,21 1,46 3,87 1,70 1,48 19,24 8,00E+00

СК-3 (ВТ-3) январь 0,00 15,90 41,55 8,70 6,85 46,25 8,70 8,70 95,28 1,30E+01

Сумма за январь 63,14 58,17 265,60 118,59 46,79 729,07 125,47 164,10 567,59 6,60E+01

Блок 1,2 и СК (ВТ-0) февраль 48,50 30,90 90,21 792,17 182,41 807,34 52,17 98,05 425,50

Блок 3 (ВТ-1) февраль 1,98 15,67 26,68 32,56 11,47 68,45 9,62 22,57 76,41

РО блока 3 (ВТ-2) февраль 0,00 6,92 23,30 69,93 28,49 438,08 49,21 68,45 117,66

СК-3 (ВТ-3) февраль 0,00 17,59 39,89 18,54 18,13 64,01 23,50 23,85 194,81

Сумма за февраль 50,48 71,08 180,08 913,20 240,50 1377,88 134,50 212,92 814,38

Блок 1,2 и СК (ВТ-0) март 74,67 28,91 100,70 342,99 71,41 423,65 43,11 97,31 329,67

Блок 3 (ВТ-1) март 3,59 14,74 13,49 32,60 8,21 110,26 7,77 13,28 70,49

РО блока 3 (ВТ-2) март 0,00 7,61 7,56 297,85 105,45 314,87 41,44 74,74 89,36

СК-3 (ВТ-3) март 0,00 15,38 39,46 14,43 7,40 125,80 9,44 12,95 93,98

Сумма за март 78,26 66,65 161,20 687,87 192,47 974,58 101,76 198,28 583,50

Блок 1,2 и СК (ВТ-0) апрель 52,66 31,73 354,57 233,47 30,16 259,74 31,64 26,64 323,57 5,53E+01

Блок 3 (ВТ-1) апрель 17,06 25,63 14,66 16,13 2,37 52,91 3,33 20,94 32,25 8,33E+00

РО блока 3 (ВТ-2) апрель 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 7,33E+00

СК-3 (ВТ-3) апрель 0,00 13,70 41,67 8,60 6,70 30,49 7,84 7,94 79,62 2,33E+01

Сумма за апрель 69,72 71,06 410,91 258,20 39,23 343,14 42,81 55,52 435,44 9,43E+01

Блок 1,2 и СК (ВТ-0) май 104,26 28,60 903,71 236,46 40,33 297,48 39,78 142,45 363,34

Блок 3 (ВТ-1) май 19,91 19,82 19,53 8,14 1,44 30,53 4,63 41,81 32,93

РО блока 3 (ВТ-2) май 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00

СК-3 (ВТ-3) май 0,00 12,70 49,45 16,10 11,38 19,61 13,69 13,14 147,45

Сумма за май 124,16 61,12 972,68 260,70 53,15 347,62 58,10 197,40 543,72

Блок 1,2 и СК (ВТ-0) июнь 56,43 36,45 7191,18 342,25 30,99 1856,96 210,05 637,88 705,22

Блок 3 (ВТ-1) июнь 22,11 24,67 24,62 8,55 1,63 63,01 3,03 26,94 19,15

РО блока 3 (ВТ-2) июнь 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00

СК-3 (ВТ-3) июнь 0,00 15,50 106,75 12,36 9,56 171,31 31,45 76,96 116,74

Сумма за июнь 78,54 76,61 7322,55 363,16 42,18 2091,28 244,53 741,78 841,11

Блок 1,2 и СК (ВТ-0) июль 30,40 43,65 151,02 1115,92 281,57 2154,00 157,25 780,33 769,00 3,97E+01

Блок 3 (ВТ-1) июль 26,56 19,57 18,64 5,37 3,52 101,38 5,18 140,97 53,47 6,33E+00

РО блока 3 (ВТ-2) июль 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00E+00

СК-3 (ВТ-3) июль 0,00 15,31 41,74 9,62 8,14 93,61 10,36 32,56 55,50 4,27E+01

Сумма за июль 56,96 78,54 211,40 1130,91 293,23 2348,99 172,79 953,86 877,97 8,87E+01





стр.25

Продолжение таблицы 4.2.1.4.

Объект АЭС Месяц

Инертные

радиоактивные

газы, ГБк/сут

Долгоживущие

аэрозоли,

кБк/сут

Йод-131,

кБк/сут

137Cs

134Cs

60Co

58Co

54Mn

51Cr

90Sr

3H

кБк/месяц

Блок 1,2 и СК (ВТ-0) август 42,39 50,11 78,74 198,32 31,08 517,63 105,08 156,51 321,72

Блок 3 (ВТ-1) август 23,11 27,39 19,37 7,03 5,55 46,25 7,77 14,06 39,59

РО блока 3 (ВТ-2) август 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00

СК-3 (ВТ-3) август 0,00 26,60 39,26 14,62 10,55 106,93 22,57 46,62 125,43

Сумма за август 65,50 104,10 137,37 219,97 47,18 670,81 135,42 217,19 486,74

Блок 1,2 и СК (ВТ-0) сентябрь 61,44 50,43 53,72 220,15 40,15 1212,49 123,95 348,17 362,60

Блок 3 (ВТ-1) сентябрь 28,81 29,22 11,09 10,55 4,66 54,76 6,14 6,92 59,76

РО блока 3 (ВТ-2) сентябрь 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00

СК-3 (ВТ-3) сентябрь 0,00 27,69 29,30 17,95 13,88 81,10 18,30 29,97 195,18

Сумма за сентябрь 90,26 107,34 94,12 248,65 58,69 1348,35 148,39 385,06 617,54

Блок 1,2 и СК (ВТ-0) октябрь 94,17 33,14 32,67 234,58 39,22 1414,03 68,45 380,36 349,47 5,57E+01

Блок 3 (ВТ-1) октябрь 28,05 24,03 7,01 9,99 3,57 39,22 6,66 5,07 61,61 1,40E+01

РО блока 3 (ВТ-2) октябрь 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00E+00

СК-3 (ВТ-3) октябрь 0,00 24,06 18,86 18,87 14,62 39,22 15,54 18,32 199,25 4,80E+01

Сумма за октябрь 122,22 81,23 58,53 263,44 57,41 1492,47 90,65 403,75 610,33 1,18E+02

Блок 1,2 и СК (ВТ-0) ноябрь 80,53 34,69 91,56 194,25 27,38 30,16 34,78 128,76 307,10

Блок 3 (ВТ-1) ноябрь 25,26 24,46 7,83 8,47 5,14 6,66 7,36 5,11 69,38

РО блока 3 (ВТ-2) ноябрь 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00

СК-3 (ВТ-3) ноябрь 0,00 22,15 23,52 17,02 10,36 15,91 17,02 9,62 156,14

Сумма за ноябрь 105,79 81,30 122,91 219,74 42,88 52,73 59,16 143,49 532,62

Блок 1,2 и СК (ВТ-0) декабрь 50,49 35,63 38,15 828,06 189,37 34,87 48,21 308,06 259,48

Блок 3 (ВТ-1) декабрь 33,57 17,62 62,36 11,03 5,42 5,22 9,10 51,73 60,87

РО блока 3 (ВТ-2) декабрь 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00

СК-3 (ВТ-3) декабрь 0,00 19,79 248,30 18,46 14,60 20,54 24,53 43,44 168,72

Сумма за декабрь 84,06 73,04 348,81 857,55 209,39 60,63 81,84 403,23 489,07

82,42 77,52 857,18 461,83 110,26 986,46 116,29 339,72 616,67 9,17E+01 *)

Средне суточное в год Средне месячное в год





стр.26

Таблица 4.2.1.5. Мощность выбросов газо-аэрозольных радионуклидов (ИРГ, ДЖН, 131

I) суточного контроля в 1984-2009гг.

Год Мощность среднесуточных выбросов ИРГ Мощность среднесуточных выбросов ДЖН Мощность среднесуточных выбросов 131

I

ГБк/сутки Ku/сутки Крпа, % кБк/сутки Ku/сутки Крпа, % кБк/сутки Ku/сутки Крпа, %

1984 533,91 14,43 1,21 592 16 10-6

0,076 18,5 0,5 10-6

0,0005

1985 556,85 15,05 1,27 522,07 14,11 10-6

0,067 94,35 2,55 10-6

0,0025

1986 338,55 9,15 0,77 6637,8 179,4 10-6

0,851 151,33 4,09 10-6

0,004

1987 207,94 5,62 0,47 1110 30 10-6

0,142 42,18 1,14 10-6

0,0011

1988 113,59 3,07 0,26 474,34 12,82 10-6

0,061 60,31 1,63 10-6

0,0016

1989 124,69 3,37 0,28 317,09 8,57 10-6

0,041 143,56 3,88 10-6

0,0038

1990 140,97 3,81 0,32 259,74 7,02 10-6

0,033 30,71 0,83 10-6

0,0008

1991 145,04 3,92 0,33 287,49 7,77 10-6

0,037 56,24 1,52 10-6

0,0015

1992 214,6 5,8 0,49 401,08 10,84 10-6

0,051 33,3 0,9 10-6

0,0009

1993 269,36 7,28 0,61 331,52 8,96 10-6

0,043 38,11 1,03 10-6

0,001

1994 89,91 2,43 0,2 287,86 7,78 10-6

0,037 19,61 0,53 10-6

0,0005

1995 133,94 3,62 0,3 262,7 7,10 10-6

0,034 27,38 0,74 10-6

0,0007

1996 192,4 5,20 0,44 384,43 10,39 10-6

0,049 76,96 2,08 10-6

0,002

1997 138,01 3,73 0,31 310,8 8,4 10-6

0,04 31,45 0,85 10-6

0,0008

1998 185,74 5,02 0,42 327,82 8,86 10-6

0,042 22,2 0,60 10-6

0,0006

1999 230,14 6,22 0,52 386,28 10,44 10-6

0,05 3059,9 82,7 10-6

0,0805

2000 281,2 7,6 0,64 549,45 14,85 10-6

0,07 8732,37 236,01 10-6

0,2298

2001 469,9 12,70 1,07 1015,65 27,45 10-6

0,13 3961,22 107,06 10-6

0,1042

2002 51,78 1,4 0,12 566,23 15,3 10-6

0,073 2941,48 79,5 10-6

0,0774

2003 177,04 4,78 0,4 103,23 2,79 10-6

0,013 3573,31 96,58 10-6

0,094

2004 134,29 3,63 0,31 78,42 2,74 10-6

0,01 2070,51 55,96 10-6

0,0545

2005 74,0 2,0 0,17 86,7 2,3 10-6

0,011 1753,1 47,4 10-6

0,0461

2006 36,64 0,99 0,08 87,54 2,37 10-6

0,011 496,37 13,42 10-6

0,0131

2007 156,32 4,22 0,36 87,55 2,37 10-6

0,011 885,26 2,39E-05 0,0233

2008 129,2 3,49 0,29 102,03 2,757 10-6

0,013 1271,24 34,35 10-6

0,0335

2009 82,42 2,22 0,19 77,52 2,37 10-6

0,01 857,18 23,16 10-6

0,0226

КУ

параметра

для ЮУАЭС

3600 97,29 8,18 50000 1,35 10-3

6,41 180000 4,86 10-3

4,7368

Примечание: при расчете Крпа, в качестве предела выброса -ПВi брались значения согласно-([5], Таблица 4.2.1.3.)





стр.27

Рисунок 4.2.1.1. Показатели среднесуточных радиоактивных выбросов Крпа ИРГ, ДЖН и Радиойодов через

вентиляционные трубы ЮУ АЭС за период с 1984-2009 г.г., и их контрольные уровни

0,0001

0,001

0,01

0,1

1

10

1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

Годы

Крпа, %

Крпа-ИРГ Контрольный уровень Крпа-ИРГ Крпа-ДЖН

Контрольный уровеньКрпа-ДЖН Крпа-Радиойодов Контрольный уровень Крпа-Радиойодов





стр.28

Рисунок 4.2.1.2. Значения седнесуточных за год радиоактивных выбросов ИРГ, ДЖН и Радиойодов через

вентиляционные трубы ЮУ АЭС за период с 1984-2009 г.

1

10

100

1000

10000

100000

1000000

10000000

100000000

1000000000

1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

Годы

кБк/сутки

ИРГ ДЖН Радиойоды





стр.29

Согласно данных таблицы 4.2.1.4, а также диаграммы распределения показателей среднесуточных радиоактивных выбросов ИРГ, ДЖН и радиойодов (рисунок 4.2.1.1), отмечается стабильная тенденция снижения выбросов ОП ЮУАЭС.

Увеличение с 1999 года показателей выбросов радиойода не является фактическим увеличением его концентрации, а непосредственно зависит от чувствительности оборудования РК применяемого для его регистрации.

До 1999 года измерение объемной активности радиойода осуществлялось стационарной системой контроля на базе радиометра РКС2-02 «Калина».

Радиационный контроль радиойода осуществлялся блоками БДАГ2-01 и БДПГ2-09, принцип работы которых состоял в том, что пробы радиоактивного йода осаждались на пакет аналитических фильтров, состоящий из расположенных последовательно по ходу контролируемого газоаэрозольного потока фильтров типа АФА и СФЛ. При этом на фильтре АФА осаждался йод-131 в аэрозольной форме, а на фильтре СФЛ - йод-131 в газообразной форме.

Для автоматической компенсации γ-фона в канале измерения активности йода из двух последовательностей сигналов от блоков БДАГ2-01 и БДПГ2-09 формировалась разностная последовательность импульсов, что приводило к загрубению чувствительности блоков детектирования и снижению значений измеренной объемной активности радиойодов в выбросах ОП ЮУАЭС.

Внедрение в 1999 году спектрометрического анализа объемной активности радиойодов позволило устранить данную проблему и проводить более точный контроль выбросов АЭС.

При рассмотрении рисунка 4.2.1.1 за период с 1999 по 2009 гг. наблюдается стабильное ежегодное снижение значений выброса радиоактивного йода. Наблюдаемое снижение непосредственно связано с разработкой и выполнением следующих компенсирующих и предупреждающих организационно-технических мероприятий:

– введение административно-технологических уровней выбросов для объектов ОП ЮУАЭС (А-ТУ), значение которых в 6 раз меньше значений контрольных уровней (КУ) и в 126 раза допустимых уровней (ДУ) при работе энергоблоков на мощности, в 2,7 раза меньше значений КУ и в 58 раз меньше ДУ при ремонте энергоблоков;

– усиление ежесменного контроля величины выброса 131

I, организацией дополнительного отбора проб на

131I по точкам РК на сборных коллекторах вытяжных

вентсистем с последующим их измерением, выводом из работы установок СВО, принятием исчерпывающих мер по поиску и локализации источника превышения совместно с персоналом РЦ, ХЦ, ЦРБ и других (по принадлежности) при достижении величины суточного выброса

131I более, чем на 50% от значения А-ТУ;

– проведение перед началом переработки технологических сред на установках СВО спектрометрического анализа на содержание

131I в исходной воде. При активности

исходной воды, предназначенной для переработки на установках СВО, по 131

I более чем 5,0×10

-7 Ки/кг, ее переработка запрещается;

– очистка теплоносителя первого контура, в том числе и по йоду, перед остановом энергоблоков;

– применение при вскрытии оборудования 1 контура временных вентсистем с отводом газо-аэрозольной смеси на фильтра В-1 и TL21;

– разработка и внедрение мероприятий по исключению попаданий посторонних предметов в оборудование первого контура.

– на ОП ЮУАЭС создана постоянно действующая комиссия под председательством ЗГИ по ЯРБ, которая рассматривает каждый отдельный случай достижения и превышения А-ТУ, проводит анализ результатов полученных в ходе выполнения организационно технических мероприятий и принимает решения по дальнейшим действиям, направленным на снижение выбросов с АЭС.





стр.30

Таблица 4.2.1.6. Показатели, характеризующие выбросы радионуклидов в атмосферу с ОП ЮУАЭС

Точка

наблюдения

Радион

уклид

1999г 1999г 2000г 2000г 2001г 2001г 2002г 2002г 2003г 2003г 2004г 2004г

ГБк/сут. Крпа,% ГБк/сут. Крпа,% ГБк/сут. Крпа,% ГБк/сут. Крпа,% ГБк/сут. Крпа,% ГБк/сут. Крпа,%

Суммарный

выброс по

каждому

радионуклид

у со всех

блоков

ИРГ 230,14 0,52 281,2 0,64 469,9 1,07 51,78 0,12 177,04 0,4 134,29 0,31 131

I 0,003059 0,080 0,008637 0,22 0,003967 0,104 0,002941 0,077 0,003494 0,091 0,001948 0,051 137

Cs 5,40E-05 0,009 4,19E-05 0,007 6,23E-05 0,010 4,855E-05 0,008 2,877E-05 0,005 3,50E-05 0,006 134

Cs 3,20E-05 0,007 4,67E-05 0,010 3,688E-05 0,008 3,529E-05 0,008 5,452E-06 0,001 1,44E-05 0,003 60

Co 0,000164 0,051 6,83E-05 0,021 0,000181 0,056 9,088E-05 0,028 0,000131 0,041 7,20E-05 0,022 58

Co 5,16E-05 0,0003 1,37E-05 9,78E-05 7,633E-05 0,0005 7,192E-05 0,0005 5,564E-05 0,0003 2,24E-05 0,0001 54

Mn 3,551E-05 0,0006 2,59E-05 0,0004 5,405E-05 0,0009 4,814E-05 0,0008 5,192E-05 0,0008 2,70E-05 0,0004 51

Cr 0,000165 1,98E-05 5,9E-05 7,1E-06 0,000212 2,56E-05 0,000120 1,45E-05 2,052E-05 2,47E-06 5,32E-05 6,41E-06 59

Fe 8,57E-06 7,14E-05 1,14E-05 9,52E-05 1,416E-05 0,0001 1,337E-05 0,0001 1,016E-05 8,47E-05 4,27E-06 3,56E-05 95

Nb 9,97E-06 2,49E-05 7,86E-06 1,97E-05 1,945E-05 4,86E-05 6,904E-06 1,72E-05 1,036E-05 2,58E-05 5,31E-06 1,32E-05 110m

Ag 4,23E-05 0,008 7,73E-06 0,001 6,247E-06 0,001 8,822E-06 0,0016 2,822E-06 0,0005 6,02E-06 0,001

Сумма по

смеси:

230,144 0,68 281,21 0,90 469,904 1,25 51,783 0,24 177,043 0,54 134,292 0,39

Продолжение таблицы 4.2.1.6. Точка


Радионуклид 2005г 2005г 2006г 2006г 2007г 2007г 2008г 2008г 2009г 2009г

ГБк/сутки Крпа,% ГБк/сутки Крпа,% ГБк/сутки Крпа,% ГБк/сутки Крпа,% ГБк/сутки Крпа,%

Суммарный

выброс по

каждому

радионуклиду

со всех блоков

ИРГ 74 0,17 36,64 0,33% 156,32 0,36% 129,2 0,29% 82,42 0,19% 131

I 0,001729 0,0455 0,000496 0,0130 0,0008 0,0233 0,0012 0,0335 0,0008 0,0225 137

Cs 1,92E-05 0,0033 3,18E-05 0,0054 2,59E-05 0,0044 1,27E-05 0,0021 1,51E-05 0,0026 134

Cs 0,000006 0,0013 1,01E-05 0,0022 7,97E-06 0,0018 4,33E-06 0,0009 3,58E-06 0,0008 60

Co 4,37E-05 0,0136 0,000052 0,0162 5,35E-05 0,0167 6,67E-05 0,0208 3,23E-05 0,0101 58

Co 1,16E-05 8,31E-05 1,52E-05 0,0001 1,28E-05 9,15E-05 2,25E-05 0,0001 3,80E-06 2,72E-05 54

Mn 2,17E-05 0,0003 1,69E-05 0,0003 5,15E-05 0,000889 3,62E-05 0,0006 1,11E-05 0,0002 51

Cr 2,37E-05 2,86E-06 7,67E-05 9,24E-06 5,20E-05 6,27E-06 5,17E-05 6,23E-06 2,02E-05 2,43E-06 59

Fe 7,04E-06 5,86E-05 5,58E-06 4,65E-05 8,16E-06 6,80E-05 8,68E-06 7,24E-05 4,24E-06 3,53E-05 95

Nb 3,12E-06 7,80E-06 3,12E-06 7,80E-06 5,67E-06 1,41E-05 4,11E-06 1,03E-05 2,30E-06 5,75E-06 110m

Ag 2,57E-06 0,00049 4,11E-06 0,0008 2,84E-06 0,00054 2,41E-06 0,0004 1,91E-06 0,0004

Сумма по

смеси:

74,002 0,233 36,640 0,121 156,321 0,403 129,201 0,352 82,420 0,224

Примечание: при расчете Крпа, в качестве предела выброса -ПВi брались значения согласно-([5], Таблица 4.2.1.3.)





стр.31

Рисунок 4.2.1.3. Распределение суммарного за год показателя выбросов Крпа,%, за период с

1999 по 2009 гг.

0

0,2

0,4

0,6

0,8

1

1,2

1,4

1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

Годы

Крпа, %

Суммарный показатель выбросов через вентиляционные трубы ОП ЮУАЭС - Крпа, %





стр.32

Таблица 4.2.1.7. Годовой выброс в венттрубы АЭС за 1983-2009 г., МБк/год. Точка


Радиону

клид 1983г 1984г 1985г 1986г 1987г 1988г 1989г 1990г 1991г 1992г 1993г 1994г 1995г 1996г 1997г

МБк/год

I очередь

Венттруба № 0

(1-й , 2-й

энергоблоки)

I-131 0 5,36 8,28 4,69 3,73 9,50 0 2,59 3,59 10,02 12,65 1,85 4,62 34,48 4,51

Cs-137 0,85 0,59 4,44 4,99 10,95 6,99 26,27 7,47 6,14 5,99 5,14 5,10 3,29 10,14 5,18

Cs-134 1,70 0,55 3,14 4,73 4,25 6,21 7,03 3,73 1,40 3,77 1,66 1,70 1,77 3,96 2,22

Co-60 0,99 12,84 18,27 102,60 124,80 107,26 142,82 48,54 114,47 106,30 79,14 34,4 21,23 65,67 19,46

Co-58 н.о. 10,69 8,32 53,42 81,51 32,81 37,74 21,60 105,22 90,20 31,22 5,73 3,51 7,58 2,40

Mn-54 0,99 9,69 12,84 56,90 96,49 58,75 44,4 18,72 140,04 114,18 74,18 20,20 7,95 15,17 4,55

Cr-51 2,62 10,73 23,68 59,27 76,59 37,18 23,68 25,49 77,66 149,36 41,88 20,01 28,49 39,25 17,95

Fe-59 0,15 1,99 1,29 н.о. н.о. 1,11 н.о. 5,73 24,79 22,23 10,54 1,14 0,51 0,93 0,66

Nb-95 0,29 0,04 0,70 1,96 0,40 н.о. н.о. 0,22 1,03 1,51 1,55 1,55 0 2,96 0,55

Ag-110m 3,62 0,15 0,85 н.о. 0,85 3,18 1,48 0,77 0,18 н.о. 0,14 0,25 1,07 1,25 0,77

Сумма 11,24 52,65 81,84 288,6 399,57 262,99 283,42 134,86 474,52 503,56 258,1 91,93 72,44 181,39 58,25

II

очередьВенттру

бы№ 1,2,3

(3-й

энергоблок)

I-131

Строительство 3-го энергоблока

н.о. 0,037 6,73 0,14 н.о. 0,77 5,47 2,33 н.о.

Cs-137 0,33 0,48 1,85 2,44 1,33 0,99 2,29 2,59 12,28

Cs-134 0,04 0,04 1,48 0,07 0,18 1,33 1,81 2,62

Co-60 0,74 9,73 14,61 21,64 15,24 13,61 7,10 4,84 7,03

Co-58 0,25 18,46 14,17 11,65 33,3 6,17 1,18 2,99 0,59

Mn-54 0,29 10,21 11,69 15,24 37,88 7,25 2,36 1,40 1,51

Cr-51 1,22 186,88 59,79 33,96 140,52 31,30 8,76 6,03 7,58

Fe-59 2,553 2,29 1,40 0,37 0,96 0,26 0,07 0,37

Nb-95 0,74 7,10 4,84 0,96 1,18 1,03 0,37 1,11

Ag-110m 1,776 1,92 2,29 0,07 0,29 0,26 0,85 1,22

Сумма 2,83 230,90 120,19 95,08 229,74 62,7 30,04 23,28 34,31

Суммарный

выброс по

каждому



I-131 н.о. 5,36 8,28 4,699 3,737 9,50 н.о. 2,62 10,32 10,17 12,65 2,62 10,10 36,81 4,51

Cs-137 0,85 0,59 4,44 4,99 10,95 6,99 26,60 7,95 7,99 8,43 6,47 6,10 5,58 12,72 17,46

Cs-134 1,70 0,55 3,14 4,73 4,25 6,21 7,03 3,77 1,44 5,25 1,73 1,88 3,11 5,77 4,84

Co-60 0,99 12,83 18,27 102,60 124,80 107,26 143,56 58,27 129,09 127,94 94,38 48,02 28,34 70,52 26,49

Co-58 н.о. 10,69 8,32 53,42 81,51 32,81 37,99 40,07 119,39 101,86 64,52 11,91 4,69 10,58 2,99

Mn-54 0,99 9,69 12,83 56,90 96,49 58,75 44,69 28,934 151,73 129,42 112,07 27,45 10,32 16,57 6,06

Cr-51 2,62 10,73 23,68 59,27 76,59 37,18 24,90 212,38 137,45 183,33 182,41 51,31 37,25 45,28 25,53

Fe-59 0,148 1,99 1,29 н.о. н.о. 1,11 н.о. 8,28 27,084 23,64 10,91 2,10 0,77 0,99 1,03

Nb-95 0,29 0,03 0,70 1,961 0,407 н.о. н.о. 0,96 8,14 6,36 2,51 2,73 1,036 3,33 1,66

Ag-110m 3,62 0,14 0,85 0 0,851 3,18 1,48 2,55 2,109 2,29 0,22 0,55 1,33 2,10 1,99

Сумма по

смеси:

11,24 52,65 81,84 288,6 399,57 262,99 286,25 365,76 594,71 598,64 487,84 154,63 102,48 204,67 92,56





стр.33

Продолжение таблицы 4.2.1.7. Точка


Радионук

лид 1998г 1999г 2000г 2001г 2002г 2003г 2004г 2005г 2006г 2007г 2008г 2009г

МБк/год

I очередь

Венттруба №

0 (1-й , 2-й

энергоблоки)

I-131 4,93 918,34 3071,0 1173,0 998,6 1176,0 496,4 486,9 143,38 249,31 441,24 282,56

Cs-137 6,39 15,84 13,86 14,11 8,67 9,53 4,39 5,47 9,18 8,46 4,11 4,82

Cs-134 2,65 9,27 16,37 5,33 2,66 1,68 0,55 1,48 2,67 2,41 1,31 0,99

Co-60 25,36 37,43 19,97 55,41 24,03 44,00 12,95 11,72 12,84 15,66 21,11 9,64

Co-58 4,28 9,31 3,68 23,81 22,76 19,17 3,69 3,25 3,75 3,79 6,96 1,02

Mn-54 6,44 6,56 8,04 17,01 14,51 17,73 5,43 6,42 4,43 17,38 8,29 3,25

Cr-51 26,85 18,01 13,39 63,90 30,62 4,92 3,69 5,70 11,55 13,23 14,37 4,88

Fe-59 2,84 1,53 2,51 4,20 3,89 3,19 0,87 1,94 1,19 1,90 1,89 0,98

Nb-95 1,45 1,42 1,89 5,43 2,17 3,42 0,56 0,55 0,65 1,38 0,97 0,53

Ag-110m 2,05 1,22 1,86 1,17 0,63 0,71 0,50 0,60 0,72 0,58 0,46 0,42

Сумма 83,24 1018,93 3152,57 1363,37 1108,5 1280,35 529,03 524,03 190,36 314,1 500,71 309,09

II очередь

Венттрубы №

1,2, 3 (3-й

энергоблок)

I-131 0,00 198,40 81,50 275,03 72,84 99,50 214,70 144,30 37,82 73,89 24,06 30,34

Cs-137 2,84 3,90 1,42 8,63 9,05 0,97 8,40 1,57 2,43 1,01 0,53 0,71

Cs-134 1,36 2,42 0,68 8,13 10,22 0,31 4,74 0,71 1,02 0,50 0,27 0,32

Co-60 15,63 22,45 4,96 10,64 9,14 3,89 13,34 4,26 6,14 3,90 3,22 2,18

Co-58 4,53 9,54 1,32 4,05 3,49 1,14 4,52 1,00 1,82 0,89 1,27 0,37

Mn-54 4,30 6,40 1,40 2,72 3,06 1,22 4,45 1,53 1,75 1,44 4,92 0,82

Cr-51 14,15 42,21 8,13 13,82 13,44 2,57 15,73 2,97 16,47 5,77 4,50 2,50

Fe-59 0,00 1,60 1,66 0,97 0,99 0,52 0,69 0,63 0,85 1,08 1,29 0,57

Nb-95 0,63 2,22 0,98 1,67 0,35 0,36 1,38 0,59 0,49 0,69 0,53 0,31

Ag-110m 2,56 14,22 0,96 1,11 2,59 0,32 1,70 0,34 0,78 0,46 0,42 0,28

Сумма 46 303,36 103,01 326,77 125,17 110,8 269,65 157,9 69,57 89,63 41,01 38,4

Суммарный

выброс по

каждому



I-131 4,93 1116,74 3152,50 1448,03 1071,44 1275,50 711,10 631,20 181,20 323,20 465,30 312,90

Cs-137 9,23 19,74 15,28 22,74 17,72 10,50 12,79 7,04 11,61 9,47 4,64 5,53

Cs-134 4,01 11,69 17,05 13,46 12,88 1,99 5,29 2,19 3,69 2,91 1,58 1,31

Co-60 40,99 59,88 24,93 66,05 33,17 47,89 26,29 15,98 18,98 19,56 24,33 11,82

Co-58 8,81 18,85 5,00 27,86 26,25 20,31 8,21 4,25 5,57 4,68 8,23 1,39

Mn-54 10,73 12,96 9,44 19,73 17,57 18,95 9,88 7,95 6,18 18,82 13,21 4,07

Cr-51 41,00 60,21 21,52 77,72 44,06 7,49 19,42 8,67 28,02 19,00 18,87 7,38

Fe-59 2,84 3,13 4,17 5,17 4,88 3,71 1,56 2,57 2,04 2,98 3,17 1,55

Nb-95 2,08 3,64 2,87 7,10 2,52 3,78 1,94 1,14 1,14 2,07 1,50 0,84

Ag-110m 4,60 15,44 2,82 2,28 3,22 1,03 2,20 0,94 1,50 1,04 0,88 0,70

Сумма по

смеси:

129,24 1322,29 3255,58 1690,14 1233,71 1391,15 798,68 681,93 259,93 403,73 541,71 347,49





стр.34

Рисунок 4.2.1.4. Годовой выброс Cs-137 вентиляционных труб ЮУ АЭС за период с 1984-2009 г.г.

0,1

1

10

100

1000

10000

100000

1000000

1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009Годы

МБк

1-я очередь 2-я очередь суммарный выброс Предельный годовой выброс цезия регламентированный [5]





стр.35

4.4.2.2. Величины предельно допустимых сбросов радионуклидов для ОП

ЮУАЭС. Фактические сбросы радиоактивных веществ в водные объекты ОП

ЮУАЭС за период эксплуатации

Контроль величины водного сброса

Значения пределов сбросов (ПСi) радиоактивных веществ, поступление которых

в окружающую среду допустимо с водным сбросом ОП ЮУАЭС определяется

действующим на ОП ЮУАЭС документом [6] - ―Допустимый водный сброс

радиоактивных веществ в окружающую среду ОП ЮУАЭС (радиационно-

гигиенический регламент первой группы) РГ.0.0026.0158‖ (смотри таблицу 4.2.2.3.).

Допустимый сброс установлен на основе квоты предела дозы (в соответствии с

пп.5.5.5 – 5.5.6 НРБУ-97) и входных данных, которые являются специфичными для

ЮУАЭС. Допустимый сброс не зависит от количества энергоблоков АЭС, которые

находятся в эксплуатации, и их мощности.

Превышение допустимого сброса при нормальном режиме эксплуатации АЭС не

допускается (в соответствии с п.5.5.7 НРБУ-97).

Числовые значения допустимых пределов сброса, установленные в документе [6],

приведены в таблице 4.2.2.3., рассчитаны в соответствии с документом ―Порядок

установления допустимых уровней сбросов и выбросов АЭС Украины (радиационно-

гигиенические регламенты I группы). Методические указания‖ утверждѐнным

постановлением №29 от 23.07.2002 г. Главного государственного санитарного врача

Украины.

Контрольные и административно-технологические уровни приведены в

таблицах 4.2.2.1. и 4.2.2.2.

Допустимый сброс не будет превышен, если выполняется следующее

неравенство:

i i

i

ПC

C 1

(1)

где Сi – фактический годовой сброс i-го радионуклида, ГБк/год;

ПСi – предел годового сброса i-го радионуклида, ГБк/год .

Значения пределов сбросов (ПСi) контролируемых радионуклидов приведены в

таблице 4.2.2.3.

Суммирование в формуле (1) осуществляется по всем радионуклидам,

приведенным в Таблице 4.2.2.3.

Контроль сброса путем прямого сравнения с величинами, рассчитанными для

стандартизованной смеси радионуклидов (без применения формулы (1)), не

применяется.

Концентрация радионуклидов в сбросных водах должна удовлетворять условию:

iIngest

iB

i

PC

K1

, (2)

где Кi – фактическая концентрация i-го радионуклида в сбросных водах; Ingest

iBPC , – допустимая концентрация в питьевой воде i-го радионуклида для

категории В. Значения Ingest

iBPC , приведены в Таблице П.2.2 НРБУ-97, а также в таблице

4.2.2.7..





стр.36

Вынос за пределы промплощадки АЭС паров и аэрозолей воды, содержащих

тритий, классифицируется как газо-аэрозольный выброс АЭС.

Таблица 4.2.2.1. Административно-технологические уровни сбросов

радиоактивных веществ ОП ЮУАЭС

Радионуклид Размерность Величина А-ТУ Размерность Величина А-ТУ 137

Cs МБк/квартал 38 мкКи/квартал 1026 60

Co МБк/квартал 15 мкКи/квартал 405 3H ТБк/квартал 1,6 Ки/квартал 43,2

Таблица 4.2.2.2. Контрольные уровни водного сброса ОП ЮУАЭС

Радионуклид Контрольный уровень, МБк/кв 3H 1,8·10

6

51Cr 20

54Mn 160

59Fe 71

58Co 66

60Co 19

65Zn 25

90Sr 25

95Zr 22

95Nb 13

106Ru 180

110mAg 17

131I 270

134Cs 51

137Cs 48

144Ce 300

Таблица 4.2.2.3. Значения пределов годовых сбросов (ПСi) для ОП ЮУАЭС

Контролируемый параметр Единицы измерения Предел годового сброса, ПСi 3H ГБк/год 120000

51Cr ГБк/год 31000

54Mn ГБк/год 160

59Fe ГБк/год 110

58Co ГБк/год 440

60Co ГБк/год 24

65Zn ГБк/год 24

89Sr ГБк/год 2200

90Sr ГБк/год 4

95Zr ГБк/год 180

95Nb ГБк/год 1000

106Ru ГБк/год 420

110mAg ГБк/год 86

131I ГБк/год 2200

134Cs ГБк/год 13

137Cs ГБк/год 12

144Ce ГБк/год 26





стр.37

В таблице 4.2.2.4. и 4.2.2.5. приведен сброс радионуклидов в пруд-охладитель

основными источниками сброса за период эксплуатации ЮУАЭС.

В таблице 4.2.2.5, приведен сброс трития в пруд-охладитель за период с 1999-

2009 гг.

Контроль и учѐт на ОП ЮУАЭС радиоактивного сброса в окружающую

среду осуществляется при сбросе дебалансных вод в ХФК после очистных

сооружений «грязной» зоны (ОСГЗ) и СНП система надежного питания (ББ

брызгальный бассейн) энергоблоков. Контроль сброса трития проводится при

сбросе дебалансной воды из СНП (ББ) энергоблоков. Отличие в величине сбросов

трития по отдельным СНП (ББ) связано с особенностями технологического

процесса (сток ХФК на ОП ЮУАЭС с ОСГЗ организован лишь в 3ББ-2 и 3ББ-3).

Сброс из СНП (ББ) проводится (с оформлением санитарного паспорта на сброс

дебалансных вод) для поддержания регламентированных значений, а также для их

ремонта.

В таблице 4.2.2.6. приведен показатель, характеризующий поступление

радионуклидов во внешние водоѐмы (пруд-охладитель) со сбросами ОП ЮУАЭС.

Показатель рассчитывался по формуле:

,100 00

1 i

in

i

РПВПС

СK

где Сi – фактический сброс i-го радионуклида за отчетный период, МБк;

ПСi – предел сброса i-го радионуклида, МБк/год. (смотри Таблица 4.2.2.3)

На рисунке 4.2.2.1, риведена динамика суммарного индекса Крпв 3Н. за

период с 2004 г по 2009 г. На рисунке 4.2.2.2, показан вклад основных

радионуклидов в суммарный показатель сброса 1999 г по 2009 г. .

Ниже в таблицах и графиках преведены значения фактических сбросов ОП

ЮУАЭС за период эксплуатации


Отчет по периодической переоценке безопасности Фактор №14 «Воздействие эксплуатации АЭС на окружающую среду»


стр.38

Таблица 4.2.2.4 Сбросы радионуклидов с ЮУАЭС за период с 1987 г. по 2009 г. Радионуклид 1987 1988 1989 1990

Суммарный годовой сброс, Кu/год 0,0096 0,00794 0,01037

удельная активность, Ku/m3 3*10

-7 3*10

-7 *10

-7 *10

-7

Объѐм сброса, м3 28800 23820 33450 48231

Продолжение таблицы 4.2.2.4 Сбросы радионуклидов с ЮУАЭС .

Радионуклид 1991

МБк/год

1992

МБк/год

1993

МБк/год

1994

МБк/год

1995

МБк/год

1996

МБк/год

1997

МБк/год

1998

МБк/год

1999

МБк/год

2000

МБк/год 58

Co 162,15 56,173 17,573 6,122 2,816 2,081 1,112 3,9331 4,1943 17,39 60

Co 185,62 140,22 58,094 26,43 33,84 108,9 27,87 158,73 157,81 37,74 54

Mn 186,85 126,42 35,508 20,26 13,68 31,58 4,19 10,16 23,199 22,86 134

Cs 16,351 5,5667 5,5482 6,521 11,36 6,667 10,69 21,816 34,631 33,59 137

Cs 89,152 43,575 11,554 7,154 17,16 12,31 16 31,384 65,164 47,53 59

Fe 4,6161 11,776 4,1629 8,628 6,793 8,854 5,957 123,91 4,0556 34,07 131

I 15,841 9,5593 103,72 13,33 10,99 29,05 14,4 13,107 13,393 1,483 110м

Ag 3,5317 0 0,6656 1,668 1,957 1,812 3,633 2,3569 1,7827 2,461

Объѐм сброса, м3 58989 51632 50165 40983 44836 60453 49198 55383 55798 53601

Продолжение таблицы 4.2.2.4 Сбросы радионуклидов с ЮУАЭС .


МБк/год

2002

МБк/год

2003

МБк/год

2004

МБк/год

2005

МБк/год

2006

МБк/год

2007

МБк/год

2008

МБк/год

2009

МБк/год 58

Co 50,0 2,75 5,05 2,57 2,11 2,39 1,77 7,0 1,03 60

Co 223,0 22,91 21,52 18,37 11,26 15,06 39,51 2,25 23,30 54

Mn 146,8 3,97 8,91 8,04 5,88 3,82 6,74 3,48 3,82 134

Cs 117,7 11,73 12,05 23,32 21,83 12,83 15,64 7,11 4,10 137

Cs 150,8 25,66 18,84 25,01 24,32 27,84 36,89 19,71 14,75 59

Fe 27,5 1,92 1,29 2,19 0,71 0,50 0,61 0,20 0,03 131

I 116,27 13,31 9,38 2,10 0,12 0,03 0,11 1,61 0,98 110м

Ag 6,36 0,23 0,37 0,70 0,66 0,21 0,24 51

Cr 0,83 0,82 4,22 4,57 0,00 17,81 1,73 0,77 0,02

Объѐм сброса, м3 58736 54399 57261 44578 36016 36542 33429 34565 32252




стр.39

Таблица 4.2.2.5 Сброс трития во внешние водоѐмы (пруд-охладитель) с 1999 г. по 2009 г.

Источник сброса 2004 2005 2006 2007 2008 2009

ГБк/год ГБк/год ГБк/год ГБк/год ГБк/год ГБк/год

1СНП - 1 0,055 14,6 0,5 4,54 1,27 96,75

1СНП - 2 0,074 0,6 0,2 0,00 0,27 117,80

1СНП - 3 0,069 1,6 0,1 0,36 1,05 196,61

2СНП - 1 0,123 0,0 2,4 0,98 2,56 55,90

2СНП - 2 0,065 3,9 0 2,03 3,96 120,22

2СНП - 3 41,34 200,3 0,3 2,90 1,82 21,00

3 ББ - 1 1,27 3,6 0,5 121,64 11,41 1,40

3 ББ - 2 3775,4 1391,2 3387,5 646,80 278,69 33,32

3 ББ - 3 3063,67 768,4 2170,3 368,40 415,23 42,79

3 ББ - 4 115,80 0,00 0,00

Итого 6882,1 2384,2 5557,8 1263,45 716,25 685,77


- в 2004-2006 гг. величина А-ТУ совокупного сброса Трития для ЮУАЭС составляла 3000 ГБк/квартал;

- с 2007 г. величина А-ТУ совокупного сброса Трития составляет - 1600 ГБк/квартал; КУ – 1800 ГБк/квартал; ДУ – 120000

ГБк/год.




стр.40

Таблица 4.2.2.6. Показатель радиоактивных сбросов ОП ЮУАЭС во внешние водоѐмы за период с 1991г. по 2009 г. Радионуклид 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998

Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% 58

Co 0,036 0,012 0,004 0,0014 0,0006 0,0005 0,0002 0,0009

60Co 0,773 0,584 0,242 0,1101 0,141 0,4538 0,1161 0,6614

54Mn 0,116 0,079 0,022 0,0127 0,0086 0,0197 0,0026 0,0064

134Cs 0,125 0,043 0,042 0,0502 0,0874 0,0513 0,0822 0,1678

137Cs 0,742 0,363 0,096 0,0596 0,143 0,1026 0,1333 0,2615

59Fe

59 0,019 0,0490 0,017 0,036 0,0283 0,0369 0,0248 0,5163

131I 0,0007 0,00043 0,0047 0,0006 0,0005 0,0013 0,0006 0,0006

110мAg 0,0041 0 0,0008 0,0019 0,0023 0,0021 0,0042 0,0027

51Cr

3H

Сумма 1,82 1,13 0,43 0,27 0,41 0,67 0,36 1,61

Продолжение таблицы 4.2.2.6. Радио-

нуклид 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% Крпв,% 58

Co 0,00095 0,00395 0,0114 0,00063 0,00115 0,00058 0,00048 0,00054 0,0004 0,00159 0,0002

60Co 0,65754 0,15725 0,9292 0,09546 0,08967 0,07654 0,04692 0,06275 0,16463 0,00938 0,0971

54Mn 0,0145 0,01429 0,0918 0,00248 0,00557 0,00503 0,00368 0,00239 0,00421 0,00218 0,0024

134Cs 0,26639 0,25838 0,9054 0,09023 0,09269 0,17938 0,16792 0,09869 0,12031 0,05469 0,0315

137Cs 0,54303 0,39608 1,2567 0,21383 0,157 0,20842 0,20267 0,232 0,30742 0,16425 0,1229

59Fe

59 0,0169 0,14196 0,1146 0,008 0,00538 0,00913 0,00296 0,00208 0,00254 0,00083 0,00012

131I 0,00061 6,7E-05 0,0053 0,00061 0,00043 9,5E-05 5,5E-06 1,4E-06 5E-06 7,3E-05 4,4E-05

110мAg 0,00207 0,00286 0,0074 0,00027 0,00043 0,00081 0,00077 0,00024 0,00028

51Cr 3E-06 2,6E-06 1,4E-05 1,5E-05 5,7E-05 5,6E-06 2,5E-06 6E-08

3H 5,73508 1,98683 4,6315 1,05288 0,59688 0,5715

Сумма 1,50 0,97 3,32 0,41 0,35 6,21 2,41 5,03 1,65 0,829 0,825




стр.41

Рисунок 4.2.2.1. Распределение суммарного за год показателя cбросов трития ЮУ АЭС Крпв,%,

за период с 2004 по 2009 гг..

0

1

2

3

4

5

6

7

2004 2005 2006 2007 2008 2009

Годы

Крпв, %

Суммарный показатель cбросов трития ЮУАЭС во внешние водоемы - Крпв, %




стр.42

19992000

20012002

20032004

20052006

20072008

2009

Co60 - Крпв, %

Cs137 - Крпв, %

Н3 - Крпв, %

0

1

2

3

4

5

6

Крпв, %

Годы

Рисунок 4.2.2.2. Вклад отдельных радионуклидов в суммарный показателя ЮУ АЭС сбросов Крпв,%, за

период с 1999 по 2009 гг.

ГП НАЭК Южно-Украинская АЭС. Энергоблок №1 Отчет по периодической переоценке безопасности



стр.43

Таблица 4.2.2.7. Допустимые концентрации радионуклидов в атмосферном воздухе

и питьевой воде согласно НРБУ-97, для категории В

Изотоп

Допустимая концентрация по

НРБУ-97, Бк/м3, для категории В

Атмосферный воздух Вода питьевая 3H 100 3 10

7

51Cr 800 1 10

7

54Mn 20 8 10

5

59Fe 6 1 10

5

58Co 10 6 10

5

60Co 1 8 10

4

65Zn 10 1 10

5

89Sr 4 1 10

5

90Sr 0,2 1 10

4

95Nb 10 1 10

6

95Zr 4 5 10

5

103Ru 6 6 10

5

110mAg 2 2 105

131I 4 2 10

4

134Cs 1 7 10

4

137Cs 0,8 1 10

5

144Ce 0,6 7 10

4

Примечание: приведенные численные значения допустимых уровней (PC),

рассчитанны для условий влияния одного радионуклида и одного пути

поступления при референтных условиях облучения. Смотри п. 5.1.6 [7] НРБУ-97.




стр.44

Таблица 4.2.2.8. Нижние пределы детектирования радионуклидов (средние

значения)

Изотоп Атмосферный

воздух, Бк/л

Вода,

Бк/л

Почва,

Бк/м2 сух

Растительность,

Бк/кг сух 51

Cr 9,5Е-10 1,3Е-01 2,38Е-02 1,52Е+00 54

Mn 6,0Е-10 8,3Е-03 7,7Е-03 2,1Е-01 59

Fe 9,0Е-10 1,3Е-04 4,13-03 4,41Е-01 58

Co 5,0Е-10 7,2Е-03 1,1Е-03 1,7Е-01 60

Co 5,0Е-10 7,7Е-04 7,8Е-03 1,9Е-01 65

Zn 1,2Е-9 1,6Е-03 2,9Е-03 5,14Е-01 89

Sr - 90

Sr 2,1Е-9 1,3Е-04 3,4Е-02 1,1Е-01 95

Nb 4,5Е-10 6,3Е-03 1,84Е-03 2,15Е-01 95

Zr 6,0Е-10 1,1Е-03 3,34Е-03 3,1Е-01 103

Ru - 1,8Е-03 110m

Ag 3,5Е-10 8,3Е-04 6,1Е-03 1,55Е-01 124

Sb - - 131

I 8,5Е-10 1,3Е-03 2,55Е-02 2,05Е-01 134

Cs 5,5Е-11 8,1-04 3,7Е-02 1,5Е-01 137

Cs 6,5Е-11 1,1Е-04 2,21Е-02 1,8Е-01 144

Ce - 1,3Е-04 9,54+00 1,16+00

Примечание: 1) Пустые ячейки – измерения не производятся.

2) Значение нижних пределов детектирования радионуклидов определяется

согласно «Методических рекомендаций по санитарному контролю за содержанием

радиоактивных веществ в объектах окружающей среды» (Москва,1980г.). Приведенные

значения в т.4.2.2.8 получены в результате расчета проб с помощью программного

обеспечения измерительной техники.

По результатам поверки гамма-спектрометра МДА для геометрии Маринелли за 3600с

по 137Cs 1,8 Бк; по 60Co 1,6 Бк (свид.№067/2017-10 от 14.05.2010г).

Выводы по разделу: «4.4.2. Предельные величины сбросов и выбросов

радионуклидов в режиме нормальной эксплуатации энергоблока №1 ЮУАЭС и

ЮУАЭС в целом»

Анализ результатов многолетних наблюдений за выбросами в атмосферу и

сбросами в водные источники радиоактивных веществ Южно-Украинской АЭС

показывает:

Принятые при проектировании меры по ограничению мощности выбросов в

атмосферу и строгий контроль их при работе АЭС, а также эксплуатация очистных

устройств (СВО и СГО) в проектном режиме, обеспечивают соблюдение требований

санитарных правил при эксплуатации станции. За время работы ЮУАЭС в

нормальном эксплуатационном режиме случаев превышения мощности выбросов

в атмосферу над допустимыми уровнями не выявлено.

Согласно таблице 4.2.1.5, максимальное значение показателя характеризующего

выбросы радионуклидов в атмосферу Крпа,% за период с 1999 г по 2009 г. составило:

по такому параметру как ИРГ в 2001 г. Крпа-ИРГ= 1,07% (среднесуточный

выброс ИРГ=469,9 ГБк/сут, при (А-ТУ ИРГ 1-й очереди для работы на

мощности)=800 ГБк/сут и (А-ТУ ИРГ ЮУАЭС)=1400 ГБк/сут);




стр.45

для ДЖН в 2001 г. Крпа-ДЖН= 0,13% (среднесуточный выброс ДЖН=1015,65

кБк/сут, при (А-ТУ ДЖН 1-й очереди для работы на мощности)=1500 кБк/сут

=(1,5 МБк/сут) и (А-ТУ ДЖН ЮУАЭС)=2400 кБк/сут);

для 131

I в 2000 г. Крпа-131

I= 0,22% (среднесуточный выброс 131

I=8732,37 кБк/сут,

при (А-ТУ 131

I 1-й очереди для работы на мощности)=10000 кБк/сут и (А-ТУ 131

I

ЮУАЭС)=30000 кБк/сут).

1А за весь период эксплуатации максимальное значение показателя Крпа

составило:

Крпа-ИРГ= 1,27% в 1985 году;

Крпа-ДЖН= 0,85% в 1986 году;

Крпа-131I= 0,23% в 2000 году.

Согласно таблице 4.2.2.6 , максимальное значение показателя характеризующего

сбросы радионуклидов в водные объекты Крпв,% за период с 1999 г по 2009 г.

составило:

по такому параметру как 137

Cs в 2001 г. Крпв-137

Cs= 1,25% (годовой сброс 137

Cs=150,8 МБк/год, при (А-ТУ 137

Cs действующим с 2007 г. )=152 МБк/год ;

для 3H в 2004 г. Крпв-

3H= 6,21% (среднесуточный выброс

3H=6882 ГБк/год, при

(А-ТУ 3H действующим с 2007 г.)=6400 ГБк/год,

(А-ТУ 3H действующим в 2004-2006 г.)=12000 кБк/сут).

Следовательно можно сделать вывод, что за последние 10 лет ( 1999-2009гг.)

не было зафиксировано превышение значений не только допустимых уровней, но и

административно-технологических и контрольных уровней выбросов и сбросов.

1 При расчете Крпа, Крпв приняты значения ПВі, ПСі – согласно [5], [6].




стр.46

4.4.3. Программа наблюдений за радиационной обстановкой в

контролируемой зоне АЭС. Автоматизированная система радиационного контроля

(АСКРО)

4.4.3.1. Программа радиационного контроля на ОП ЮУАЭС

Безопасность АС обеспечивается за счет последовательной реализации концепции

глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров

на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в

окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и

сохранению их эффективности с целью защиты персонала, населения и окружающей среды.

Система физических барьеров блока АС включает топливную матрицу, оболочку

ТВЭЛ, границу контура теплоносителя реактора, герметичное ограждение реакторной

установки и биологическую защиту.

Наблюдения за радиационной обстановкой на ЮУАЭС в пределах зоны наблюдения

осуществляется с помощью системы радиационного контроля (СРК) на промплощадке, в

санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения ОП ЮУАЭС. Общий вид системы радиационнго

контроля на ЮУАЭС представлен на рисунке 4.3.1.1.

Ежегодно проводится несколько тысяч измерений проб отобранных в СЗЗ и ЗН и

характеризующих радиационное состояние приземного воздуха, поверхностных водоемов,

компонентов наземных и водных экосистем.

Радиационный контроль с использованием технических средств осуществляет

оперативный персонал службы радиационного контроля ЦРБ ОП ЮУАЭС.

На должность начальника смены цеха радиационной безопасности в соответствии с

требованиями п.3.1.16 Положения по организации работы с персоналом обособленного

подразделения Южно-Украинская АЭС государственного предприятия Национальная

атомная энергогенерирующая компания "Энергоатом" ПЛ.0.0000.0016 могут готовиться

и назначаться лица, имеющие полное высшее инженерно-техническое образование по

профилю деятельности, проработавшие, в целом, не менее 2-х лет на предыдущих

должностях цеха и в соответствии с утвержденными квалификационными

характеристиками.

Оперативный персонал (начальник смены ЦРБ) в соответствии с перечнем

должностей приведенный в приложение Д, (ПЛ.0.0000.0016) обязательно проходит

поддержание квалификации в УТЦ с периодичностью не реже одного раза в год с

отрывом от производства (п 3.1.13)

Обучение проводится по программам (п.2.9.2 ПЛ.0.0000.0016), которые

разрабатываются в УТЦ, согласовываются с ЗГИЭ, ЗГИпп, ЗГИ ЯРБ и утверждаются

главным инженером. Продолжительность обучения составляет 40 часов (п.2.9.7.1

ПЛ.0.0000.0016).

Наряду с поддержанием квалификации в УТЦ, в ЦРБ проводится производственно

- техническое обучение с дежурными дозиметристамим, лаборантами-радиометристами

лаборатории внешней дозиметрии (п.2.9.1ПЛ.0.0000.0016)

Поддержание квалификации робочих в ЦРБ осуществляется в соответствии с

ПЛ.0.0055.0085" Положение о проведении производственно-технического обучения

персонала ОП ЮУАЭС" ( п.2.9.8 ПЛ.0.0000.0016)

Аспекты организация подготовки и обучения персонала на ОП ЮУАЭС

рассматривается в ОППБ ФБ-12 «Человеческий фактор» .




стр.47

Все виды радиационного контроля в ОП ЮУАЭС выполняются в соответствии с

"Регламентом радиационного контроля ЮУАЭС" РГ.0.0026.0120.

Рисунок 2.3.1.1. Общий вид системы радиационнго контроля на ЮУАЭС

Радиационный контроль состояния защитных барьеров

Таблица 4.3.1.0. Перечень параметров, обеспечивающих контроль состояния защитных барьеров

на ЮУАЭС

№

п/п Наименование параметра

Метод измерений,

периодичность

Подразделение,

ответственное за

измерение

Пункт

Регламента

1 Объемная (удельная) активность реперных радионуклидов или их групп в теплоносителе первого контура,

характеризующая герметичность оболочек ТВЭЛ

1.1 Плотность потока запаздывающих

нейтронов от ТПК

Канал АСРК,

непрерывно ОП ЦРБ

п.2.2.1.1.1,

2.2.1.1.6

1.2 Суммарная гамма-активность ТПК Канал АСРК,


п. 2.2.1.1.4,

2.2.1.1.7

1.3 Суммарная гамма-активность ТПК в

режиме МПА

Каналы АСРК,

непрерывно ОП ЦРБ п.2.2.1.5, 2.2.1.1.8

1.4 УА изотопов I131-135

в теплоносителе 1-

го контура

Лабораторный контроль,

1 раз в сутки ЛСиКГО ОЯБ п.4.1.1.1

1.5 УА и радионуклидный состав в

теплоносителе 1-го контура


1 раз в месяц ЛСиКГО ОЯБ п.4.1.1.2

1.6 УА и радионуклидный состав в

теплоносителе 1-го контура после

СВО-2


1 раз в неделю ЛСиКГО ОЯБ п. 4.1.1.3

2 Объемная активность реперных радионуклидов или их групп в технологических средах или в воздухе

производственных помещений, связанных с оборудованием первого контура, характеризующая его

герметичность

2.1 ОА продувочной воды перед СВО-5 Канал АСРК,

непрерывно ОП ЦРБ п.2.2.1.2.1

2.2 ОА острого пара

Контроль протечек из I контура во II

по активности N-16 в остром паре ПГ*


непрерывно

Система «Азот-16»

ОП ЦРБ

ОП ОЯБ п.2.2.1.2.3

п.2.2.1.2.3а

Система радиационного

контроля

Радиационный технологический

контроль

Радиационный дозиметрический

контроль

Индивидуаль-ный дозиметри-ческий контроль

Контроль окружающей

среды

Радиационный контроль, за

нераспростране-нием

радиоактивного загрязнения

Радиационный контроль

состояния защитных барьеров




стр.48

№






измерение

Пункт


2.3 МЭД от трубопроводов острого

пара ПГ

Контроль протечек из I контура во II

по активности N-16 в остром паре ПГ*


Непрерывно

Система «Азот-16»

ОП ЦРБ

ОП ОЯБ

п.2.2.1.2.5

п.2.2.1.2.5а

2.4 ОА ИРГ и МЭД парогазовой смеси на

выхлопе эжекторов турбин



п.2.2.1.2.2,

2.2.1.2.6

2.5 ОА воды промконтуров Каналы АСРК,


п.2.2.1.2.4,

2.2.1.2.7

2.6 ОА и радионуклидный состав

продувочной воды каждого ПГ, расчет

протечек из 1к во 2к


периодически ЛСиКГО ОЯБ п.4.1.1.8

2.7 ОА продувочной воды всех ПГ

энергоблоков №№1,2,3:

- до СВО-5

- после СВО-5


периодически ЛСиКГО ОЯБ

п.4.1.2.1

п.4.1.1.9

2.8 ОА и радионуклидный состав воды ПК Лабораторный контроль,

1 раз в 2 недели ЛСиКГО ОЯБ п.4.1.1.10, 4.1.2.2

3 Объѐмная активность реперных радионуклидов или их групп, поступающих за пределы АЭС и

характеризующая герметичность последнего защитного барьера

3.1 МЭД на промплощадке Каналы АСРК,

АСКРО*

Непрерывно ОП ЦРБ

п.2.2.1.3.1;

2.2.1.3.2;

2.2.3.1; 2.2.3.1а

3.2 ОА выброса в ВТ Непрерывно

действующая аппаратура

контроля выброса

ОП ЦРБ п.2.2.4.1

3.3 МЭД СЗЗ и ЗН АСКРО, непрерывно ЛВД ЦРБ п.6.6.1

* - Вступает в силу после ввода реконструируемой части АСКРО в промышленную эксплуатацию.

Радиационный технологический контроль

Назначением радиационного технологического контроля является контроль

состояния технологических процессов, поддержание их радиационных параметров в

проектных диапазонах.

Подсистема РТК предусматривает контроль следующих радиационных

параметров:

1) объемная активность технологических сред, в том числе до и после фильтров

спецводоочистки и спецгазоочистки;

2) объемная активность аэрозолей, ИРГ в необслуживаемых помещениях,

локализующих и вентсистемах.

Рисунок 4.3.1.2. Общий вид подсистемы радиационнго технологического

контроля на ЮУАЭС

Таблица 4.3.1.1. Перечень радиационных параметров РТК

РТК

Измерение объемной активности технологических сред, в том числе до и после фильтров

спецводоочистки и спецгазоочистки

Измерение объемной активности аэрозолей, ИРГ в

необслуживаемых помещениях, локализующих и вентсистемах




стр.49

№






измерение

Пункт


1 ОА технологических сред, в том числе до и после фильтров спецводоочистки и спецгазоочистки

1.1 ОА конденсата греющего пара

выпарных установок СВО-3,6,7


непрерывно ОП ЦРБ п.2.2.2.1.1,

2.2.2.1.5

1.2 ОА воды до и после установок

СВО-3, 4, 5, 6, 7



2.2.2.1.6

1.3 ОА воды ответственных

потребителей



2.2.2.1.7

1.4 ОА ИРГ на входе и выходе СГО

реакторного отделения



2.2.2.1.8


продувочной воды ПГ до и после

СВО-5


1 раз в сутки ЛСиКГО ОЯБ п.4.1.1.9


воды БВ


1 раз в сутки

(во время КГО) ЛСиКГО ОЯБ

п.4.1.1.7


ИРГ до и после СГО,

эффективность очистки


по заявке РЦ ЛИДК ЦРБ п.4.2.1.4


воды ответственных

потребителей

Лабораторный контроль 2

раза в месяц ЛСиКГО ОЯБ п.4.1.1.11,

4.1.2.3

1.9 ОА среды до и после СВО-1,2 Лабораторный контроль,

периодически:

СВО-2 – 1 раз в неделю

СВО-1 – 1 раз в месяц

ЛСиКГО ОЯБ

п.4.1.1


дистилата БСН, КБ


периодически

по заявке РЦ, ХЦ ЛСиКГО ОЯБ

п.4.1.1, 4.1.2


дистилата БТВ



по заявке РЦ, ХЦ ЛСиКГО ОЯБ

п.4.1.1, 4.1.2


КГП СВО


периодически по заявке

РЦ, ХЦ ЛСиКГО ОЯБ

п.4.1.1

2 ОА аэрозолей, ИРГ в необслуживаемых помещениях, локализующих и вентсистемах

2.1 ОА аэрозолей, ИРГ в

необслуживаемых помещениях,

локализующих и вентсистемах


непрерывно ОП ЦРБ п.2.2.3.2




Контроль переносными

приборами, периодически

при допуске ОП ЦРБ

п.3.1.10, 3.1.13,

3.1.20, 3.2.4,

3.2.7




Радиометрия

аналитических фильтров,

лабораторный контроль,


ОП ЦРБ

п.3.1.10, 3.1.13,

3.1.20, 3.2.4,

3.2.7




Спектрометрия

аналитических фильтров,

лабораторный контроль,


ЛИДК ЦРБ п.4.2.1.1,

4.2.1.2, 4.2.1.3

Радиационный дозиметрический контроль

Радиационный дозиметрический контроль (РДК) выполняется по двум

направлениям:

– измерение индивидуальных доз внешнего облучения и индивидуальных доз

внутреннего облучения персонала,




стр.50

– измерение МЭД, объемной активности воздуха, уровней загрязнения

поверхностей в обслуживаемых, периодически обслуживаемых помещениях и на

площадке АЭС.

Рисунок 4.3.1.3. Общий вид подсистемы радиационнго дозиметрического


Рисунок 4.3.1.4. Общий вид подсистемы индивидуального дозиметрического


Таблица 4.3.1.2. Перечень параметров РДК

№






измерение

Пункт


1 Индивидуальная эффективная (эквивалентная) доза облучения персонала

1.1 Индивидуальная доза внешнего

облучения (основной ИДК)

Индивидуальные

дозиметры (ТЛД),


1 раз в квартал

(женщины до 45 лет – 1

раз в месяц)

ЛИДК ЦРБ п.5.1

ИДК

Контроль и учет доз внешнего облучения

персонала

Контроль и учет содержания

инкорпорированных радионуклидов в

организме человека и расчет

индивидуальных доз внутреннего облучения

Расчет суммарных дозовых нагрузок на

персонал АС, включая

дозозатраты по основным видам

работ для различных

профессиональных групп

Планирование радиационных

нагрузок персонала при выполнении

работ

РДК

Измерение мощности

экспозиционной дозы гамма излучения с

помощью блоков детектирования, находящихся в

помещениях

Измерение объемной

активности ИРГ, аэрозолей,

йодов в помещениях (ОП, ПОП)

Измерение мощности

эквивалентной дозы нейтронов в ряде помещений гермооболочки и

обстройки реакторного отделения

Измерение поверхностного

загрязнения радионуклидами

с помощью различных методов

ИДК




стр.51

№






измерение

Пункт


1.2 Индивидуальная доза внутреннего

облучения

Расчет индивидуальной

дозы внутреннего

облучения по

результатам

биофизических

измерений,

периодически 1 раз в

квартал

ЛИДК ЦРБ п.5.2

1.3 Индивидуальная доза при

производстве работ

Индивидуальные

оперативные

дозиметры,


каждую смену

ОП ЦРБ п.3.1.15



Переносные приборы

измерения МЭД в

месте работ,

периодически при

допусках по

дозиметрическим

нарядам

ОП ЦРБ п. 3.1.4, 3.1.12,

3.1.13,

1.5 Индивидуальная доза от

нейтронного излучения при


Расчет дозы от

нейтронного

излучения,


выполнении работ

ОП ЦРБ п. 3.1.4, 3.1.12


производстве работ (оценка)


непрерывно ОП ЦРБ п.3.1.1

2 МЭД в помещениях и на

промплощадке АЭС


непрерывно;

переносными

приборами,


ОП ЦРБ п.3.1.1, 2.2.1.3.1,

2.2.3.1, 3.4

3 Мощность дозы нейтронов в ЦЗ, в

помещениях реакторного

отделения и на УСТ

Переносными

приборами,


при выполнении работ

ОП ЦРБ п. 3.1.4, 3.1.12

4 ОА радионуклидов йода,

радиоактивных аэрозолей в

обслуживаемых и периодически

обслуживаемых помещениях


непрерывно;

переносными

приборами,


допуске по


нарядам;

лабораторный

контроль по

аналитическим

фильтрам,


допуске по


нарядам;

ОП ЦРБ

ЛИДК ЦРБ

п.2.2.3.2

п.3.1.10, 3.1.13,

3.1.20, 3.2.4, 3.2.7

п.4.2.1.1, 4.2.1.2,

4.2.1.3

5 Плотность потока бета-излучения

в помещениях постоянного

пребывания, периодически

обслуживаемых помещениях и на

промплощадке АЭС при авариях

Переносными

приборами,

периодически и при

допуске по


нарядам

ОП ЦРБ п. 7.3.1




стр.52

№






измерение

Пункт


6 Плотность потока альфа- и бета

излучения от рабочих

поверхностей оборудования и

помещения УСТ при хранении

свежего ядерного топлива и

выполнении работ со свежим

ядерным топливом

Лабораторный

контроль,


ОП ЦРБ п. 3.2.3.9,

3.2.3.10

Радиационный контроль окружающей среды

Радиационный контроль окружающей среды включает:

контроль газоаэрозольного выброса и водного сброса в окружающую среду;

контроль активности и радионуклидного состава утечки радиоактивных

веществ из ХТРО, ХЖРО;

контроль МЭД и годовой дозы облучения в ЗН и СЗЗ;

контроль загрязнения радиоактивными веществами атмосферного воздуха,

атмосферных выпадений, почвы, растительности, воды открытых водоемов,

донных отложений, водорослей.

Рисунок 4.3.1.5. Общий вид подсистемы радиационного контроля окружающей

среды на ЮУАЭС

Таблица 4.3.1.3. Перечень радиационных параметров радиационного контроля

окружающей среды

№





ответственное

за измерение

Пункт


1 Активность и радионуклидный состав организованного выброса в атмосферу ИРГ, радионуклидов йода,

радиоактивных аэрозолей

1.1 Мощность выброса ИРГ,

радионуклидов йода, радиоактивных

аэрозолей

Приборы

автоматизированного

контроля, непрерывно

ОП ЦРБ п.2.2.4.1

1.2 Активность выброса ДЖН и

радионуклидов йода по аналитическим

фильтрам


периодически 1 раз в сутки ЛИДК, ОП ЦРБ

п.3.1.8,

3.2.8, 4.2.1.1,

4.2.1.2,

1.3 Радионуклидный состав и активность

выброса ДЖН по аналитическим

фильтрам


периодически 1 раз в месяц ЛВД ЦРБ п. 6.1

1.4 Радиационный контроль атмосферного

воздуха в СЗЗ и ЗН ЮУАЭС


периодически 1 раз в неделю ЛВД ЦРБ п. 6.2

РКОС

Контроль мощности дозы гамма-излучения на

промплощадке и в окружающей среде

Контроль плотности радиоактивных выпадений из атмосферы

Контроль содержания

радионуклидов в объектах

окружающей среды

Измерение радиоактивности растительности,

почвы, воды, донных отложений




стр.53

№





ответственное

за измерение

Пункт


1.5 Радиационный контроль выпадений в

СЗЗ и ЗН ЮУАЭС


периодически 1 раз в квартал ЛВД ЦРБ п.6.3

2 ОА и радионуклидный состав сброса в окружающую среду и жидких радиоактивных отходов

2.1 ОА воды КБ СВО перед сбросом в ХФК,

ПЛК

Лабораторный контроль

По заявке РЦ, ХЦ ЛСиКГО ОЯБ

п.4.1.1.13, 4.1.1.14,

4.1.2.5, 4.1.2.6

2.2 Радионуклидный состав и ОА воды КБ

СВО перед сбросом в ХФК, ПЛК


По заявке РЦ, ХЦ ЛСиКГО ОЯБ

п.4.1.1.13, 4.1.1.14,

4.1.2.5, 4.1.2.6

2.3 ОА в приямках ХФК перед сбросом в

окружающую среду



п.2.2.4.2,

2.2.4.3

2.4 Вода промливневой канализации Лабораторный контроль,


1 раз в квартал_____

АСКРО*, непрерывно

ЛВД ЦРБ п.6.4.1

2.5 Вода ХФК Лабораторный контроль,

периодически 1 раз в месяц ЛВД ЦРБ п.6.4.2

3 Активность и радионуклидный состав РАО

3.1 ОА и радионуклидный состав пробы из

емкостей ХЖО




ЛСиКГО ОЯБ п.4.1.1.18

4 ОА и радионуклидный состав утечки

радиоактивных веществ из ХТРО,

ХЖРО, РО, брызгальных бассейнов


состава проб воды

наблюдательных скважин, 1

раз в квартал

ЛВД,

ЛИДК ЦРБ

п.6.4.3, 6.4.4,

4.2.1.12, 4.2.2.9

5 МЭД на местности в СЗЗ и ЗН

5.1 Контроль интегральной дозы на

территории СЗЗ и ЗН

Лабораторный контроль, 1

раз в год ЛВД ЦРБ п.6.6.1

5.2 Контроль МЭД в СЗЗ и ЗН, включая

населенные пункты

АСКРО,

круглосуточно ЛВД ЦРБ

п.2.2.4.4,

6.6.1

6 Пробы с объектов окружающей среды Лабораторный контроль,

периодически ЛВД ЦРБ п.6.3, 6.7

* - Данное изменение вступает в силу после ввода АСКРО в промышленную эксплуатацию.

Контроль нераспространения радиоактивных загрязнений

Контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений включает:

контроль радиоактивного загрязнения кожных покровов, обуви и

производственной одежды персонала при пересечении им границ зоны строго режима;

контроль радиоактивного загрязнения личной одежды и обуви персонала

при пересечении ими границы АЭС;

контроль радиоактивного загрязнения транспортных средств и

перевозимых грузов при пересечении ими границы территории АЭС.




стр.54

Рисунок 4.3.1.6. Общий вид подсистемы контроля за нераспространением

радиоактивных загрязнений на ЮУАЭС

Таблица 4.3.1.4. Перечень радиационных параметров контроля за

нераспространением радиоактивных загрязнений

№






измерение

Пункт


1 Уровень загрязнения

радиоактивными веществами

(мощность дозы -излучения)

личной одежды и обуви персонала

при пересечении им границы

территории АЭС

Установки на

проходных АЭС,

постоянно Самоконтроль

персонала п. 2.2.6.1



поверхностей кожных покровов,

обуви, СИЗ персонала при

пересечении ими границы ЗСР


проходных ЗСР,

переносные приборы;

постоянно, при

пересечении границы

ЗСР

Самоконтроль

персонала п. 2.2.6.2



(мощность дозы -излучения)

транспортных средств и

перевозимых грузов при

пересечении ими границы

территории АЭС


транспортном выезде,

переносные приборы;

при выезде транспорта Самоконтроль,

ЦРБ

п. 2.2.6.2,

2.2.6.3

Нормативная база применяемая для обеспечения радиационной безопасности

ЮУАЭС приведена в разделе 4.1 данного отчета, документация руководствуется ЦРБ

ОП ЮАЭС определена в ПР.0.0026.0080. «Перечень документации цеха радиационной

безопасности» (на 107 страницах) ниже в таблице 4.3.1.5. приведен перечень основных

документов которыми руководствуется персонал ЦРБ ОП ЮАЭС.

РК за нераспростра-

нением

измерение уровня загрязнения радиоактивными веществами

(плотности потока -излучения) поверхностей производственных

помещений и оборудования, кожных покровов, обуви,

спецодежды, СИЗ персонала и используемых транспортных средств при пересечении ими границы зоны строгого режима

измерение уровня загрязнения радиоактивными веществами (мощность дозы

гамма-излучения) личной одежды и обуви персонала

при пересечении им границы территории АС

измерение уровня загрязнения радиоактивными веществами (мощность дозы

гамма-излучения) транспортных средств и перевозимых грузов при

пересечении ими границы территории АС




стр.55

Рисунок 4.3.1.7. Организационная структура цеха радиационной безопасности

Техник

кат.I

Лаборатория ИДК

радиометрии,

спектрометрии, СИЧ

12

7

1

1

2

1

1

1

1

11

1

1

3

1

11

1

13,3

3660

10

1

1

1

7

1

7

1

6

1

5 656

1

6

1

2,3

1

1

1

4

1

1

2

4

2

1

Старший

начальник

смены цеха

атомной

электростанции

Инженер -

радиолог

(дежурный) 2 кат.

1

0,31

2

1

4

35

1

1

Инженер

по подготовке

производства

кат.I

1

Начальник

смены цеха

атомной

электростанции

7




стр.56

Таблица 4.3.1.5. Перечень основных документов, используемых персоналом ЦРБ

при выполнении радиационного контроля

Обозначение

документа

Наименование документа

1 2

№ РГ.0.0026.0120 Регламент радиационного контроля Южно-Украинской АЭС

№ РГ.0.0026.0157 Допустимый газо-аэрозольный выброс радиоактивных веществ в

окружающую среду Южно-Украинской АЭС (радиационно-

гигиенический регламент I группы).

№ РГ.0.0026.0158 Допустимый водный сброс радиоактивных веществ в окружающую среду

Южно-Украинской АЭС (радиационно-гигиенический регламент I

группы).

№ РГ.0.0026.0035 Контрольные уровни выбросов и сбросов радиоактивных веществ в

окружающую среду и доз облучения персонала категории «А» Южно-

Украинской АЭС (радиационно-гигиенический регламент І группы

РГ.0.0026.0136 Регламент радиационного контроля при отправке отработанного

ядерного топлива.

Инструкциипо радиационной безопасности

ИБ.0.0026.0091 Радиационная безопасность в ОП «Южно-Украинская АЭС».

ИБ.0.0026.0100 Регламентация действий персонала при возникновении радиационной

аварии.

Инструкции производственные

ИН.0.0026.0002 Общие правила выполнения измерений активности проб внешней среды

на дозиметрических и радиометрических установках.

ИН.0.0026.0004 Отбор проб окружающей среды в районе расположения ОП ЮУАЭС.

ИН.0.0026.0005 Приготовление проб внешней среды.

ИН.0.0026.0024 Гамма - съѐмка местности наблюдаемой и санитарно - защитной зон.

ИН.0.0026.0034 Прием, хранение, выдача и транспортировка радиоактивных веществ,

применяемых в измерительной аппаратуре.

ИН.0.0026.0052 Ведение индивидуального дозиметрического контроля.

ИН.0.0026.0152 Порядок регистрации и учета источников ионизирующего излучения

Инструкции по эксплуатации

ИЭ.0.0026.0069 Комплект дозиметров термолюминисцентных КДТ-02М. Инструкция

по эксплуатации. Система нормальной эксплуатации.

ИЭ.0.0026.0103 Аспирационные установки лаборатории внешней дозиметрии.

Инструкция по эксплуатации. Система нормальной эксплуатации.

ИЭ.0.0026.0104 Системы вентиляции лаборатории внешней дозиметрии. Инструкция по

эксплуатации. Система нормальной эксплуатации.

ИЭ.0.0026.0119 Гамма-спектрометр на базе многоканального амплитудного анализатора

SBS-50M. Инструкция по эксплуатации. Система нормальной

эксплуатации.

ИЭ.0.0026.0124 Низкофоновая установка УМФ – IМ. Инструкция по эксплуатации.

Система нормальной эксплуатации.

ИЭ.0.0026.0130 Система телевизионная специальная СТС-ПМ-100В Инструкция по

эксплуатации. Система нормальной эксплуатации

ИЭ.0.0026.0135 Радиометр-дозиметр МКС-01Р. Инструкция по эксплуатации. Система

нормальной эксплуатации.

ИЭ.0.0026.0146 Автоматизированный комплекс спектрометрии внутреннего излучения

человека «СКРИННЕР». Инструкция по эксплуатации. Система

нормальной эксплуатации.

ИЭ.0.0026.0151 Подсистема оперативной дозиметрии. Инструкция по эксплуатации.




стр.57

Обозначение

документа

Наименование документа

1 2

Система нормальной эксплуатации.

ИЭ.0.0026.0155 Подсистема индивидуального дозиметрического контроля RADOS ТЛ-

дозиметрии. Инструкция по эксплуатации. Система нормальной


ИЭ.0.0026.0156 Система контроля величины протечки теплоносителя первого контура во

второй в парогенераторах по активности азота – 16. Инструкция по

эксплуатации. Система нормальной эксплуатации, важная для

безопасности.

ИЭ.0.0026.0166 Инструкция по эксплуатации. Автоматизированной системы контроля

радиационной обстановки ОП ―Южно-Украинская АЭС‖. Система

нормальной эксплуатации важная для безопасности АСКРО ОП ―Южно-

Украинская АЭС‖.

ИЭ.0.0026.0169 Ультра-низкофоновый жидкосцинтилляционный спектрометр-радиометр

QUANTULUS 1220 инструкция по эксплуатации.

ИЭ.1.0026.0010 Аппаратура радиационного контроля. щит системы водоочистки инструкция

по эксплуатации система нормальной эксплуатации.

ИЭ.1.0026.0116 Системы радиационного контроля первой очереди ОП ЮУАЭС.

Инструкция по эксплуатации. Система нормальной эксплуатации важная

для безопасности.

ИЭ.1.0026.0125 Системы автоматического пожаротушения в кабельном полуэтаже щита

радиационного контроля первой очереди (ВС 401/1,2) инструкция по

эксплуатации (система нормальной эксплуатации).

ИЭ.1.0026.0128 Аппаратура радиационного контроля на блочном щите управления № 1,

резервном щите управления № 1. Инструкция по эксплуатации. Система

важная для безопасности.

ИЭ.1.0026.0133 Иизмеритель мощности эквивалентной дозы нейтронов КДН-2.

Инструкция по эксплуатации. Система важная для безопасности.

ИЭ.1.0026.0154 Автоматизированная система контроля газо-аэрозольных выбросов через

венттрубу энергоблоков № 1, 2. Инструкция по эксплуатации. Система


ИЭ.2.0026.0006 Аппаратура радиационного контроля на блочном щите управления № 2,

резервном щите управления № 2. Инструкция по эксплуатации. Система


ИЭ.3.0026.0115 Система управления машины перегрузочной (устройства приема,

формирования и выдачи команд). Энергоблок № 3. Инструкция по

эксплуатации. Система нормальной эксплуатации, важная для

безопасности.

ИЭ.3.0026.0137 Системы радиационного контроля энергоблока № 3 инструкция по

эксплуатации. Система нормальной эксплуатации, важная для безопасности.

ИЭ.3.0026.0143 Автоматизированная система контроля газоаэрозольных выбросов через

венттрубы. Энергоблока № 3. Инструкция по эксплуатации. Система


Методики

1.9-001 Д3 Методика выполнения измерений по определению величин

радиоактивных выбросов через венттрубы ОП ЮУАЭС.

МТ.0.0026.0023 Определения активности и изотопного состава проб внешней среды на

спектрометрических установках в лаборатории внешней дозиметрии




стр.58

4.4.3.2. Объем радиационного контроля окружающей среды осуществляемый

ЛВД ЦРБ ОП ЮУАЭС

На ЮУАЭС радиационный контроль объектов окружающей среды обеспечивает

лаборатория внешней дозиметрии (ЛВД ЦРБ), контроль осуществляется в радиусе 30 км от

ОП ЮУАЭС (зона наблюдения) при нормальной радиационной обстановке (НРО) и при

аварийной радиационной обстановке (АРО). На рисунке 4.3.2.1 представлены точки

радиационного контроля и населенные пункты расположенные в зоне наблюдения ОП ЮУАЭС.

Лаборатория ВД входит в состав цеха радиационной безопасности (ЦРБ) ОП

ЮУАЭС .

Выполнение поставленной перед лабораторией ВД задачи производится

исполнением следующих функций:

отбор проб из объектов окружающей среды на стационарных постах

наблюдения и в контролируемых точках, согласно документам РГ.0.0026.0120

«Регламент радиационного контроля Южно-Украинской АЭС», и

РГ.0.3708.0113 «Регламент продувки Ташлыкского водоема-охладителя ОП

ЮУАЭС в Александровское водохранилище»;

контроль удаляемых в атмосферу радиоактивных аэрозольных выбросов по

результатам анализа проб, отобранных службой радиационного контроля цеха;

определение содержания радионуклидов в воде сбросных каналов,

Ташлыкского водохранилища и реке Южный Буг, почве, растительности и рыбе

путем проведения радиометрических и спектрометрических измерений;

контроль радиационной обстановки в населѐнных пунктах, входящих в

зону наблюдения;

контроль содержания радионуклидов в питьевой воде;

определение радионуклидного состава и концентраций радионуклидов в

атмосферных осадках;

измерение мощности дозы внешнего гамма-излучения и интегральной дозы

на местности;

контроль источников и путей загрязнения окружающей среды

радиоактивными веществами;

определение суммарной активности в пробах воды скважин радиационного

контроля грунтовых вод промплощадки ОП ЮУАЭС;

контроль района радиоактивного загрязнения в случае аварийного выброса

по данным метеослужбы ОП ЮУАЭС;

контроль содержания естественных радионуклидов в стройматериалах и их

компонентах согласно ДБН В.1.4-0.01-97, «Системе норм и правил снижения

уровня ионизирующих излучений естественных радионуклидов в

строительстве»;

подготовка и сопровождение договорных работ по вопросам

совершенствования средств и методов радиационного контроля, контроля

качества проводимых измерений и по программам, утвержденным руководством

ОП ЮУАЭС;

ведение баз данных радиационного контроля;

периодический мониторинг мощности дозы внешнего гамма-излучения на

объектах ОП ЮУАЭС, находящихся в санитарно-защитной зоне;

участие в работе по вводу в действие нормативных документов;




стр.59

разработка месячных, годовых, перспективных планов в производственной

деятельности лаборатории ВД;

ведение документации лаборатории ВД;

обеспечение хранения документов и записей в лаборатории ВД;

обеспечение безопасных условий труда персонала лаборатории ВД;

поддержание безопасных условий труда и контроль состояния охраны

труда на рабочих местах персонала;

предоставление (по утвержденным срокам передачи обязательных

отчетных материалов) результатов радиационного контроля начальнику смены

ЦРБ, заместителю начальника ЦРБ по эксплуатации, начальнику ЦРБ,

руководству ОП ЮУАЭС.

В № РГ.0.0026.0120 «Регламенте…» предусмотрен объем контроля для нормальной

эксплуатации ЮУАЭС и при незначительных превышениях предельных величин выбросов

и сбросов.

Объем контроля при максимальной проектной аварии и запроектных авариях будет

определяться центром по управлению аварийными работами и проводиться в соответствии

с требованиями "Аварийного плана ОП ЮУАЭС" ПН.0.0040.0011.

В качестве базовых точек радиационного контроля принята сеть стационарных

постов. Эта сеть выбиралась на этапе проектирования ЮУАЭС с учетом розы ветров в

районе расположения ЮУАЭС. Согласно требований, заложенных в ―Рекомендациях по

дозиметрическому контролю в районе расположения АЭС‖ в этих же точках производится

отбор почвы, растительности.

В с.Рябоконево (контрольный пост наблюдения) проводится полный объем отбора

проб для фонового контроля.

Размещение постов РК в районе расположения ЮУАЭС приведено на рисунке

4.3.2.1, параметры определяемые на постах РК приведены в таблице 4.3.2.1.

Объекты контроля, количество и периодичность отбора проб и определяемые

параметры окружающей среды осуществляемые ЛВД ЦРБ, предусмотренные

"Регламентом радиационного контроля Южно-Украинской АЭС" РГ.0.0026.0120

представлены в таблицах 4.3.2.2 и 4.3.2.3.

Контроль метеорологических параметров в месте расположения ЮУАЭС

осуществляется стационарной озерной гидрометеостанцией отдела охраны окружающей

среды ЮУАЭС. В случае аварии информация о метеорологических параметрах передаѐтся

в ЛВД и кризисные центры для прогнозирования и оценки последствий выброса

радионуклидов с ЮУАЭС.

Радиационный мониторинг окружающей среды района расположения проводится

в двух направлениях – постоянный и периодический контроль.

Постоянный контроль - осуществляется при помощи сети стационарных постов

наблюдения, расположенных в 30-ти км зоне ЮУАЭС за:

мощностью экспозиционной дозы гамма-излучения на местности с помощью

измерителей радиационного фона (ИРФ-02), на основе двух блоков детектирования типа

БДМГ-08 и информационного табло для отображения информации –(11 постов);

интегральной экспозиционной дозой гамма-излучения на основе

термолюминесцентных дозиметров ТЛД-500К (44 поста с дозиметрами ТЛД);

суммарной бета-активностью и радионуклидным составом (плотностью)

атмосферных выпадений (25 кювет);




стр.60

концентрацией радионуклидов в атмосферном воздухе (приземный слой) (8

аспирационных установок).

Периодический контроль - осуществляется в стационарных пунктах наблюдения и

контрольных точках методом отбора проб с последующей их доставкой, подготовкой и

измерениями в лабораторных условиях за:

суммарной бета-активностью и радионуклидным составом воды водных

систем в районе расположения ЮУАЭС и промплощадки;

суммарной бета-активностью и радионуклидным содержанием в компонентах

водной среды (донные отложения, водоросли);

содержанием радионуклидов в почве, растительности.




стр.61

Рисунок 4.3.2.1. Схема размещения постов радиационного контроля в 30-км зоне ЮУАЭС




стр.62

Таблица 4.3.2.1. Параметры определяемые на постах РК в районе расположения ЮУАЭС Пункт наблюдения Расстояние,

направление

от венттрубы

блока № 1

Атмос-

ферный

воздух,

1 раз в

неделю

Атмос-

ферные

выпа-

дения,

1 раз в

месяц

Почва,

1 раз в

год

Расти-

тель-

ность,

1 раз в

год

Мощ-

ность

дозы

-изл.

Доза на

местно-

сти

1 2 3 4 5 6 7 8

0-радиус. Промплощадка:

1 Пункт №1 (ОРУ-330кВ) 1,0 км

2 Пункт №2 (ОРУ-150кВ) 0,5 км

3 Пункт №3 (дизельгенераторная) 0,2 км

4 Пункт №4 (ХСО) 0,6 км

5 Пункт №5 (насосная ХФК) 0,5 км

I-радиус (СЗЗ – 2,5 км):

6 Гидроучасток 2,0 км ЮЗ

II-радиус (8 км):

7 г.Южноукраинск 3,0 км СЗ

8 База ОРСа

9 ОСХБК (очистные сооружения) 7,0 км СВ

10 с.Богдановка 5,5 км З

11 с.Константиновка 6,0 км ЗСЗ

12 с.Бугское 7,5 км ЮЮЗ

13 с.Воля 4,5 км В

14 с.Агрономия 5,0 км ЮВ

III-радиус (16 км):

15 с. Панкратово 8,0 км

16 с.Марьяновка 10,0 км ВСВ

17 с.Аннетовка 13,0 км ЮЗ

18 с.Александровка 13,5 км ЮЮВ

19 с.В.Раздол 9,0 км ЮВ

20 с. Ивановка 11,0 км

21 пгт.Арбузинка А 11,0 км СВ

22 пгт.Арбузинка В 12,5 км СВ

23 с.Алексеевка 10,5 км СЗ

24 с.Новоселовка 10,5 км В

25 с.Шуцкое 11,0км ЮЗ

26 с Н Ставки 14,5 км

27 с. Семеновка 15,0 км

28 с.Жовтневое 15,0км ЗСЗ

IV-радиус (24 км):

29 с. Трикраты 16,5 км

30 с.Р.Балка 24,0 км СЗ

31 с.Полянка 18,0 км ВСВ

32 с. Счастливка 20,5 км

33 с. Бугское (Вознесенского р-на) 21,0 км

34 с.Степковка 22,0 км ЗСЗ

35 с.Кузнецово 19,0 км ЗЮЗ

36 с.Таборовка 25,0 км ЮЮВ

37 с.Коштово 14,5 км

38 с.Новокрасное 25,0 км ССВ

39 с.Прибужье 17,5 км Ю

40 с.Любоивановка 24,0 км С

41 с.Благодатное 21,0 км ССЗ

42 с.Вороновка 23,0 км ЮВ

43 с. Новомихайловка 29,0 км

44 с.Рябоконево - КП 33,5 ССВ


1.КП –контрольный пост;

2. Затемненные позиции означают, что данный вид измерений проводится в данном пункте наблюдения.




стр.63

Таблица 4.3.2.2. Объем контроля интегральной дозы и мощности дозы в районе

расположения ЮУАЭС Объект и пункт контроля Метод контроля

Мощность дозы

-излучения

44 поста РК

Измерение радиометром при каждом обслуживании поста:

посты с аспирационными установками - 1 раз в неделю, посты

с кюветами - 1 раз в месяц, посты с интегральными

дозиметрами – 1 раз в год.

Интегральная доза на

местности

44 стационарных пунктов

контроля в районе

расположения АЭС

ДПГ-03 (с детекторами ТЛД 500К), КТД-02 экспозиция 12±2

мес.

Контроль мощности дозы проводится переносными дозиметрическими приборами

(ДРГ-01Т, МКС-01Р) дозиметристом ЛВД ЦРБ в населенных пунктах района расположения

ЮУАЭС (в местах установки стационарных постов радиационного контроля).

Периодичность контроля – при отборе проб атмосферных выпадений и атмосферного

воздуха.

Непрерывный контроль мощности дозы в санитарно-защитной зоне и в зоне

наблюдения проводится с помощью стационарных постов контроля МЭД на базе ИРФ-2 (с

выводом информации по месту измерения) и АСКРО*, с предоставлением информации на

ЦПК1-3, а также с выводом информации на информационное табло по месту измерения на

ППК – 1, ППК – 2, ППК – 8, ППК – 9.

* - Данный контроль вступит в силу после ввода АСКРО в промышленную

эксплуатацию.

Радиационный контроль производственных площадок подразделений ОП ЮУАЭС,

находящихся в санитарно-защитной зоне, а также помещений, объектов и материалов, мест

складирования материалов, производится лабораторией внешней дозиметрии в соответствии

со схемой расположения данных объектов и с периодичностью не реже одного раза в год.

Места складирования металлоизделий и металлоотходов размещѐнных на площадях

объектов ОП ЮУАЭС контролируются с периодичностью не реже одного раза в квартал.

Результаты радиационного контроля оформляются протоколом радиационного

обследования.




стр.64

Таблица 4.3.2.3. Объем контроля радиоактивного загрязнения местности Объект и пункт контроля Условие экспозции Объем пробы Определяемый параметр

1 2 3 4 Атмосферный воздух

8 стационарных аспирационных

установок, размещенных на

промплощадке ЮУАЭС, в

населенных пунктах и на

контрольном посту

Непрерывный отбор в

течение 5-7 суток со

средним расходом 1250

м3/ч через фильтр

Петрянова (ФПП-15-

1,5) площадью 0.14-

0,22 м2, аспирационная

установка на базе

судового вентилятора

типа РСС 16/40 – 1.1.1.

200-500 тыс. м3 -спектрометрия каждого

фильтра 1 раз в неделю,

90

Sr из объединенных проб по

каждому посту за квартал

Атмосферные выпадения

25 кюветы 0.5м 0.5м 0.2 м

на промплощадке ЮУАЭС, в

санитарно-защитной зоне, в

населенных пунктах и на

контрольном посту

Непрерывный сбор в

течение 25 30 дней,

отбор проб 1 раз в

месяц

Естественные

выпадения на

площадь 0.25 м2

Суммарная бета-активность

-спектрометрия объединенных

проб по радиусам наблюдения за

квартал:

- 0 промплощадка АЭС

- I радиус (2,5 км-СЗЗ)

- II радиус (8 км)

- III радиус (16 км)

- IV радиус (24-30 км)

- V контрольный пост

радиохимия объединенных проб

по радиусам наблюдения по 90

Sr-

два раза в год.

Вода ПЛК

в месте сброса ПЛК в

подводящий канал

Ручной одномоментный

отбор 1 раз в квартал

0,002 0,1 м3 Суммарная бета-активность

Непрерывный отбор

пробы системой

АСКРО *

0,0045 м3

Cбросная вода

Сбросные каналы блоков 1,2,3 Отбор по каждому

пункту 1 раз в неделю 0,001 0,1 м

3 Суммарная бета-активность 1 раз

в неделю по каждой точке

спектрометрия при превышении

суммарной -активности

1,1 Бк/ дм3

радиохимия 90

Sr, 137

Cs, 137

Cs по

каждой точке 1 раз в квартал

3Н по каждой точке 1 раз в месяц.

Поверхностные водоемы

Водохранилище-охладитель

АЭС (3 точки):

- район сброса термальных вод;

- у сбросного шлюза плотины;

- в верховье водохранилища

на суммарную бета-

активность (3 точки)

один раз в месяц;

на радиохимию (по

усредненной пробе

воды из 3-х точек) - 2

раза в год

0,001 0,1 м3


спектрометрия при превышении

суммарной -активности 1,1 Бк/

дм3

радиохимия на 90

Sr, 137

Cs, 134

Cs.

контроль активности 3H один

раз в месяц по каждой точке

* - Данное изменение вступает в силу после ввода АСКРО в промышленную эксплуатацию.




стр.65

Продолжение таблицы 4.3.2.3

Объект и пункт контроля Условие экспозции Объем пробы Определяемый параметр

1 2 3 4

Река Южный Буг:

- с.Алексеевка (7 км выше по

течению г.Южноукраинска);

- с.Бугское (7 км ниже по

течению г.Южноукраинска)

Отбор проб один раз в

месяц с каждой точки,

на радиохимию один

раз в квартал с каждой

точки

0,001 0,05 м3



Sr, 137

Cs, 134

Cs,

контроль активности 3H

ОСХБК:

- приемный коллектор (ХФК)

Отбор по каждому

пункту 1 раз в месяц, на

радиохимию 1 раз в

квартал.

0,001 0,050 м3



Sr, 137

Cs, 134

Cs

спектрометрия


Вода реки Арбузинка

(Трикратский пруд)

Один раз в квартал, на


квартал.




Sr, 137

Cs, 134

Cs

Вода 3-го биоруда ОСХБК Один раз в месяц, на


квартал.



Sr, 137

Cs, 134

Cs



Вода теплосети, ЛВД

Отбор один раз в месяц

в течении

отопительного сезона,

на радиохимию 2 раза в

год в течении

отопительного сезона

10 - 40 л Суммарная бета-активность


Sr, 137

Cs, 134

Cs 2

раза в год


Питьевая вода, ЛВД

Отбор на суммарную

бета-активность один

раз в месяц

2 л Суммарная бета-активность

контроль активности 3Н

Подземные воды на

территории промплощадки

АЭС 118 скважин

Отбор один раз в

квартал 0,001 м

3 Суммарная бета-активность


спектрометрия при

превышении суммарной -

активности 1,1 Бк/ дм3.

Почва

По 6-ти радиусам наблюдения

25 точек.

Отбор 1 раз в год в

(май-июнь)

0.0625 м2 -спектрометрия


Sr

Растительность

По 6-ти радиусам наблюдения,

25 точек.


период максимума

вегета-растений (май-

июнь)

3 кг

-спектрометрия


Sr

Донные отложения

Водохранилище-охладитель:

- верховье (Арбузинский мост)

- в месте сброса термальных

вод

- у плотины

Ручной отбор 1 раз в

год в конце лета

(август)

с каждого пункта

контроля

1 - 2 кг -спектрометрия


Sr

Река Южный Буг:

- Насосная станция питьевого

водоснабжения города в с.

Алексеевка (выше

г.Южноукраинска по течению

реки)

- с. Бугское (7 км ниже по

течению реки) от места сброса

продувочных вод водоѐма-

охладителя


конце лета (август)


контроля

2 кг сырого веса -спектрометрия


Sr, 137

Cs, 134

Cs




стр.66


Объект и пункт контроля Условие экспозции Объем пробы Определяемый параметр

1 2 3 4

Водоросли

- Насосная станция питьевого

водоснабжения города в с.

Алексеевка (выше

г.Южноукраинска по течению

реки)

- с. Бугское (7 км ниже по

течению реки) от места сброса

продувочных вод водоѐма-


Разовый отбор в конце

лета (август)


контроля

3 кг сырого веса -спектрометрия


Sr

Таблица 4.3.2.4 Перечнь используемых ЛВД ЦРБ ОП ЮУАЭС средст измерительной

техники и их технические характеристики

Наименование и

условное обозначение

СИТ

Метрологические характеристики

1 2

Гамма-спектрометр

«Canberra» в составе:

- многоканального

анализатора DSA-1000

- блока детектирования

GC3018

-Диапазон регистрируемого гамма-излучения 50-3000 кэВ;

- Энергетическое разрешение по 137

Cs 1,4 кэВ;

по 60

Со 1,7 кэВ;

- предел основной относительной погрешности измерения

активности не более 20 % (Р=0,95);

-МДА по 137

Cs 1,8 Бк; по 60

Со 1,6 Бк.

Гамма-спектрометр в

составе:


анализатора SBS-50М


ДГДК-175В3



Cs 4,7 кэВ;

по 60

Со 5,8 кэВ;



-МДА по 137

Cs 2,3 Бк; по 40

K 10,8 Бк.

Гамма-спектрометр в

составе:


анализатора SBS-75


GEM30185



Cs 2,7 кэВ;

по 60

Со 3,3 кэВ;



-МДА по 137

Cs 4,0 Бк; по 40

K 15 Бк.

Радиометр СРП68-01

-Диапазон измерения от 0 мкР/ч до 3000 мкР/ч ± 20 %

Дозиметр-радиометр

МКС-1117А

-Диапазон измерения от 0,005 мР/ч до 99,99 мР/ч ± 20 %

Радиометры МКС-01Р -Диапазон измерения гамма-излучения:

- от 1 мкЗв/ч до 10000 мкЗв/ч ± 20 %

- 1 мкЗв до 100000 мкЗв ± 20 %

Дозиметр ДБГ-06Т -от 0,10 мкЗв/ч до 99,99 мкЗв/ч; от 0,010 мР/ч до 9,99 мР/ч ± 30 %

10-канальный счетчик

низкого уровня

излучения LB770-215

-Диапазон измерения суммарной бета-активности

от 22,5 Бк до 70000 Бк ± 30 %;

-Диапазон регистрируемого бета-излучения от 0,1 МэВ до 2,5 МэВ.

Установка с малым

фоном УМФ-1500М

-с ПСО2-4

Диапазон измерения суммарной бета-активности от 0 Бк до 300 Бк

± 30 %.

Радиометр КРК-1 Диапазон измерения от 10-12

Ки/л до 10

-5 Ки/л ± 30 %.

(свидетельство о поверке №132 от 05.08.2010г




стр.67



СИТ


1 2

выдано ДП Миколаївстандартметрологія»)

Ультра-низкофоновый

жидкосцинтилляционны

й спектрометр-

радиометр Quantulus

1220

-Диапазон измерения активности трития в жидких средах от 1 Бк до

1,0·106 Бк;

-Предел допускаемой основной относительной погрешности

измерения активности ±5 % при Р=0,95.

Радон-монитор

AlphaGUARD PQ2000

-Диапазон измерения объѐмной активности 222

Rh в воздухе

от 2 Бк/м3 до 2·10

6 Бк/м

3;

- предел основной относительной погрешности измерения объѐмной

активности 222

Rh в воздухе не более 30 % (Р=0,95).

Весы лабораторные

ВЛР-200

Диапазон измерения от 0 г до 200 г 2 класс.


ВЛКТ-500



ВЛКТ-500


Весы почтовые РН-

3Ц13П

Диапазон измерения от 5 г до 3 кг 4 класс.

Комплект гирь Г4-111,10 Предел измерения до 111,10 г 4 класс.

Комплект гирь Г-2-210 Предел измерения от 1 г до 210 г 2 класс.

1 3

Комплект гирь Г4-

111,10

Предел измерения до 111,10 г. 4 класс.

Психрометр

аспирационный МВ –

4М

Диапазон измерения относительной влажности от 10 %

до 100 % от ±2% до ±6 %



4М


до 100 % от ±2% до ±6 %



4М


до 100 % от ±2% до ±6 %



4М


до 100 % от ±2% до ±6 %

Ареометр АСПТ Диапазон измерения от 60 % до 100 % ± 0,5 %

Ареометр АСПТ Диапазон измерения от 60 % до 100 % ± 0,5 %

Набор ареометров АОН-

1

Диапазон измерения от 700 кг/м3 до 1840 кг/м

3 ± 1,0 кг/м

3

Термометр

лабораторный ТЛ

Диапазон измерения от 0 оС до 360

оС, цена деления шкалы 1

оС

Термометр

лабораторный ТТ


оС, цена деления шкалы 5

оС

Термометр



оС, 1 класс

Термометр



оС, 1 класс

Колба мерная 50,100,250,1000,2000 см3.




стр.68



СИТ


1 2

Стакан мерный 50,100,250,400,600,1000,2000 см3.

Цилиндр мерный 10,25,50,100,50,1000,2000 см3.

Пробирки

центрифужные

100 см3.

Пипетка мерная 2,5;10 см3.

Сбор и хранение и информации о результатах измерении

Данные о результатах выбросов и сбросов собираются и хранятся персоналом

ЦРБ согласно положению о цехе ПЛ.0.0026.0072. Информацию о газо-аэрозольных

выбросах и водных сбросах радиоактивных веществ в окружающую среду ЦРБ в

установленные сроки, согласно СТП 3.3104.053-2008, передает в ПТС для внесения в

отчет о производственной деятельности ОП Южно-Украинской АЭС за месяц. Данный

отчет является официально зарегистрированным документом ОП ЮУАЭС и доступен

для ознакомления всеми подразделениями в архиве документов ПТС.

В ЦРБ подготавливаются квартальные и годовые отчеты о состоянии

радиационной безопасности, которые после регистрации в ПТС передаются в ГКЯРУ.

Ответственный за организацию и подготовку данных отчетов начальник ЦРБ. В

квартальных и годовых отчетах содержится полная информация о величинах газо-

аэрозольных выбросов и водных сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду

за квартал и год соответственно.

ЦРБ еженедельно отправляет факс о величинах газо-аэрозольных выбросов

радиоактивных веществ в окружающую среду в ГКЯРУ.

Также информация о величинах газо-аэрозольных выбросов радиоактивных

веществ в окружающую среду приводится годовом отчете о текущем уровне

безопасности ТУБ, который также передается на согласование в ГКЯРУ.

4.4.3.3. Основные сведения об автоматизированной системе контроля

радиационной обстановки (АСКРО) ОП ЮУАЭС

В настоящий момент в целях выполнения требований НП 306.2.141-2008 «Общие

положения обеспечения безопасности атомных станций», а также для соблюдения

действующего природоохранного законодательства, на ЮУАЭС введена в опытно-

промышленную эксплуатацию автоматизированная система контроля радиационной

обстановки АСКРО.

АСКРО по виду деятельности является автоматизированной системой

непрерывного контроля радиационной обстановки и метеорологических параметров на

промплощадке, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения ОП ЮУАЭС.

Целью АСКРО является оценка и прогнозирование радиационной обстановки в

режиме нормальной эксплуатации АЭС, проектных и запроектных авариях, а также при

снятии АЭС с эксплуатации.




стр.69

АСКРО создается как автономная составная часть системы радиационного

контроля на АЭС. АСКРО должна получать по каналам связи информацию о РО в 30-км

зоне, необходимую для реализации ее функций, и передавать на АЭС информацию о

радиационном состоянии окружающей среды. Структурная схема АСКРО представлена

на рисунке 4.3.3.1.

По своему назначению и влиянию на безопасность технические средства АСКРО

относятся к системам нормальной эксплуатации, важным для безопасности:

классификационное обозначение - 3Н (НП306.2.141-2008);

категория сейсмостойкости (по ПН АЭ Г-5-006-87) – ІІ.

Как система, важная для безопасности, АСКРО спроектированна так , чтобы

сохранять работоспособность и достоверность данных при внешних и внутренних

воздействиях, включая сейсмические, потерю электроснабжения, пожары и т.д.

Эти требования выполняются путем создания трех равнозначных центральных

постов контроля - ЦПК1 (ЦЩРК), ЦПК2 (Кризисный центр) и ЦПК3 (ЛВД) с

дублированием каналов связи между ЦПК, а также организацией сети периферийных

постов контроля с дублированием по направлениям розы ветров и выполнением

программными средствами математического моделирования и прогнозирования РО.

Расположение постов контроля АСКРО в зоне наблюдения и дополнительных

точек контроля на промлощадке показано на рисунках 4.3.3.2. и 4.3.3.3. конкретное

описание расположения привидено в таблицах 4.3.3.1 и 4.3.3.2.

В настоящий момент АСКРО находится на этапе внедрения, согласно извещению

№ИИ0.0026.1049 от 16.11.2010г. «О внесении изменений в техническое решение №

ТР.0.0026.1594», срок ввода в опытную эксплуатацию III-го этапа АСКРО - III-й кв.

2011г., после внедрения данного этапа АСКРО сможет выполнять измерения объемной

активности аэрозолей и йода при аварийных режимах работы АЭС.




стр.70

Рисунок 4.3.3.1. Структурная схема АСКРО ЮУАЭС




стр.71

Рисунок 4.3.3.2. Схема размещения постов РК АСКРО в зоне наблюдения




стр.72

Таблица 4.3.3.1. – Расположение постов контроля АСКРО

Пост контроля Расположение

центральный пост контроля

ЦПК1 ОП ЮУАЭС, блок №3, спецкорпус №2, ЦЩРК

ЦПК2 ОП ЮУАЭС, внутренний кризисный центр, объект 05

ЦПК3 г. Южноукраинск, лаборатория внешней дозиметрии ОП ЮУАЭС

периферийный пост контроля

ППК1 г. Южноукраинск, с/к «Олимп»

ППК2 г. Южноукраинск, лаборатория внешней дозиметрии ОП ЮУАЭС

ППК3 г. Южноукраинск, ОП «Атомэнергомаш»

ППК4 пгт. Арбузинка, узел связи

ППК5 с. Благодатное, почтовое отделение

ППК6 с. Новоселовка, почтовое отделение

ППК7 с. Агрономия, почтовое отделение

ППК8 г. Вознесенск, районное отделение внутренних дел

ППК9 с. Александровка, сельский совет

ППК10 с. Акмечетские ставки, сельский совет

ППК11 пгт. Доманевка, здание облэнерго

ППК12 с. Кузнецово, средняя школа

ППК13 с. Ивановка, сельский совет

ретранслятор

Основной г. Южноукраинск, общежитие №7

Резервный г. Южноукраинск, общежитие №7

метеорологические посты

МП1 г. Южноукраинск, территория АТХ

МП2 г. Южноукраинск, территория УПТК

Таблица 4.3.3.2. Расположение дополнительных точек контроля АСКРО на

территории промплощадки ЮУАЭС

Номер ТК Расположение ТК

ТК1 Сбросной канал (в районе блока №1, на охраняемой территории)

ТК2 Проходная ОРУ-750

ТК3 Проходная на блок №4

ТК4 СББ

ТК5 Ацетилено - заправочная станция

ТК6 Столовая

ТК7 ИЛК (центральная проходная)

ТК8 ИТЦ (инженерно-технический центр)

ТК9 Брызгальный бассейн

ТК10 Хранилище слабоактивных отходов

ТК11 Сбросной канал (в районе блока №1, на дамбе, разделяющей сбросной и

подводящий канал)

ТК12 Промливнѐвая канализация (место сброса сточных вод в подводящий канал)




стр.73

Рисунок 4.3.3.3. Схема размещения постов РК МЭД АСКРО на промплощадке ОП ЮУАЭС




стр.74

Рисунок 4.3.3.4. Представление информации поступающей с постов контроля, на экран оператора АРМ АСКРО




стр.75

Посты контроля АСКРО состоят из следующих основных частей:

Периферийный пост контроля:

блок детектирования гамма-излучения БДБГ-09;

блок измерений и контроля БИК-1;

радиошкаф РМФ-1;

система бесперебойного питания СБП220-800;

антенна одного из типов: P158-4, CRX-150В;

грозозащита IS-50NX-C2;

оптоакустическая сигнализация ОАС-01;

нагреватель Delonghi.

ППК№№1, 2, 8, 9 дополнительно комплектуются внешним табло GRANLENO

32CT.

Центральный пост контроля:


радиошкаф РМФ-1


антенна одного из типов: 1504S, CRX-150В;

грозозащита IS-50NX-C2

станция сбора данных ССД-1;

блок выносной индикации БВИ-12М;

автоматизированное рабочее место оператора.

ЦПК3 имеет совмещенный с ППК2 радиошкаф, блок измерения и контроля и

антенно-фидерную систему. Общий вид оборудования ЦПК представлен на рисунке

4.3.3.5.

Ретранслятор:


радиошкаф РМФ-1


антенна 1504S;

грозозащита IS-50NX-C2.

оптоакустическая сигнализация ОАС-01.

Основной (РТ1) и резервный (РТ2) ретрансляторы имеют общую антенну.

Метеорологический пост контроля:

автоматическая станция погоды MAWS 301;

метеорологический комплекс Doppler SODAR PA2 (только для МП - 1);

радиошкаф (только для МП - 2);



оптоакустическая сигнализация ОАС-01;

грозозащита IS-50NX-C2 (только для МП – 2);

антенна CRX-150В (только для МП – 2).

Состав постов контроля АСКРО приведен в таблице 4.3.3.3.




стр.76

Таблица 4.3.3.3. Состав постов контроля АСКРО

Пост

БД

БГ

-09

РМ

Ф-1

БИ

К-1

СБ

П220-8

00

ОА

С-0

1

БВ

И-1

2М

СС

Д-1

CR

X-1

50В

1504S

P158

-4

IS-5

0N

X-C

2

GR

AN

LE

N

O 3

2 C

T

MA

WS

301

Sodar

Наг

рев

ател

ь

АР

М

ЦПК1 + + + + + + +

ЦПК 2 + + + + + + +

ЦПК3 + + +1 + + + +

ППК1 + + + + + + +

ППК2 + + + + + +

ППК3 + + + + + +

ППК4 + + + + + + +

ППК5 + + + + + + +

ППК6 + + + + + + +

ППК7 + + + + + + +

ППК8 + + + + + + + +

ППК9 + + + + + + + +

ППК10 + + + + + + +

ППК11 + + + + + + +

ППК12 + + + + + + +

ППК13 + + + + + + +

РТ1 + + + + +

+

РТ2 + + + +

МП1 + + + + +

МП2 + + + + + + 1)

В состав ЦПК3 входит дизель - генератор мощностью 16 кВт, модель GEKO 20000 ED-

S/DEDA.

Взаимодействие ТС АСКРО

Работа постов контроля АСКРО происходит в автоматическом режиме.

Результаты измерений мощности дозы в районе размещения ППК1-ППК13 и

информация о статусе оборудования постов контроля передается по радиоканалу через

ретранслятор на ЦПК, ведущий опрос постов. ЦПК1-ЦПК3 объеденены в единую

информационную сеть с помощью оптоволоконных линий связи.

Данные метеорологических измерений, выполненные МП2, передаются на ЦПК

по радиоканалу, данные метеорологических измерений, выполненные МП1, передаются

на ЦПК по оптоволоконной линии связи, подключенной к оптоволоконной

информационной сети между ЦПК1-ЦПК3.

При выходе из строя основного ретранслятора, автоматически включается в

работу резервный ретранслятор.

Основным центральным постом контроля считается ЦПК1. Взаимодействие

между ЦПК1-ЦПК3 организовано таким образом, что при выходе из строя ЦПК1, опрос

постов будет осуществляться одним из резервных постов контроля (ЦПК2, ЦПК3).

Переключение между постами происходит автоматически.

Организацией сбора данных с постов контроля управляет ССД с установленным

прикладным программным обеспечением, входящая в состав ЦПК. ССД обеспечивает:

управление сбором и хранением данных, получаемых с постов контроля;




стр.77

управление ТС постов контроля;

резервирование данных и передача пакета данных на резервные ЦПК.

Информация, поступающая с постов контроля, отображается на экране АРМ

оператора. АРМ оператора подключается к ССД с помощью информационной сети LAN

(Ethernet).

В случае превышения измеряемыми величинами своих установленных пределов

включается блок выносной индикации (БВИ-12М) для привлечения внимания

оператора.

В случае несанкционированного доступа к ТС постов контроля, по месту

срабатывает охранная опто-акустическая сигнализация с одновременным выводом

сообщения на экран АРМ оператора и включением БВИ-12М на ЦПК.

Доступ к программным средствам управления постами контроля и базе данных

результатов измерений блокируется с помощью пароля.

Для поддержания допустимой температуры окружающего воздуха в помещениях,

где установлены ТС ППК, используются нагреватели и кондиционеры..

Включение/выключение нагревателей происходит автоматически по результатам

измерений температуры. Работой нагревателей управляет БИК.

Основные технические характеристики ТС АСКРО приведены в таблице 4.3.3.4.

Таблица 4.3.3.4. – Основные характеристики ТС АСКРО

Наименование параметра Значение

Детектируемое излучение гамма-излучение

Измеряемый диапазон энергий 0,05 – 3,00 МэВ

Диапазон измерения МЭД 0,05- 107 мкЗв/час

Основная относительная погрешность измерения при Р=0.95 15+2/МЭД

Скорость передачи данных по радиоканалу 9600 бит/с

Рабочая частота 157,65 МГц

Количество радиоканалов 2

Шаг канальной сетки 12,5/20/25 кГц

Стабильность частоты 2 10-6

Антенна CRV-150B (F23 Diamond):

- усиление Ку

- волновое сопротивление

- КСВ (номинальное)

- тип антенны

7,8 дБ

50 Ом

1,5:1

3 x 5/8λ

Антенна 1504S (ВРА 12.136.08):




- направленность

8 дБ

50 Ом

1,5:1

круговая в гориз.

плоскости

Антенна P158-4 (BPA 03.136.08):




- тип диаграммы

- поляризация

8 дБ

50 Ом

1,5:1

направленная

вертикальная




стр.78


Наименование параметра Значение

Грозозащита IS-50NX-C2:

- напряжение срабатывания

- проводимая энергия

- сопротивление

± 600 В

125 Вт

50 Ом

Устройство дистанционного зондирования Sodar:

- диапазон высот

- диапазон горизонтальной скорости ветра

- диапазон вертикальной скорости ветра

25…1500 м

0 … 30 м/с

-4…+4 м/с

Автоматическая станция погоды MAWS:

- скорость ветра

- направление ветра

- температура воздуха

- относительная влажность воздуха

- атмосферное давление

- количество осадков

- интенсивность осадков

- плотность потока солнечной радиации

- плотность потока полного ночного излучения

0,5…35 м/с

0…2

-35…+45 оС

0…100%

800-1100 гПа

0-200 мм

0,02…75 мм/час

100…1000 Вт/м2

-500…500 Вт/м2

Генератор GEKO 20000 ED-S/DEDA:

- тип топлива

- емкость топливного бака

- расход топлива при полной нагрузке

- тип масла

- емкость масляной системы

дизельное топливо

36 л

5 л/час

10W40

8 л




стр.79

а) автоматизированное рабочее место (АРМ)

оператора. б) станция сбора данных ССД-3;

в) шкаф системы бесперебойного питания

СБП220-800;

г) щиты пожарной сигнализации ПС-1, энергоснабжения и оптоволоконной связи

ЩР-7, щит распределительный ЩР-6. д) радиошкаф РМФ-1

Рисунок 4.3.3.5. Общий вид и оборудование центрального поста контроля ЦПК3 (ЛВД)




стр.80

а) насос и блок детектирования б) бокс ТК11

Рисунок 4.3.3.6. Общий вид точки контроля ТК11 (Сбросной канал в районе блока №1, на дамбе разделяющей

сбросной и подводящий канал)




стр.81

а) с. Александровка ППК-9 (радиошкаф, пульт пожарной сигнализации, щиток

распределительный) б) ЛВД ЦРБ ОП ЮУАЭС ППК-2 (табло информационное)

в) с. Александровка ППК-9 (радиошкаф, пульт пожарной сигнализации, щиток

распределительный, шкаф системы бесперебойного питания, грозозащита) г) пгт. Арбузинка ППК-4 (мачта с антеной)

Рисунок. 4.3.3.7.




стр.82

а) пгт. Доманевка ППК - 11(антенна с мачтой) б) метеомачта, метеопост №1 (АТХ ОП ЮУАЭС) пост. №27

Рисунок. 4.3.3.8.




»ООО «ЭНЕРГОРИСК»

стр.83

4.4.4. Результаты контроля радиационного состояния в районе расположения

ОП ЮУАЭС. Информирование общественности

4.4.4.1. Радиационная обстановка вокруг Южно-Украинской АЭС (в

санитарно-защитной и наблюдаемой зонах) в предпусковой период. Снятие

«нулевого фона»

Программа и объем радиацинно-гигиенических исследований в

предпусковой период в районе расположения ОП ЮУАЭС

Изучение радиационной обстановки в зоне влияния Южно-Украинской АЭС

было начато за 2 года до предполагаемого пуска станции и закончено в декабре

1980г.Одновременно с этим были использованы данные областной СЭС о радиационной

обстановке в изучаемом районе, накопленные в прошедшие годы.

В соответствии с Программой изучения радиационной обстановки

предусматривалось:

- радиометрический и радиохимический анализ содержания искусственных (90

Sr

и 137

Сs) и естественных (уран и радий-226) радионуклидов в пробах атмосферного

воздуха, выпадений, почвы, наземной и водной растительности, воды и донных

отложений.

- измерение естественного гамма-фона на местности;

- исследование уровня содержания искусственных радионуклидов в организме

людей и дозовых нагрузок за счет инкорпорированного внутрь организма 137

Сs;

- сбор сведений о климато-географических особенностях района расположения

ЮУАЭС;

- сбор демографических сведений, включающих сведения о населенных

пунктах, расположенных в радиусе 30 км от АЭС, численности населения его

водопотребности и структуре питания;

- сбор сведений о хозяйственной деятельности в изучаемом районе.

Естественные уровни гамма-излучения на открытой местности

Согласно отчета [1] « Радиационная обстановка вокруг Южно-Украинской АЭС в

предпусковой период (снятие нулевого фона)», выполненного Институтом ядерных

исследований АН УССР, Институтом Биофизики МЗ СССР и Николаевской областной

санэпидстанцией в период 1976-1980 г.г, средние показатели мощности дозы по данным

измерений, приведенных в 1979 и 1980г.г., были практически идентичными и

составляли 16,3 ± 0,6 и 15,6 ± 0,7 мкР/час соответственно.

При этом наибольшие уровни мощности дозы гамма-излучения характерны для

мест, где скальные породы, представленные в основном розово-серыми гранитами,

выходят на поверхность. Эти места расположены вдоль берега р. Южный Буг. На

расстоянии 5 - 10 км в сторону от русла реки гранитные массивы частично покрыты

осадочными породами и здесь мощность дозы понижается до 16 мкР/час, уменьшаясь до

10—11 мкР/час на расстоянии 20 - 30 км от русла р. Южный Буг.

В общем мощность дозы гамма-излучения в санитарно-защитной и наблюдаемой

зонах АЭС соответствует средним уровням, характерным для Николаевской области -

15 - 17 мкР/час,

Согласно результатам измерений гамма-излучения, проведенной с





стр.84

использованием дозиметров ИКС экспозиционная доза в точках измерения колеблется

от 75 до 195 мРад в год и в среднем составляет 113 мРад ( 1,13 мГр/год)..

Результаты радиометрических измерений уровней гамма-фона на открытой

местности по 36 точкам наблюдения приведены в таблице 4.4.1.1, на рисунке 4.3.2.1.

показано географическое расположение населенных пунктов, в которых производилась

гамма-сьемка.

Таблица 4.4.1.1. Уровни гама-фона в районе расположения ЮУАЭС «нулевой фон»

(измеренные 1979-1980 гг.) №

п/п

Наименование населенного

пункта

Дата

замеров

Результаты замеров

мкР/час

Погрешность

измерения %

1 Мигея 1979 г.

1980 г.

1. 20,0; 2. 21,0;

3. 20,0; 4. 20,0;

±0,8

2 Бугское 1979 г.

1980 г.

1. 20,0; 2. 21,0;

3. 21,0; 4. 20,0;

±0,5

3 Куйбышевка 1979 г.

1980 г.

1. 20,0; 2. 20,0;

3. 21,0; 4. 20,0;

±0,5

4 Мафьевка 1979 г.

1980 г.

1. 20,0; 2. 20,0;

3. 17,0; 4. 18,0;

±1,4

5 Богдановка 1979 г.

1980 г.

1. 20,0; 2. 15,0;

3. 20,0; 4. 17,0;

±2,0

6 Виноград. Сад 1979 г.

1980 г.

1. 17,0; 2. 20,0;

3. 21,0; 4. 20,0;

±1,4

7 Ивановка 1979 г.

1980 г.

1. 18,0; 2. 25,0;

3. 13,0; 4. 17,0;

±8,0

8 Каменовка 1979 г.

1980 г.

1. 17,0; 2. 20,0;

3. 21,0; 4. 20,0;

±1,4

9 Семеновка 1979 г.

1980 г.

1. 13,0; 2. 12,0;

3. 15,0; 4. 17,0;

±0,7

10 Червоний Киев 1979 г.

1980 г.

1. 17,0; 2. 16,0;

3. 17,0; 4. 18,0;

±0,1

11 Петропавловка 1979 г.

1980 г.

1. 13,5; 2. 15,0;

3. 20,0; 4. 21,0;

±2,6

12 Веселый раздол

(Агрономия)

1979 г.

1980 г.

1. 13,0; 2. 11,0;

3. 12,0; 4. 17,0;

±0,5

13 Великовка 1979 г.

1980 г.

1. 13,0; 2. 11,0;

3. 12,0; 4. 10,0;

±0,5

14 Викторовка 1979 г.

1980 г.

1. 11,0; 2. 13,0;

3. 12,0; 4. 14,0;

±0,3

15 Вороновка 1979 г.

1980 г.

1. 11,0; 2. 10,0;

3. 10,0; 4. 11,0;

±0,13

16 Семихатки 1979 г.

1980 г.

1. 10,0; 2. 10,0;

3. 12,0; 4. 16,0;

±0,5

17 Алексеевка 1979 г.

1980 г.

1. 13,0; 2. 14,0;

3. 12,0; 4. 12,0;

±

18 Колос Добра 1979 г.

1980 г.

1. 10,0; 2. 10,0;

3. 11,0; 4. 11,0;

±0,5

Примечание: Измерения проводились радиометром СРП-2 №401014 свидетельство

о поверке 34 от 25.04.79.





стр.85

Радиоактивность атмосферного воздуха и оседающей пыли

В таблицах 4.4.1.2 и 4.4.1.3 приводятся усредненные значения проведенных

радиометрических и радиохимических исследований оседающей пыли и атмосферного

воздуха в постоянных пунктах наблюдения, расположенных от АЭС на расстоянии от 1

до 30 км.

В таблице 4.4.1.2 приводятся средние значения суммарной бета-активности и

концентраций 90

Sr и 137

Сs в пробах атмосферного воздуха.

Таблица 4.4.1.2. Средние значения суммарной бета-активности и концентраций

радионуклидов в пробах атмосферного воздуха

Год Количе

ство

опреде

лений

Суммарная бета-

активность

Концентрация радионуклида

10-15

Ки/л мкБк/м3 90

Sr 137

Сs

10-17

Ки/л мкБк/м3 10

-17 Ки/л мкБк/м

3

1976 5 16,8 ± 5,4 6216 1998 4,8 2,1 1776 777 7,2 3,3 2664 1221

1977 11 5,2 ± 5,4 1924 1998 2,5 0,7 925 259 3,7 0,7 1369 259

Средние показатели радиоактивности исследованных проб уменьшились в 1977г.

по сравнению с 1976 г. по суммарной бета-активности примерно в 3 раза, а по

концентрации долгоживущих радионуклидов глобального происхождения в 2 раза. Как

в 1976 г., так и в 1977 г. концентрация 137

Сs в атмосферном воздухе была в 1,5 раза

больше, чем 90

Sr, что хорошо согласуется с среднемесячными значениями этого

показателя.

В таблице 4.4.1.3 приводятся средние показатели радиоактивности оседающей

пыли.

Таблица 4.4.1.3. Средние показатели радиоактивности оседающей пыли №

п/п

Год Суммарная

бета-активность Выпадение

мКи/км2

мес. Бк/м

2 мес.

90Sr

137Сs

мКи/км2 мес.

Бк/м

2 мес.

мКи/км2

мес. Бк/м

2 мес.

1 1977 1,03 ± 0,37

(7) 38 ± 13

0,21 ± 0,22

(5) 7,77 ± 8,14

0,32 ± 0,35

(5) 11,84±12,95

2 1978 0,69 ± 0,38

(21) 25 ± 14

0,09 ± 0,06

(21) 3,33 ± 2,22

0,09 ± 0,03

(20) 3,33 ± 1,11

3 1979 0,47 ± 0,46

(12) 17 ± 17

0,22 ± 0,18

(20) 8,14 ± 6,65

0,25 ± 0,24

(14) 9,25 ± 8,88

4 1980 0,6 ± 0,6

(8) 22 ± 22

0,06 ± 0,09

(23) 2,22 ± 3,33

0,08 ± 0,1

(18) 2,96 ± 3,7

Примечание: в скобках приведено количество наблюдений.

Анализируя приведенные в таблицах значения, можно отметить, что суммарная

бета-активность выпадений в значительной мере обуславливалась 90

Sr и 137

Сs, уровни

которых составляли на протяжении всего периода наблюдений около 10 Бк/м2 в месяц.





стр.86

Концентрация радионуклидов в почве и растениях

В таблице 4.4.1.4 приводятся средние значения концентрации 90

Sr и 137

Сs в почве,

выраженные в 10-4

Ки/км2 .

Таблица 4.4.1.4 средние значения концентрации радионуклидов в почве №

п/п

Год


Концентрация радионуклидов 10-4

Ки/км2.

90Sr

137Сs

1 1976 206,8 ± 63,8(4) 241,8 ± 27,8(4)

2 1977 225,7 ± 7,2(30) 391,1 ± 25,7(30)

3 1978 248,9 ± 151,7(14) 307,3 ± 151,0(14)

4 1979 216,0 ± 135(27) 191,8 ± 177,0(24)

В таблице 4.4.1.5. приводятся средние значения радиоактивности растений Ки/кг.

Таблица 4.4.1.5 средние значения радиоактивности растений Ки/кг №

п/п

Год



активность мКи/кг

Содержание в пикоКи/кг 90

Sr 137

Сs 1 1976 1,9 ± 0,6(3) 175 ± 8(3) 268 ± 45(3)

2 1977 1,9 ± 0,6(27) 49,4 ± 16,4(27) 60,3 ± 22,4(27)

3 1979 1,8(2) 37,8 ± 0,6(2) 20,9 ± 1,2(2)

Данные приведенные в таблице 4.4.1.4 и 4.4.1.5 свидетельствуют о понижении

концентраций глобальных радионуклидов в 1979г. по сравнению с 1976 - 1977г.г. как в

почве, так и в растительном покрове. Расхождение в уровнях снижения активности по

годам в почве и растениях, по-видимому, можно объяснить уменьшением подвижной

части активности в почве и преобладании ее в химически связанном состоянии.

Особенно это относится к 137

Сs, который, как известно, хорошо проникает в

кристаллическую решетку глинистых частиц, содержащих такие минералы, как

вермикулит и бентонит. В тоже время валовое содержание 90

Sr и 137

Сs в почве, и

концентрация их в растениях соответствуют данным, получаемым по степной зоне

Украины.

Концентрация радионуклидов в компонентах водной системы р. Южный Буг

В таблице 4.4.1.6. приведены сведения о содержании 90

Sr и 137

Сs, а также суммарная бета-

активность воды р. Ю. Буг, водорослей, донных отложений и рыбы.

Таблица 4.4.1.6. Средние значения радиоактивности в водной системе №

п/п

Год Суммарная бета-



Sr 137

Сs

наноКи/(л)кг Бк/м3 пикоКи/л(кг) Бк/м

3 пикоКи/л(кг) Бк/м

3

Вода

1 1976 - 1,24 ± 0,84(7) 46 31 - -

2 1977 - 0,19 ± 0,02(6) 7 1 - -

3 1978 - 0,34 ± 0,08(4) 13 3 - -

4 1979 - 0,31 ± 0,34(4) 11 13 0,2 ± 0,14(2) 7 5

Водоросли

наноКи/кг Бк/кг пикоКи/(кг) Бк/кг пикоКи/(кг) Бк/кг

5 1979 1,3(2) 48,1 249,7 ± 152(4) 9,23±5,62 38,8 ± 9,3(2) 1,43±0,34

6 1980 1,75(2) 64,75 53,2 ± 11,6(2) 1,96±0,42 75 ± 24(2) 2,77±0,88





стр.87

№

п/п

Год Суммарная бета-



Sr 137

Сs

наноКи/(л)кг Бк/м3 пикоКи/л(кг) Бк/м

3 пикоКи/л(кг) Бк/м

3

Донные отложения


7 1979 - 57,9 ± 11,8(7) 2,14±0,43 81,2 ± 17(6) 3,00±0,62

Рыба (тушка, кости)


8 1980 0,6 ± 0,02 (2)

12,3 (2)

22,2±0,74

455,1

7,1 ± 2,9(2)

71,9 ± 33(2)

0,26±0,1

2,66±1,22

11,7 ± 2,5(2)

34,2 ± 19,9(2)

0,43±0,09

1,26±0,73

Уровни содержания радионуклидов глобального происхождения в компонентах

речной системы за счет различной степени концентрирования не одинаковы в то же

время по данным 1979 - 1980г.г. имеют низкие значения. Содержание 90

Sr и 137

Сs в

несъедобной части рыбы значительно превышает содержание этих радионуклидов в

мягких тканях.

В целом, радиоактивность р. Ю. Буг по избранным показателям характерна для

пресных водоемов.

Радиоактивность пищевых продуктов животного и растительного

происхождения, рационов питания и питьевой воды

В Таблице 4.4.1.7 приводятся сведения о радиоактивности пищевых продуктов,

произведенных в зоне влияния ЮУАЭС.

Таблица 4.4.1.7 Средние значения радиоактивности пищевых продуктов

№

п/п

Год




наноКи/(л)кг

Содержание в пикоКи/кг

90Sr

137Сs

Картофель

1 1977 3,0 (2) 6,4 ± 1,3(2) 12,5 ± 0,8(2)

2 1979 1,6 ± 0,9(10) 1,94 ± 2,06(9) 4,4 ± 2,8(7)

Морковь

3 1979 1,2 ± 0,7(4) 3,4 ± 0,96(4) 3,4 ± 0,92(2)

Свекла

4 1976 1,6(1) 9,6(1) 9,7(1)

5 1979 1,7 ± 0,1(3) 4,1 ± 1,4(3) 1,9(2)

Капуста

6 1976 1,6 ± 0,13(4) 4,7 ± 0,4(4) 8,5 ± 1,3(4)

7 1979 0,7 ± 0,2(7) 4,6 ± 2,8(7) 12,5 ± 7,5(7)

Огурцы

8 1979 2,2(2) 1,6 ± 0,07(2) 5,6 ± 0,3(2)

Помидоры

9 1979 2,1 (2) 0,95 ± 0,2(2) 2,4 ± 0,99(2)

Яблоки

10 1979 0,75 ± 0,2(4) 5,98 ± 2,98(4) 6,3 ± 2,0(4)

Пшеница

11 1976 2,9 ± 0,07(2) 13,1 ± 0,6(2) 14,7 ± 3,3(2)

12 1979 3,8 ± 0,3(4) 23,9 ± 6,7(4) 22,1 ± 3,6(4)

Хлеб пшеничный сортовой

13 1978 1,1 ± 0,06(4) 18,4 ± 2,1(4) 16,9 ± 3,3(4)

14 1980 0,63 ± 0,2(6) - 7,06 ± 5,9(5)

Рыба пресноводная и морская (сьедобная часть)





стр.88

№

п/п

Год




наноКи/(л)кг

Содержание в пикоКи/кг

90Sr

137Сs

15 1980 0,55 ± 0,02(2) 7,1 ± 2,9(2) 11,7 ± 2,5(2)

16 1,2 ± 0,4(3) 7,5 ± 4,0(2) 12,7 ± 4,5(2)

Свинина

17 1976 1,9(1) 3,8(1) 12,4 (1)

18 1977 1,8 ± 0,2(14) 5,3 ± 1,3(14) 9,7 ± 2,6(14)

19 1978 2,2 ± 0,3(7) 7,5 ± 0,8(7) 10,4 ± 3,5(7)

20 1979 2,1 ± 1,0(10) 4,98 ± 4,5(10) 8,1 ± 6,1(10)

21 1980 1,1(1) 0,4 (1) 5,2(1)

Говядина

22 1976 2,7 (1) 4,7 (1) 12(1)

23 1977 1,7 ± 0,3(19) 6,1 ± 1,6(19) 9,1 ± 1,9(19)

24 1978 2,4 ± 0,5(7) 7,7 ± 2,8(7) 10,5 ± 1,6(7)

25 1979 1,7 ± 0,7(5) 4,0 ± 3,7(6) 7,4 ± 3,0(6)

Свинина-говядина

26 1980 1,1 ± 0,8(10) 0,93 ± 0,81(9) 3,1 ± 1,7(6)

Молоко

27 1976 1,2 ± 0,1(3) 3,8 ± 0,9(3) 12,3 ± 3,2(3)

28 1977 1,0 ± 0,02(42) 1,94 ± 2,06(9) 7,9 ± 0,2(42)

29 1978 0,98 ± 0,1(22) 1,94 ± 2,06(9) 9,9 ± 3,0(22)

30 1979 0,86 ± 0,14(18) 1,94 ± 2,06(9) 7,0 ± 3,5(15)

31 1980 0,6 ± 0,4(14) 1,94 ± 2,06(9) 2,4 ± 1,6(15)

Вода питьевая

32 - 0,29 ± 0,24(8) -

Сведения, приведенные в таблице 4.4.1.7, хорошо подтверждают тенденцию

медленного, но постоянного из года в год снижения глобальных радионуклидов в

пищевых продуктах, которая отмечается повсеместно. По данным последних

наблюдений радиоактивность различных пищевых продуктов практически одинакова и

составляет единицы пикоКюри на килограмм (литр) и не зависит от происхождения их.

Содержание радионуклидов в пищевых продуктах животного происхождения всецело

связано с уровнем содержания их в грубых и сочных кормах.

К характерным особенностям радиационной обстановки следует отнести

сравнительно высокие со средними показателями по Украине уровни гамма-излучения

на отдельной местности, достигающие в ряде населенных пунктов 20 и более мкР/час

при среднем значении порядка 15мкР/час. Указанные уровни гамма-фона обусловлены

естественными причинами, связаны с гранитными породами, выходящими на

поверхность, и обусловливающие индивидуальные и популяционные дозы на уровне

135 мбэр/год и 105 чел. Бэр в год. Что касается содержания долгоживущих

радионуклидов глобального происхождения, то во всех исследованных пробах они

содержатся на уровне единиц пикоКюри на кг(л), редко достигают 10-20 пикоКюри на

кг и только в донных отложениях р. Ю. Буг и водорослях превышают 50 пикоКюри на

кг, что связано с кумулятивными свойствами речных илов.

Анализ уровней радиоактивности объектов внешней среды, проведенный по

времени наблюдений, показывает - постоянное из года в год снижение содержания 90

Sr и 137

Сs в биосфере за счет рассеивания и перераспределения их. При этом следует

отметить, что уровни содержания указанных радионуклидов весьма низкие, на 2-3

порядка ниже; чем уровни содержания естественного калия- 40.





стр.89

В целом радиационная обстановка в районе строительства АЭС формируется

за счет природных источников радиации и может рассматриваться как благополучная с

радиационно-гигиенической точки зрения.

Таблица 4.4.1.8. Сводная таблица фонового содержание радионуклидов до

строительства ЮУАЭС Радионуклид Фоновое содержание

Воздух (аспирационные пробы)

с. Константиновка. Район зоны наблюдения АЭС

1977г. 90

Sr 0,97Е+03 мкБк/м3

137Сs 1,46Е+03 мкБк/м

3

Воздух (выпадения)

с.Константиновка. Район зоны наблюдения АЭС

1977г. Суммарная бета-активность 38,1 + 13,7 Бк/м2 год

90Sr 7,8 + 8,2 Бк/м

2 год

137Сs 11,8 + 13,0 Бк/м

2 год


90Sr 3,3 + 2,2 Бк/м

2 год

137Сs 3,3 + 1,1 Бк/м

2 год


90Sr 8,2 + 6,7 Бк/м

2 год

Цезий –137 9,3 + 8,9 Бк/м2 год


90Sr 2,2 + 3,3 Бк/м

2 год

137Сs 2,96 + 3,7 Бк/м

2 год

Вода Река Южный Буг

1976г. 90

Sr 46 + 31 Бк/м3

1977г. 90

Sr 7,0 + 0,7 Бк/м3

1978г. 90

Sr 13 +3,0 Бк/м3

1979г. 90

Sr 11 + 13 Бк/м3

137Сs 7,0 + 5,0 Бк/м

3

Донные отложения (сырая масса) Река Южный Буг (1979-1980г.г.)

с.Алексеевка (7 км выше по течению реки) 90

Sr

2,09Е + 00 Бк/кг

137Сs 2,97Е + 00 Бк/кг

с.Бугское (7 км ниже по течению реки) 90

Sr

2,38Е + 00 Бк/кг

137Сs 3,07Е + 00 Бк/кг

Водоросли (сырая масса) Река Южный Буг (1979-1980г.г.)

с.Алексеевка (7 км выше по течению реки) 90

Sr

7,93Е + 00 Бк/кг

137Сs 2,41Е + 00 Бк/кг

с.Бугское (7 км ниже по течению реки) 90

Sr

4,63Е + 00 Бк/кг

137Сs 1,19Е + 00 Бк/кг

Рыба (тушка, кости) Река Южный Буг

1980г. 90

Sr 0,3 + 0,1 Бк/кг

137Сs 0,4 + 0,1 Бк/кг

1980г 90

Sr 3 + 1 Бк/кг

137Сs 1,3 + 0,7 Бк/кг

Гамма-фон на местности в районе ЮУАЭС

1979-1980гг.

1,13 мГр/год





стр.90

4.4.4.2. Данные о радиационной обстановке в районе расположения ЮУАЭС за

период эксплуатации

Площадка Южно-Украинской АЭС расположена в Николаевской области, на

левобережье реки Южный Буг. Расстояние от береговой линии реки до ближайшего

главного корпуса (блока № 1) составляет 2,7 км. В плотную к АЭС расположено

Ташлыкское водохранилище площадью 8,6 км2, обеспечивающее охлаждение

конденсаторов турбоагрегатов энергоблоков. Юго-западнее АЭС располагаются

объекты гидрокомплекса, включая Ташлыкскую ГАЭС.

Зона наблюдения вокруг ЮУАЭС принята 30 км. Санитарно-защитная зона

(далее – СЗЗ) ЮУАЭС принята радиусом 2,5 км. Жилые строения в СЗЗ отсутствуют.

Границы зоны наблюдения, расположение населенных пунктов, транспортных

путей в районе размещения АЭС показано на рисунке 4.3.2.1.

В пределах санитарно-защитной зоны населенных пунктов нет. Жилпоселок

АЭС – г. Южноукраинск с населением 42, тыс. человек расположен в 2,5 км от АЭС. В

30-ти километровой зоне АЭС, кроме г. Южноукраинска, расположены следующие

города и поселки городского типа:

г. Вознесенск с населением 43,5 тыс. человек, расположен в 30 км;

пгт. Константиновка с населением 4,7 тыс. человек расположен в 5 км;

пгт. Арбузинка с населением 9,6 тыс. человек расположен в 12 км;

пгт. Александровка с населением 7,5 тыс. человек, расположен в 16 км;

пгт. Доманевка с населением 7,8 тыс. человек, расположен в 26 км;

пгт. Братское с населением 8,3 тыс. человек, расположен в 29 км;

населенные пункты сельского типа.

Всего в 30-ти километровой зоне проживает – 173,7 тыс. человек. Плотность

населения составляет – 50,8 чел/км2. На рисунке 4.3.2.1. показаны населенные пункты

расположенные в 30 км зоне.Остальные За пределами 30-ти километровой зоны

ближайшим крупным городом является областной центр г. Николаев с населением 450

тыс. человек, расположен в 112 км от АЭС. Средний по численности населения город

Первомайск с населением 60 тыс. человек расположен в 34 км от АЭС.

В районе расположения АЭС детских и оздоровительных учреждений

областного или государственного значения нет. Профилакторий АЭС расположен в 2,8

км от АЭС на берегу р. Южный Буг. Река пересекает 30-ти километровую зону АЭС с

северо-запада на юго-восток в 2,7 км от станции. Лесные массивы в районе АЭС

отсутствуют. Ближайшие к АЭС аэропорты находятся в Кировограде на расстоянии 110

км от АЭС и в г. Николаеве – 112 км.

Химических и нефтеперерабатывающих заводов, шахт, карьеров,

нефтепроводов, буровых установок и скважин подземных газохранилищ, доков, портов,

аэропортов и других предприятий, в районе расположения ЮУАЭС нет.

За промежуток времени после введение ЮУАЭС в эксплуатацию изменений в

использовании территории вокруг ЮУАЭС не произошло, а также не появилось ни

каких новых населенных пунктов или объектов, где могли бы находится люди,

облучение которых было бы потенциально возможно.





стр.91

Контроль за мощностью дозы гамма-излучения на местности

Измерения мощности дозы гамма-излучения на местности проводились с помощью

носимых радиометров типа СРП-68-01 и МКС-01Р на момент отбора проб внешней

среды в различных населѐнных пунктах, расположенных на различных расстояниях от

АЭС в местах стационарных постов наблюдения. Мощность дозы гамма-излучения

измерялась с погрешностью 20% на уровне 1 метра от поверхности земли.

В таблице 4.4.2.1. представлены значения среднегодовой мощности дозы гамма-

фона района расположения ЮУАЭС за 27 лет наблюдений ( 1983-2009 г.г.), в мкР/час.

Из приведенных в таблице 4.4.2.1. данных видно, что значения среднегодовой

мощности дозы в зоне наблюдения не превышают значений мощности дозы,

измеренных до пуска первого блока ЮУАЭС и находятся в пределах от 7 до 19 мкР/час

(смотри таблицу 4.4.1.1.) при погрешности измерения 20%. Среднее значение

мощности дозы гамма-излучения за 27 лет эксплуатации ЮУАЭС по зоне наблюдения

составляет от 12,5 до 15,0 мкР/час.

Исключением является 1986 год, связанный с событиями на Чернобыльской АЭС.

В период с января по 26 апреля значения мощности дозы в районе расположения

ЮУАЭС находились в пределах от 11 до 17 мкР/час; в период май-июнь значения

мощности дозы по зоне наблюдения достигали величин от 46 до 82 мкР/час; в период

июль - октябрь мощность дозы снизилась до 22-27 мкР/час и только в ноябре-декабре

установилась до значений 12-17 мкР/час.

Наглядно динамика изменения мощности дозы гамма-излучения по промплощадке

ЮУАЭС, г.Южноукраинску и на контрольном посту в с.Рябоконево за период 1983-

2009 годы показана на рисунках 4.4.2.1-4.4.2.3.

Рис. 4.4.2.1. Изменение мощности дозы в г. Южноукраинске.

0

5

10

15

20

25

30

35

1983

1984

1985

1986

1987

1988

1989

1990

1991

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

2002

2003

2004

2005

2006

2007

2008

2009

Годы

мкР/час

г. Южноукраинск Максимальное значение "нулевого" фона





стр.92

Рис. 4.4.2.2. Изменение мощности дозы на контрольном посту с.Рябоконево.

0

5

10

15

20

25

30

35

40

1983

1984

1985

1986

1987

1988

1989

1990

1991

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

2002

2003

2004

2005

2006

2007

2008

2009

Годы

мкР/час

с. Рябоконево, (КП) Максимальное значение "нулевого" фона

Рис. 4.4.2.3. Изменение мощности дозы на Промплощадке ЮУ АЭС.

0

5

10

15

20

25

30

1983

1984

1985

1986

1987

1988

1989

1990

1991

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

2002

2003

2004

2005

2006

2007

2008

2009

Годы

мкР/час

Пост №1 Пост №2 Максимальное значение "нулевого" фона





стр.93

Таблица 4.4.2.1. Значения среднегодовой мощности дозы гамма-фона в районе расположения ОП ЮУАЭС 1983-2009 гг.

Пункт наблюдения 1983г. 1984г. 1985г. 1986г. 1987г. 1988г. 1989г. 1990г. 1991г. 1992г. 1993г. 1994г. 1995г.

мкР/час

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13

Пост № 1 (ОРУ-330) 13,0 12,5 15,0 25,0 12,0 15,0 15,0 16,0 12,0 13,0 11,0 12,0 12,5

Пост № 2 (ОРУ-150) 16,0 17,0 16,5 21,0 13,0 16,0 17,5 16,0 13,0 13,0 11,0 11,5 11,0

Пост № 3 (ДГ) 13,0 12,0 14,0 29,0 12,0 14,0 15,0 16,0 13,0 12,5 11,0 12,5 13,0

Пост № 4 (ХСО) 12,0 11,0 14,0 24,0 13,5 13,0 17,0 16,0 13,0 13,0 11,0 12,0 11,5

Пост № 5 (Насосная ХФК) 11,0 12,0 14,0 24,0 13,0 16,0 14,0 15,0 13,0 13,0 11,0 12,0 12,5

Гидроучасток 12,0 11,0 14,0 29,0 12,0 15,0 16,0 15,0 12,5 13,0 11,0 12,0 12,0

г.Южноукраинск 12,0 14,0 14,0 30,0 13,0 14,0 15,0 15,0 12,5 11,0 9,0 8,0 8,0

с. Воля 12,5 12,0 13,0 35,5 12,0 15,0 15,0 16,0 12,5 13,0 11,0 12,0 13,0

с. Агрономия 11,5 11,0 12,0 38,0 12,0 13,5 16,0 15,0 12,0 12,0 11,0 12,0 13,0

с.Константиновка 12,5 12,0 12,5 33,5 12,0 16,0 16,0 16,0 12,0 12,0 11,0 12,0 13,0

База ОРСа 14,0 13,0 13,0 38,0 13,0 16,0 15,0 15,0 13,0 12,5 11,0 12,0 12,0

ОСХБК 13,5 13,0 13,5 38,0 11,0 15,5 16,0 15,5 12,5 13,0 11,0 13,0 13,0

с. Богдановка 14,0 15,0 13,0 20,0 13,0 14,0 16,0 16,0 13,5 13,0 11,0 12,0 12,0

с. Бугское 13,0 13,0 13,0 40,5 12,0 14,0 16,0 16,0 12,5 13,0 11,0 12,0 12,5

с. В.Раздол 18,0 17,0 19,5 36,0 14,0 15,0 16,0 15,0 12,0 12,0 11,0 12,0 12,5

с. Марьяновка 15,5 14,0 16,0 36,0 13,0 15,0 17,0 15,0 13,0 12,0 11,0 12,0 12,5

с. Алексеевка 15,0 14,0 15,0 36,0 13,0 16,0 18,0 15,0 13,0 12,0 11,0 12,0 12,0

пгт. Арбузинка А 14,0 14,0 15,5 34,5 13,5 14,0 15,0 16,0 12,5 12,0 11,0 12,0 13,0

пгт. Арбузинка В 17,0 16,0 18,0 19,5 14,0 17,0 17,5 16,0 14,5 13,0 11,0 12,5 12,5

с. Аннетовка 11,5 10,0 13,0 37,0 12,0 16,5 16,0 15,0 12,0 12,0 11,0 12,0 12,0

с. Коштово 11,0 10,0 11,5 35,5 12,0 16,0 16,0 14,0 11,5 12,5 11,0 12,0 12,5

с. Александровка 15,0 14,0 15,0 42,0 12,5 16,0 19,0 15,0 13,0 13,0 11,0 12,0 12,0

с. Новокрасное 14,0 14,0 16,0 36,0 14,0 17,5 19,0 16,0 12,0 12,0 11,0 12,0 12,0

с. Таборовка 15,5 13,0 17,0 37,0 14,0 19,5 19,5 15,5 13,0 13,0 11,0 12,0 12,5

с. Рябоконево

(контрольный пост) 13,0 12,0 13,0 36,5 12,0 16,0 16,5 16,0 12,0 12,0 11,0 12,0 12,0

Среднее значение по

району расположения 13,58 13,06 14,44 32,46 12,7 15,42 16,36 15,48 12,62 12,5 10,92 11,9 12,18





стр.94


Пункт наблюдения 1996г. 1997г. 1998г. 1999г. 2000г. 2001г. 2002г. 2003г. 2004г. 2005г. 2006г. 2007г. 2008г. 2009г.

Ср.зн

ач. за

27 лет

мкР/час

Территория АЭС 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28

Пост № 1 (ОРУ-330) 13,0 12,0 13,0 12,8 12,8 13,2 13,2 13,6 13,1 12,9 12,9 13,0 13,2 13,0 13,5

Пост № 2 (ОРУ-150) 12,0 13,0 13,0 13,0 13,0 13,1 13,5 13,8 13,6 12,7 12,8 13,3 12,7 11,1 13,8

Пост № 3 (ДГ) 12,0 13,0 13,0 13,0 12,9 13,1 13,3 13,9 13,2 13,1 13,1 13,3 13,0 12,9 13,7

Пост № 4 (ХСО) 13,0 13,0 12,5 13,2 12,9 11,5 13,5

Пост № 5 (Насосная ХФК) 13,0 13,0 13,0 12,9 13,1 13,2 13,6 13,8 13,3 12,7 12,8 13,2 13,3 13,0 13,5

Гидроучасток 13,0 12,5 12,5 12,5 12,8 13,1 13,5 13,7 13,4 12,8 12,8 12,7 13,3 12,7 13,5

г.Южноукраинск 7,0 7,0 9,5 13,4 12,7 12,9 13,6 13,6 12,5 9,6 10,5 11,6 11,8 12,5 12,4

с. Воля 13,0 13,0 13,0 13,0 12,9 13,1 13,2 13,8 12,8 12,6 12,9 13,0 12,9 12,9 13,9

с. Агрономия 13,0 13,0 12,5 13,0 13,2 13,1 13,5 13,5 13,4 12,9 12,8 12,9 12,8 13,0 13,8

с.Константиновка 13,0 13,0 13,0 12,9 13,0 13,3 13,5 13,6 13,6 12,9 12,8 12,8 12,7 12,5 13,8

База ОРСа 13,0 12,0 13,5 12,7 12,5 12,3 14,4

ОСХБК 12,0 12,5 13,0 13,0 13,6 13,4 13,2 13,4 13,1 13,0 12,8 12,8 12,8 12,5 14,1

с. Богдановка 13,0 13,0 12,5 13,2 13,3 12,6 13,7

с. Бугское 13,0 13,0 13,0 12,7 12,7 13,0 13,2 13,5 13,2 12,2 13,0 12,8 12,5 12,9 14

с. В.Раздол 12,0 12,5 13,0 13,0 12,9 13,2 13,4 13,6 13,5 13,0 12,5 12,5 12,3 12,8 14,5

с. Марьяновка 13,0 13,0 13,0 12,4 12,3 13,3 13,0 12,5 14,5

с. Алексеевка 12,5 12,5 12,5 12,3 13,2 13,5 13,0 13,4 13,5 12,2 12,8 12,5 12,5 12,7 14,1

пгт. Арбузинка А 13,0 12,0 13,0 12,9 13,2 13,3 13,0 13,5 13,4 13,0 12,9 13,0 12,5 13,0 14

пгт. Арбузинка В 13,0 13,0 13,0 13,0 13,3 13,7 13,7 14,0 13,2 12,7 12,7 13,0 13,0 12,5 14,2

с. Аннетовка 12,5 12,0 13,0 13,2 13,2 13,0 13,5 13,6 13,3 13,5 12,7 12,7 13,0 12,7 13,8

с. Коштово 12,0 12,5 13,5 12,5 12,9 12,8 13,8

с. Александровка 12,5 12,0 13,0 12,7 12,5 12,6 15

с. Новокрасное 12,5 13,0 13,0 13,0 13,0 13,1 13,4 13,7 13,6 13,2 12,8 12,8 12,7 12,9 14,4

с. Таборовка 12,5 12,5 13,0 12,5 13,1 13,2 13,7 13,5 13,5 12,3 12,4 12,5 11,6 12,8 14,5

с. Рябоконево

(контрольный пост) 12,5 13,0 12,5 12,8 13,2 13,3 13,4 13,5 13,4 12,9 12,3 12,3 13,0 13,0 13,9

Среднее значение по

району расположения 12,44 12,44 12,78 12,85 13,00 13,2 13,38 13,6 13,2 12,6 12,6 12,8 12,7 12,6





стр.95

Контроль содержания радионуклидов в приземном слое атмосферного воздуха

Распространение и рассеяние выброса АЭС в атмосфере происходит в результате

переноса его ветром и турбулентной диффузии, обусловленной наличием в атмосфере

беспорядочных завихрений, которые сложным образом взаимодействуют между собой и

с поверхностью земли. Хорошо известно, что локальная концентрация рассеивающихся

в атмосфере радиоактивных веществ зависит от множества технологических и

метеорологических факторов. В силу этих причин задача прогнозирования

радиационной обстановки является сложной как в отношении физики явления, так и в

отношении еѐ математического описания. В настоящее время существует несколько

теорий турбулентной диффузии и методик расчѐта приземных концентраций,

результаты и практические выводы которых не всегда дают согласующиеся между

собой результаты 2 .

Искусственная радиоактивность приземного воздуха зоны наблюдения обусловлена, в

основном, 137

Сs на фоне естественных и космогенных радионуклидов (40

K, 7Be). Радионуклиды

137Сs,

60Co,

58Co,

54Mn,

134Сs регистрируются в 50-100% отобранных проб. Радионуклиды

51Cr,

131I,

110mAg,

95Nb,

103Ru присутствуют в воздухе эпизодически, в период планово-

производственных ремонтов (ППР).

Для определения степени загрязнения атмосферного воздуха радиоактивными

аэрозолями используется аспирационный метод отбора проб, позволяющий получить данные о

концентрации их в единице объема воздуха. Для этого применяются аспирационные установки,

состоящие из вентилятора с электродвигателем, фильтродержателя, воздухоотвода,

предназначенного для отвода отфильтрованного воздуха.

Контроль за содержанием радиоактивных веществ в атмосферном воздухе

проводится в восьми пунктах стационарного наблюдения, расположенных с учѐтом

розы ветров в преобладающих направлениях по отношению к венттрубе энергоблока 1

АЭС.

Отбор проб аэрозолей осуществляется путѐм прокачки воздуха через фильтрующую

ткань Петрянова типа ФПП-15-1,5 с использованием аспирационных установок на базе судовых

вентиляторов 12ЦС-34 с площадью фильтрующей ткани 0,32 м2. Экспозиция фильтра

составляет пять-семь суток при непрерывном режиме работы электроустановок.

Снятые фильтры доставляются в лабораторию и выдерживаются до 3-х суток, для

распада короткоживущих радионуклидов, а затем подвергаются предварительной

обработке. Вначале фильтры прессуются в форме таблетки, идентичной размерам

детектора, с целью соблюдения геометрии измерения и придания им формы эталонного

калибровочного источника, а затем измеряются на спектрометрической установке SBS-

30 с полупроводниковым детектором по каждому пункту наблюдения. Если полученные

значения измерений меньше МДА , то согласно СОУ-Н ЯЭК1.009:2008 значения

принимаются равными МДА/2. После прохождения гамма-спектрометрического анализа

фильтры подвергаются озолению в муфельных печах при температуре озоления не

выше 450 С. Накопленная зола за квартал по каждому пункту наблюдения поступает на

радиохимический анализ с целью определения 90

Sr.

В таблице 4.4.1.2 приведены средние значения концентраций 90

Sr и 137

Сs в пробах

атмосферного воздуха, измеренных до пуска ЮУАЭС 1 . Из таблицы видно, что

концентрации долгоживущих радионуклидов глобального происхождения в 1977 году

по сравнению с 1976 г. уменьшились в 2 раза наглядно представлено рисунке 4.4.2.4.

Концентрации радионуклидов в атмосферном воздухе находились на весьма низких





стр.96

уровнях и зачастую были близкими к пределам чувствительности использованных в

процессе исследований методов определений 1 .

В таблице 4.4.2.2. приведены среднегодовые значения удельной концентрации

радионуклидов в приземном слое атмосферного воздуха за период наблюдений с 1983

года по 2009 год, в мкБк/м3. Содержание

137Сs и

90Sr в воздухе рассматриваемого района

сохраняется на уровне прошлых лет и равномерно распределено по постам радиационного

контроля (РК).

Количественные показатели этих радионуклидов значительно ниже допустимых

концентраций согласно НРБУ 97 (см. выше п. 4.4.2.2. Таблица. 4.2.2.7.).

В графе за 1986 год в колонке 1 приведены средние значения концентраций

радионуклидов приземного слоя атмосферного воздуха за период май-июнь месяцы в

связи с событиями происшедшими на ЧАЭС, в колонке 2 - за период с июля месяца по

декабрь месяц. В течении года в основном в атмосферном воздухе за исключением

приведенных в таблице радионуклидов наблюдались радионуклиды - Ce (Церия), Ru

(Рутения), Zr (Циркония), Nb (Ниобия).

На рисунках 4.4.2.4. – 4.4.2.6. приведена динамика изменения среднегодовой

концентрации радионуклидов 90

Sr и 137

Сs в приземном слое атмосферного воздуха за 27-

летний период наблюдений на стационарных постах радиационного контроля -

г.Южноукраинск, Промплощадка ЮУАЭС и с.Рябоконево (контрольном посту). В

последние годы содержание 137

Сs в воздухе снизилось до уровня, предшествующего

чернобыльской аварии..



ООО «ЭНЕРГООО «ЭНЕРГОРИСК»ОРИСК»

стр.97

Рисунок 4.4.2.4. Динамика изменения концентрации радионуклидов на Промплощадке ЮУ АЭС

0,1

1

10

100

1000

10000

100000

1976 1977 1983 1984 1985 1986-

1

1986-

2

1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

Годы

мкБк/м3

90Sr 137Сs

Рисунок 4.4.2.5. Динамика изменения концентрации радионуклидов атмосферном воздухе г.

Южноукраинска

0,1

1

10

100

1000

10000

100000

1983 1984 1985 1986-

1

1986-

2

1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

Годы

мкБк/м3

90Sr 137Сs




стр.98

Рисунок 4.4.2.6. Динамика изменения концентрации радионуклидов атмосферном воздухе c. Рябоконева.

(Контрольный пункт)

0,1

1

10

100

1000

10000

100000

1983 1984 1985 1986-

1

1986-

2

1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

Годы

мкБк/м3

90Sr 137Сs

Примечание: Максимальные средние значения удельной концентрации в воздухе 137

Cs в первом полугодии 1986 г. составила:

промплощадка АЭС - 12506 мкБк/м3, г.Южноукраинск - 18167 мкБк/м

3, с.Рябоконево - 37888 мкБк/м

3, что не превышает

допустимые значения согласно НРБУ, для 137

Cs = 0,8 Бк/м3

Максимальные средние значения удельной концентрация в воздухе 90

Sr в первом полугодии 1986 г. составила:

с. Воля - 17390 мкБк/м3, что не превышает допустимые значения согласно НРБУ, для

90Sr = 0,2 Бк/м

3




стр.99

Таблица 4.4.2.2. Среднегодовые значения удельной концентрации радионуклидов в приземном слое атмосферного воздуха за

период наблюдений с 1983 - 2009 годы, мкБк/м3

Пункт наблюдения Радио-

нуклид 1983г. 1984г. 1985г. 1986г. 1986г. 1987г. 1988г. 1989г. 1990г. 1991г. 1992г. 1993г. 1994г. 1995г.

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16

Промплощадка 90

Sr 1,48 6,29 0,37 11507 45,14 8,14 2,59 1,11 1,11 0,74 0,74 0,37 0,37 0,37 137

Сs 21,83 29,97 2,59 12506 832,5 140,6 62,16 78,44 30,71 14,1 24,8 9,25 7,03 8,14 134

Сs 39,59 49,95 4,07 6734 357,79 47,73 23,68 27,38 6,66 4,44 9,99 1,85 5,18 4,07 54

Mn 10,73 62,9 15,17 53,65 25,53 27,01 33,67 12,6 11,5 13,0 9,62 5,92 60

Co 6,29 44,4 8,88 44,03 32,19 66,6 33,67 14,4 10,4 8,14 23,3 7,03 51

Cr

Южноукраинск 90

Sr 1,48 3,7 1,85 9990 262,7 16,28 4,07 1,85 1,48 1,48 0,37 0,74 0,74 0,74 137

Сs 17,76 12,95 2,59 18167 1054,5 292,3 86,95 89,54 33,67 12,2 11,5 15,2 10,4 10,4 134

Сs 20,35 16,28 4,07 9805 377,4 55,87 28,12 21,83 9,62 5,18 2,22 14,1 4,81 4,81 54

Mn 4,81 2,22 48,47 22,57 9,62 9,25 2,22 5,18 11,5 10,4 7,77 60

Co 5,92 46,99 36,26 40,33 8,51 2,96 6,66 10,4 7,77 8,51 51

Cr

с.Константиновка 90

Sr 0,74 3,7 1,48 9620 88,8 62,16 1,48 1,11 0,74 2,22 0,74 1,48 0,37 0,37 137

Сs 16,65 13,69 3,7 36482 880,6 569,8 209,05 122,47 22,2 33,3 13,3 38,9 5,92 11,5 134

Сs 29,6 17,02 4,44 8621 492,1 129,13 50,69 29,23 11,47 6,29 2,22 18,1 2,96 4,81 54

Mn 19,61 21,46 72,15 85,84 201,65 17,39 33,7 16,3 9,99 5,55 4,07 60

Co 31,82 44,77 40,7 51,8 19,24 52,2 11,8 8,51 4,81 3,33 51

Cr

с. Бугское 90

Sr 2,22 3,7 1,11 2294 71,04 54,39 0,37 2,22 1,48 2,22 0,74 0,37 3,70 3,33 137

Сs 27,38 22,94 2,59 66822 662,3 710,4 54,76 158,36 380,7 24,8 7,77 44,0 28,5 69,2 134

Сs 35,89 28,86 18,87 12062 621,6 305,62 20,35 121,73 17,76 6,66 3,7 7,77 10,7 26,3 54

Mn 80,66 41,81 240,5 277,5 6,29 3,7 6,29 8,14 6,66 60

Co 64,38 73,26 87,69 83,25 8,51 4,07 4,44 13,7 51,8 51

Cr

с. Воля 90

Sr 1,48 1,11 2,22 17390 79,92 13,32 3,33 5,92 2,59 1,11 0,37 0,37 0,37 1,11 137

Сs 19,98 11,47 4,44 80512 684,5 510,6 258,26 155,4 86,21 51,8 12,2 5,92 8,88 5,18 134

Сs 35,89 55,5 2,96 29711 425,5 221,26 76,96 98,42 31,45 11,8 3,7 2,59 4,81 2,96 54

Mn 2,22 85,47 70,67 96,2 4,44 7,03 3,7 2,22 8,88 2,22 60

Co 34410 455,1 56,98 41,44 51,8 30,71 11,8 4,07 3,33 8,14 1,48

с. Агрономия 90

Sr 0,74 9,62 3,33 1073 92,5 136,9 1,85 0,74 1,48 3,33 1,48 0,37 0,37 0,37 137

Сs 14,06 11,84 2,96 18463 547,6 118,4 35,15 158,36 22,57 10,4 9,25 11,8 8,14 8,51 134

Сs 45,88 60,31 1,48 16798 451,4 49,58 6,29 3,7 12,58 1,85 1,85 2,22 4,07 4,81 54

Mn 33,67 3,7 7,03 2,96 3,7 8,51 3,33 7,03 5,18 60

Co 27,01 4,07 5,18 3,7 2,22 4,81 2,96 7,77 5,92 51

Cr




стр.100

Пункт наблюдения Радио-


1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16

пгт Арбузинка 90

Sr 1,11 3,7 1,85 13690 102,12 12,58 8,88 6,29 0,74 1,11 0,74 0,37 0,74 0,37 137

Сs 17,39 13,69 1,85 33966 847,3 140,6 97,31 48,84 21,83 13,7 12,2 13,3 10,4 15,5 134

Сs 48,1 85,47 8,51 20868 484,7 49,58 28,49 20,35 14,8 2,96 2,96 2,96 5,18 7,03 54

Mn 1,48 8,14 5,18 62,9 9,99 4,81 6,66 3,33 5,92 4,44 60

Co 7,4 4,81 25,9 48,1 9,62 3,33 9,62 2,22 8,14 5,92

с. Рябоконево –

контрольный пост

90Sr 0,74 4,07 1,11 4070 125,8 32,93 44,4 3,33 2,59 1,11 0,74 0,37 0,74 0,74

137Сs 4,44 9,99 3,7 37888 2049,8 436,6 214,6 112,48 41,81 17,4 11,5 8,51 7,03 8,51

134Сs 20,72 5,92 4,81 13505 987,9 149,11 49,95 21,83 8,51 2,22 1,85 0,37 4,07 4,44

54Mn 8,51 11,1 54,39 46,62 18,5 24,79 1,11 3,33 1,11 0,37 0,37

60Co 74 63,27 60,68 36,26 11,8 2,22 4,81 0,74 0,74

51Cr

Продолжение таблицы 4.4.2.2. Среднегодовые значения удельной концентрации радионуклидов в приземном слое

атмосферного воздуха за период наблюдений с 1983 - 2009 годы, мкБк/м3

Пункт


Радио-


17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32

Промплощадка 90

Sr 0,37 0,37 0,37 0,74 0,34 0,24 0,24 0,18 0,21 0,23 0,52 0,49 1,38 0,85 137

Сs 3,7 1,85 4,44 5,55 2,98 3,29 1,36 2,89 1,95 1,14 1,07 1,6 3,3 1,28 134

Сs 1,85 1,11 3,33 3,7 2,38 2,62 1,08 0,94 1,44 0,97 0,97 1,19 1,0 1,05 54

Mn 1,48 1,48 2,74 3,12 1,23 0,92 1,00 1,13 1,6 1,16 1,0 1,05 60

Co 7,4 2,59 3,54 3,81 1,3 1,06 2,46 1,13 1,14 1,26 1,09 1,08 51

Cr

25,3 25,9 10,8 8,76 8,12 8,65 9,5 12,2 11,2 13,5

г.Южноукраинск 90

Sr 0,74 0,37 1,48 0,74 0,52 0,18 0,33 0,54 0,26 0,34 0,33 1,42 0,4 0,57 137

Сs 7,77 5,55 7,03 9,99 5,35 3,42 1,74 2,85 2,16 1,04 1,0 1,35 1,07 1,21 134

Сs 3,33 2,59 4,81 6,66 3,42 2,11 1,48 0,87 0,78 0,88 0,85 1,22 0,94 1,12 54

Mn 1,11 2,96 3,63 2,53 1,42 0,85 0,82 1,07 0,89 1,2 0,95 1,05 60

Co 3,33 7,77 3,83 2,78 1,58 0,93 0,88 1,09 0,95 1,25 0,99 1,05 51

Cr

28,8 10,2 12,9

с.Константиновка 90

Sr 0,37 0,37 0,33 0,17 0,18 0,38 0,21 0,19 0,39 0,63 1,17 0,73 137

Сs 8,51 4,44 4,08 2,92 1,58 4,3 1,76 0,93 0,89 1,17 1,05 1,1 134

Сs 4,81 2,22 3,16 1,93 1,26 1,12 0,92 0,8 0,75 1,07 1,53 0,98 54

Mn 5,18 2,22 3,52 2,36 1,34 1,05 1,01 0,87 0,8 1,04 0,93 1,02 60

Co 2,22 4,07 3,86 2,67 1,48 0,99 1,04 0,91 0,85 1,06 1,64 1,01 51

Cr

21,1 10,6 11,3

с.Бугское 90

Sr 0,37 1,48 0,92 0,68 0,50*

0,98 0,61




стр.101

Пункт


Радио-


17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 137

Сs 15,9 5,92 37,5 9,72 3,1*

1,02 1,25 134

Сs 8,51 1,85 9,25 7,76 2,8* 1,65 1,06 54

Mn 7,77 2,22 12,5 8,87 3,1* 0,89 1,1 60

Co 8,88 3,33 11,3 10,2 3,28* 0,91 1,09 51

Cr

79,1 10,9 13,2

с.Воля 90

Sr 1,11 0,74 2,13 0,63 137

Сs 9,25 7,03 1,01 1,07 134

Сs 5,18 4,07 0,88 0,93 54

Mn 0,74 1,85 0,9 0,99 60

Co 8,88 6,29 0,92 0,95

с.Агрономия 90

Sr 0,37 0,74 0,33 0,49 0,24 0,36 0,26 0,41 0,37 0,27 0,58 0,63 137

Сs 5,55 4,44 4,51 6,68 3,3 5,98 1,97 0,97 0,84 1,28 1,02 1,15 134

Сs 1,85 1,85 3,52 5,74 2,78 1,33 0,92 0,86 0,7 1,08 0,83 0,95 54

Mn 0,74 1,85 3,51 6,62 3,1 1,48 0,99 0,95 0,76 1,11 0,89 0,95 60

Co 2,22 2,22 3,87 7,42 3,39 1,58 1,05 1,0 0,78 1,11 0,93 0,96 51

Cr

45,0 10,3 10,9

пгт.Арбузинка 90Sr 0,37 0,37 0,68 0,34

137Сs 12,2 4,81 9,92 0,98

134Сs 5,92 2,22 4,52 0,87

54Mn 6,29 3,33 4,67 0,85

60Co 3,7 2,96 5,14 0,89

с.Рябоконево

(контроль-ный пост)

90Sr 0,74 0,74 0,37 1,11 0,47 0,22 0,34 0,49 0,38 0,74 0,49 1,72 0,94 0,78

137Сs 4,44 3,33 6,66 9,99 7,4 6,28 2,08 4,32 1,39 0,98 1,1 1,3 1,29 1,08

134Сs 2,96 2,22 4,44 4,81 3,64 4,26 1,39 2,57 0,74 0,73 0,73 1,13 1,09 1,02

54Mn 0,37 0,37 4,85 1,04 1,0

60Co 0,74 0,74 5,66 1,3 1,07

51Cr

37,6 11,7 12,0

*) Примечание: пустые графы – измерения не проводились;

* – измерения выполнены в течение января… апреля.




стр.102

Наблюдения, проведенные в районе расположения АЭС за удельной

концентрацией 137

Сs в атмосферном воздухе в течении 27 лет, показали, что удельная

концентрация цезия уменьшается из года в год ( не считая вклада от ЧАЭС), хотя в

выбросах АЭС присутствует 137

Сs, правда в количествах значительно ниже допустимых

по НРБУ-97. Объясняется это только тем, что наблюдения сделаны не за цезием с АЭС,

а за цезием глобального происхождения, на фоне которого не чувствительность

приборов не позволяет определить цезий поступивший в атмосферу с работающей

ЮУАЭС. Уменьшение удельной концентрации 137

Сs глобального происхождения в

приземном слое атмосферы (как это наглядно видно из рисунках 4.4.2.4 – 4.4.2.6)

связано с истощением его запасов в стратосфере ( распад, поступление в нижние слои

атмосферы).

На основании приведенных данных таблицы 4.4.2.2. и графиков 4.4.2.4 – 4.4.2.6

видно, что радиационная обстановка на текущий момент не отличается или практически

не отличается (влияние аварии на ЧАЭС) от той, которая была на этой местности до

событий на ЧАЭС. Иными словами, практически радиационная обстановка вблизи

нормально работающей АЭС определяется излучением естественных радионуклидов,

радионуклидов космогенного происхождения и радионуклидов глобального загрязнения

атмосферы продуктами деления, образовавшимися при испытаниях ядерного оружия и

подземных взрывах, и выбросами с ЮУАЭС.

При этом необходимо отметить тот факт, что ЮУАЭС оказывает не значительное

влияние на ОС в пределах установленных НД, а в связи с тем, что уровень выбросов и

сбросов находится ниже МДА измерений то система РК не всегда способна выявить

влияние ЮУ АЭС на ОС.

На основании приведенных данных и с учѐтом изложенного можно сделать

следующий вывод :


Sr и 137

Сs в атмосферном воздухе за 27

лет эксплуатации ЮУАЭС не превышали нормативных величин согласно

НРБУ-97, даже в 1986 году;

для этих радионуклидов значения концентрации измеренной до пуска

ЮУАЭС и в настоящее время находятся практически на уровне значений,

измеренных в первые годы эксплуатации ЮУАЭС.

Радиону

клид

Пункт


Год Максимально

наблюдаемая

концентрация,

Бк/м3

Допустимая

концентрация

по НРБУ-97,

Бк/м3

% от

допустимого

значения

137Сs с.Воля 1986-1 0,081

0,8 10,12

90Sr с.Воля 1986-1 0,017 0,2 8,5




стр.103

Контроль содержания радионуклидов в атмосферных выпадениях

Газовые и аэрозольные выбросы радиоактивных веществ, поступившие в

атмосферу через высотную вентиляционную трубу, рассеиваются в атмосфере, образуя

так называемое облако выброса. При движении облака в атмосфере гамма-излучение и

бета частицы переносимых им радионуклидов достигают человека и обусловливают его

внешнее облучение. Одновременно гамма-излучение и бета частицы облака выброса

облучают другие объекты живой природы, находящиеся под облаком (представителей

флоры и фауны региона АЭС). Аэрозольные частицы выпадают из облака, оседают на

местности и мигрируют в элементах прилегающих к АЭС экологических систем.

В режиме нормальной эксплуатации АЭС в атмосферу поступают достаточно

мелкие аэрозоли и они движутся по существу также, как газ, в котором они взвешены.

Результатами многочисленных исследований показано, что распространение в

атмосфере происходит по тем же законам, что и распространение газа. Необходимо

учитывать то обстоятельство, что аэрозоли могут вымываться атмосферными осадками

из облака выброса ( эффект мокрого осаждения аэрозолей ), а газы не могут 3 .

Контроль за содержанием радиоактивных веществ в атмосферных выпадениях

проводят седиментационным методом. Седиментационный метод - метод сбора

атмосферных осадков на собирающие планшет-кюветы с определѐнной площадью

сбора. Седиментационный метод даѐт возможность определить количество

радиоактивных веществ, выпадающих из атмосферы с пылью и осадками на 1 км2 за

определѐнное время ( сутки, месяц и т.д. ). Эффективность данного метода составляет

30%.

Для сбора атмосферных выпадений лабораторией ВД используются кюветы из

нержавеющей стали с площадью дна 0,25м2 и высотой стенок 0,2м. Дно кюветы

застилается фильтровальной бумагой типа ФНС-3.

Кюветы расположены в 25 пунктах наблюдения, согласно проекта привязки на

основе многолетних предпусковых метеонаблюдений в месте строительства ЮУАЭС

(по розе ветров) преимущественно в населѐнных пунктах зоны наблюдения.

Периодичность отбора проб атмосферных выпадений по «Регламенту РК» - 1 раз в

месяц. Собранные пробы за время экспозиции доставлялись в лабораторию, где

подвергались предварительной подготовке к анализам (сушке, озолению, измельчению

золы и взвешиванию). Подготовленные пробы измерялись на суммарную бета -

активность на установках типа УМФ-1500М, КРК–1 и низкоуровневом 10-ти канальном

радиометре LB 770 фирмы «BERTHOLD».

После измерения счетной мишени на радиометрической установке по каждому

пункту, зола проб выпадений объединялась по пунктам, находящимся на одинаковом

расстоянии от АЭС (т.е. по радиусам с центром – вентиляционная труба). Таких

радиусов пять и контрольный пост в с. Рябоконево - на расстоянии 33,5 км по

отношению к АЭС с наветренной стороны.

Ежеквартально, накопленная по каждому радиусу, зола измерялась для

определения радионуклидного состава, на спектрометрической установке SBS-50М с

полупроводниковым детектором типа ДГДК-175В-3 и гамма-спектрометре DSA-1000

производства «Канберра-Паккард». После спектрометрических измерений зола

поступала на радиохимический анализ для концентрирования и выделения 90

Sr с

последующим измерением и расчѐтом плотности выпадения 90

Sr. Согласно «Регламента

РК» радиохимическое выделение 90

Sr из атмосферных выпадений проводится 1 раз в

полугодие с постов наблюдения, объединенных по радиусам. Определение содержания 90

Sr в пробах окружающей среды включает в себя следующие стадии:




стр.104

выщелачивание золы проб в азотной кислоте (для переведения стронция в

раствор);

выделение стронция по оксалатной методике с последующей радиохимической

очисткой от сопутствующих радионуклидов;

экстракцию стронция хлороформным раствором дициклогексил-18-краун-6 из

азотнокислого раствора через селективный волокнистый сорбент VS-15M1;

измерение бета активности органической фазы на радиометрической установке.

Прежде чем анализировать приведенные ниже данные, необходимо пояснить

некоторые закономерности атмосферных явлений и процессов.

Проводившиеся ранее до 1980 года испытания ядерного оружия на земле и в

атмосфере, а также использование атомной энергии обусловили необходимость

прогнозирования выбросов до 30 км и выше. Поскольку в основном ядерные взрывы

были воздушными, то в стратосферу поступили практически все продукты взрыва (до

99%), при этом был сформирован основной (до 70%) стратосферный запас

долгоживущих техногенных радионуклидов. В 1967-1974 годах Китаем были проведены

испытательные взрывы в атмосфере (общая мощность- 18 Мт). Продукты взрывов

явились причиной увеличения уровней загрязнения атмосферы короткоживущими

радионуклидами (141

Ce, 95

Zr, 95

Nb и др.). На уровень загрязнения атмосферы

долгоживущими радионуклидами, такими как 137

Cs и 90

Sr, эти взрывы существенного

влияния не оказали 4 .

Перемешивание в атмосфере зависит от вертикального температурного градиента.

С удалением от земли температура уменьшается на 6,5 С на каждый километр и так до

11 км, дальше до 32 км идѐт изотермальная область атмосферы, когда температура не

меняется.

На рисунке 4.4.2.7. схематично показано пояснение.

Стабильность атмосферы сильно зависит от температурного градиента, а от этого

и скорость выпадения загрязнений на землю. Атмосфера служит средой переноса

радиоактивности к почве и воде.

Взрывы ядерных зарядов, проведенные в северном полушарии, способствовали

большему поступлению радионуклидов в стратосферу (особенно в зимнее время), чем

взрывы в экваториальной части земного шара. Попавшие в стратосферу радионуклиды

затем выпадали на земную поверхность в течении многих лет. Количество выпадений

носит выраженный широтный характер - в северном полушарии больше, чем южном

(особенно в первые годы после взрыва) и временной характер - весной и летом

существенно больше, чем осенью и зимой 4 .




стр.105

В таблице 4.4.2.3. приведены значения суммарной бета активности плотности

атмосферных выпадений за период с 1983 года по 2009 год, Бк/м2. Как видно из таблицы

4.4.2.3., значения среднегодовой суммарной бета - активности находятся практически на

одном и том же уровне. Исключение составляет 1986 год, связанный с событиями на

ЧАЭС. В графе 1 таблицы 4.4.2.3., за 1986 год, приведены средние значения суммарной

бета- активности за период май-июнь месяцы, в графе 2 таблицы 4.4.2.3., - значения за

период с июля по декабрь.

До чернобыльской аварии в 1983…1985 годах на территории зоны наблюдения

ЮУАЭС среднегодовая суммарная -активность атмосферных выпадений находилась в

пределах от 17,4 до 38,1 Бк/м2 в год. Суммарная бета-активность выпадений и

содержание в них 137

Cs и 90

Sr за период наблюдений с 1983 г. по 2009 г. соответствуют

уровню глобальных выпадений и не зависят от удаленности пункта наблюдения от

АЭС.

Необходимо отметить, что в период снятия «нулевого фона» 1 с 1977 по 1980

годы, средние значения суммарной бета-активности независимо от места наблюдения

имели значения приведенные в таблице 4.4.1.3. Сделав сравнительный анализ данных из

отчета «нулевого фона», с данными таблицы 4.4.2.3. видно, что средние значения

суммарной бета-активности выпадений, полученные лабораторией ВД в процессе

контроля, находятся практически на одном уровне, а в отдельных населѐнных пунктах

даже ниже в 2-3 раза от значений полученных до пуска ЮУАЭС.

В таблице 4.4.2.4. приведены среднегодовые значения плотности выпадений по

радиусам наблюдения за 27-летний период, в Бк/м2. На рисунке 4.4.2.9 приведена

динамика изменения плотности выпадений за весь период наблюдений по радиусам, в

Бк/м2. Как видно из приведенного графика, плотность выпадений по суммарной бета-

активности находится практически на одном уровне по всем радиусам удаления от

АЭС от 14,0 до 5,5 Бк/м2 в год., что даже меньше значений «нулевого фона», за

исключением 1986, 1987 гг, связанных с событиями на ЧАЭС.

На рисунке 4.4.2.10 и 4.4.2.11 показана графически динамика изменения


Sr и 137

Cs, атмосферных выпадений за 27 лет работы

ЮУАЭС по радиусам наблюдения, Бк/м2.

На основании анализа приведенных данных в описанном разделе можно сделать

следующий вывод:

Радиационная обстановка в районе расположения ОП ЮУАЭС не

отличается от той, которая была бы на этой местности в до строительства

ОП ЮУАЭС.

Иными словами, практически, радиационная обстановка близи нормально

работающей АЭС определяется излучением естественных радионуклидов,

радионуклидов космогенного происхождения (Be7 и др.) и радионуклидов глобального

загрязнения атмосферы продуктами деления, образовавшимися при испытаниях

ядерного оружия, выбросами АЭС которые зачастую находятся на уровне ниже

МДА измерений и не превышают значений регламентированых нормативными

документами. Таким образом, радиоактивные выпадения из атмосферного воздуха

во всех контролируемых точках наблюдения района расположения ЮУАЭС

обусловлены в основном глобальными выпадениями и незначительными выбросами

ЮУАЭС, за исключением данных, измеренных в 1986 году, имеющих

непосредственное отношение к событиям на ЧАЭС.




стр.106

Таблица 4.4.2.3. Среднегодовые значения суммарной бета-активности в атмосферных выпадениях, Бк/м2.

Пункт наблюдения 1983г. 1984г. 1985г. 1986-1 1986-2 1987г. 1988г. 1989г. 1990г. 1991г. 1992г. 1993г. 1994г.

Промплощадка - 0 радиус наблюдения:

Пост №1 9,62 22,57 7,03 4477 168,72 15,54 11,84 11,1 6,66 8,88 8,51 10,4 11,1

Пост №2 14,43 28,86 15,91 8880 52,54 33,3 29,97 15,17 11,47 14,06 15,17 17,0 12,6

Пост №3 12,95 17,02 5,18 3589 168,35 18,87 9,25 14,06 8,14 7,77 7,77 11,5 13,7

Пост №4 10,36 9,25 6,66 5180 68,82 20,35 11,84 6,29 9,99 8,51 4,81 11,5 12,2

Пост №5 9,62 11,1 5,55 4662 83,25 26,27 10,36 8,88 9,99 8,51 10,36 11,1 10,4

I – радиус наблюдения – 2,5 км или СЗЗ:

База ОРСа 7,77 9,62 8,14 3367 99,53 15,91 5,92 8,51 5,18 7,4 7,77 11,1 9,62

Гидроучасток 13,69 9,99 8,14 6031 150,96 12,21 12,21 8,88 7,4 9,99 8,14 7,4 10,4

II – радиус наблюденя – 8 км:

Южноукраинск 15,17 14,8 11,47 5772 132,83 17,76 15,17 8,14 9,62 12,95 9,62 9,99 9,62

с.Константиновка 13,69 17,76 9,62 6882 40,7 15,91 9,62 7,77 8,88 6,66 8,51 10,7 8,88

ОСХБК 8,14 11,47 5,92 3330 146,89 14,43 6,66 8,51 7,03 9,99 6,29 9,25 5,18

с.Воля 8,88 11,84 5,92 3996 24,05 13,32 6,66 11,1 8,14 9,99 8,14 9,25 8,88

с.Богдановка* 15,54 35,89 7,77 6623 79,18 30,34 10,36 8,88 59,94 42,92 17,02 45,5 38,1

с.Бугское 13,32 19,61 10,73 7104 224,22 25,9 15,54 9,99 11,84 11,84 11,1 15,5 14,4

с.Агрономия 8,51 13,69 5,92 4440 38,11 26,27 8,14 7,77 8,14 9,62 9,25 6,29 6,66

III – радиус наблюденя – 16 км:

пгт.Арбузинка А 8,51 10,73 5,92 4070 43,66 17,76 11,1 7,4 7,77 13,69 10,73 10,4 8,51

пгт.Арбузинка В 10,36 11,1 6,66 3626 38,85 20,72 9,99 8,14 8,51 9,99 11,47 9,25 9,99

с.Марьяновка 9,62 17,39 9,25 6105 91,76 17,02 9,25 10,73 10,36 16,65 7,77 8,88 9,62

с.В.Раздол 12,58 16,28 10,73 5809 60,68 26,27 11,47 11,47 11,47 11,84 9,99 8,88 13,7

с.Александровка 18,5 12,21 14,8 5069 66,97 12,95 12,21 10,73 13,32 13,69 11,84 16,6 9,99

с.Аннетовка 8,51 19,61 3,7 6031 93,61 24,05 7,77 8,14 5,92 7,77 7,77 8,88 8,14

с.Алексеевка

IV – радиус наблюдения –24 км:

с.Новокрасное 8,88 15,54 6,66 5365 78,81 11,47 9,25 4,44 6,66 11,1 7,77 6,66 7,77

с.Таборовка 11,47 16,28 5,92 4070 90,65 28,86 8,51 7,03 8,51 8,51 12,21 7,77 9,62

с.Коштово 7,4 17,76 6,29 5291 292,67 15,91 10,73 10,36 7,77 8,14 7,4 9,62 9,25

Контрольный пост – 33,5 км:

с.Рябоконево (кп) 7,4 21,83 8,51 6364 96,2 15,17 8,88 7,4 7,03 9,62 8,88 8,51 8,88




стр.107

Продолжение таблицы 4.4.2.3. Среднегодовые значения суммарной бета-активности в атмосферных выпадениях,. Бк/м2

Пункт наблюдения 1995г. 1996г. 1997г. 1998г. 1999г. 2000г. 2001г. 2002г. 2003г. 2004г. 2005г. 2006г. 2007г. 2008г. 2009г.

Промплощадка - 0 радиус наблюдения:

Пост №1 10,7 11,1 6,66 8,0 9,3 9,4 7,8 7,4 7,1 7,5 5,7 5,8 10,0 14,3 10,3

Пост №2 13,0 10,4 10,7 12,2 13,7 12,1 9,5 7,1 5,9 7,4 8,1 7,5 11,3 10,6 10,7

Пост №3 9,25 9,25 7,4 8,2 8,9 13,4 9,4 5,5 8,0 6,9 4,7 5,5 12,6 12,5 8,7

Пост №4 9,62 8,51 8,88 11,2 10,4 9,2

Пост №5 9,25 8,88 9,25 10,4 11,5 13,1 10,0 7,5 8,9 9,9 22,6 9,1 14,6 14,7 9,9

I – радиус наблюдения – 2,5 км или СЗЗ:

База ОРСа 9,25 10,7 8,14 12,6 11,8 11,2

Гидроучасток 7,4 7,77 8,14 8,7 9,3 7,2 7,0 6,3 7,2 7,4 6,5 6,6 10,0 12,3 10,8

II – радиус наблюденя – 8 км:

г.Южноукраинск 9,25 8,14 7,77 7,8 7,8 10,0 9,6 5,6 6,5 7,1 6,9 5,8 16,4 15,7 10,9

с.Константиновка 9,62 8,51 7,77 8,5 9,3 8,4 9,2 7,2 7,9 6,4 8,6 7,0 10,5 15,5 10,6

ОСХБК 9,99 9,25 7,4 7,0 6,7 10,3 7,8 5,9 6,5 6,8 5,8 7,5 9,6 12,7 8,9

с.Воля 7,77 7,77 8,88 7,6 6,3 10,2 8,6 5,6 5,2 6,4 6,9 7,2 11,1 11,7 9,3

с.Богдановка*

44,4 53,6 26,3 8,7 12,6 10,2

с.Бугское 12,6 11,1 11,5 10,4 9,3 11,8 9,8 7,4 7,0 7,5 8,6 9,7 16,1 14,0 13,1

с.Агрономия 7,4 6,29 8,88 8,7 8,5 10,6 7,9 5,9 6,2 5,3 6,8 8,4 13,7 15,9 10,1

III – радиус наблюденя – 16 км:

пгт.Арбузинка А 7,77 8,51 7,77 7,8 7,8 12,1 8,4 6,6 5,5 6,4 6,0 7,1 11,7 12,9 12,3

пгт.Арбузинка В 9,62 7,77 9,62 9,5 9,3 10,6 7,9 6,6 6,4 5,6 5,9 6,6 14,9 13,2 12,0

с.Марьяновка 9,99 8,88 10,7 12,0 10,4 7,9

с.В.Раздол 11,1 7,77 8,88 7,8 6,7 10,8 11,0 6,6 6,3 6,7 6,5 8,3 12,0 11,6 10,4

с.Александровка 10,4 8,88 8,51 10,7 13,0 8,2

с.Аннетовка 8,14 7,77 8,51 7,2 5,9 9,1 9,0 6,5 5,6 5,6 7,2 7,1 12,5 10,6

с.Алексеевка 10,7 8,8 8,9 6,2 6,7 6,2 9,6 8,6 18,5 12,0 9,2

IV – радиус наблюдения –24 км:

с.Новокрасное 7,4 6,66 9,99 8,5 7,0 10,1 9,7 6,1 5,7 5,9 5,4 6,9 10,3 11,1 8,8

с.Таборовка 9,62 8,14 11,5 8,7 5,9 10,4 7,2 5,3 5,4 6,0 7,5 6,2 11,8 11,3 8,9

с.Коштово 7,03 6,66 7,77 13,0 12,0 12,0


с.Рябоконево 9,25 9,25 8,88 8,9 8,9 9,2 8,7 5,9 7,2 5,6 6,2 7,7 10,4 12,8 9,2




стр.108

Рисунок 4.4.2.8. Динамика изменения cуммарной бета-активности атмосферных выпадений, Бк/м2

1

10

100

1000

10000

1983 1984 1985 1986-

1

1986-

2

1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

Годы

Бк/м2

Промплощадка. Пост №2 г. Южнокраинск с. Рябоконево. (КП)

Примечание: суммарная бета-активность выпадений в 1986 году составила - промплощадка АЭС – 2730 Бк/м2;

г.Южноукраинск - 2950 Бк/м2; с.Рябоконево - 3230 Бк/м

2




стр.109

Таблица 4.4.2.4. Среднегодовые значения плотности атмосферных выпадений по радиусам наблюдений района расположения

ЮУАЭС за период с 1983 года по 2009 год, в Бк/м2.

Пункт наблюдения 1983г. 1984г. 1985г. 1986г. 1987г. 1988г. 1989г. 1990г. 1991г. 1992г. 1993г. 1994г. 1995г.

Промплощадка - 0 радиус наблюдения: 11,4 17,7 8,1 2732 22,8 14,6 11,1 9,3 9,5 9,3 12,3 12 10,3

I – радиус наблюдения – 2,5 км или СЗЗ: 10,7 9,8 8,1 2412 14,0 9,1 8,7 6,3 8,6 7,9 9,2 10,0 8,3

II – радиус наблюденя – 8 км: 11,9 17,8 8,2 2773 20,5 10,3 8,8 16,2 14,8 9,9 15,2 13,1 14,4

III – радиус наблюденя – 16 км: 11,3 14,5 8,5 2592 19,7 10,3 9,4 9,5 12,2 9,9 10,4 9,9 9,5

IV – радиус наблюдения –24 км: 9,2 16,5 6,2 2531 18,7 9,5 7,2 7,6 9,2 9,1 8,0 8,8 8,1


с.Рябоконево(кп) 7,4 21,8 8,5 3230 15,1 8,8 7,4 7,0 9,6 8,8 8,5 8,8 9,2


Пункт наблюдения 1996г

.

1997г

.

1998г

.

1999г

.

2000г

.

2001г

.

2002г

.

2003г

.

2004г

.

2005г

.

2006г

.

2007г

.

2008г

.

2009г

.

Промплощадка - 0 радиус наблюдения: 9,6 8,5 9,7 10,8 12 9,1 6,8 7,4 7,925 10,2 6,9 11,94 12,5 9,76

I – радиус наблюдения – 2,5 км или СЗЗ: 9,2 8,1 8,7 9,3 7,2 7 6,3 7,2 7,4 6,5 6,6 11,3 12,05 11

II – радиус наблюденя – 8 км: 14,9 11,2 8,3 7,9 10,2 8,8 6,2 6,5 6,5 7,2 7,6 12,3 14,01 10,44

III – радиус наблюденя – 16 км: 8,2 8,9 8,07 8,08 10,28 9,04 6,5 6,1 6,1 7 7,5 12,4 12,22 10,08

IV – радиус наблюдения –24 км: 7,1 9,7 8,6 6,4 10,2 8,4 5,7 5,5 5,9 6,4 6,5 11,7 11,4 9,9


с.Рябоконево(кп) 9,2 8,8 8,9 8,9 9,2 8,7 5,9 7,2 5,6 6,2 7,7 10,4 12,8 9,2




стр.110

Рисунок 4.4.2.9. Динамика изменения плотности выпадений по радиусам наблюдения

1

10

100

1000

10000

1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

Годы

Бк/м2

0-й радиус 1-й радиус (0-2,5 км) 2-й радиус (2,5-8 км) 3-й радиус (8-16 км) 4-й радиус (16-24 км) Контрольный пункт 33,5 км




стр.111

Таблица 4.4.2.5., Содержание радионуклидов в атмосферных выпадениях, Бк/м2

Радиус наблюдения 1983г. 1984г. 1985г. 1986г. 1987г. 1988г. 1989г. 1990г. 1991г. 1992г. 1993г. 1994г. 1995г. 1996г. 1997г.

Промплощадка АЭС.

Сумма.

90Sr 0,074 0,037 0,037 87,32 1,295 0,296 0,407 0,074 0,074 0,111 0,296 0,222 0,481 0,148 0,259

137Cs 0,074 0,999 1,11 130,98 12,58 1,739 1,073 1,702 1,739 1,258 1,258 1,443 0,814 1,221 1,813

134Cs

60Co

54Mn

I радиус наблюдения –

СЗЗ (0-2,5 км)

90Sr 0,037 0,037 0,037 109,52 1,517 0,222 0,111 0,111 0,074 0,037 0,111 0,074 0,111 0,148 0,148

137Cs 0,962 0,666 0,74 165,76 25,53 7,03 0,888 1,221 1,295 0,888 0,703 0,444 0,407 0,333 0,407

134Cs

60Co

54Mn

II радиус наблюдения

(2,5-8 км)

90Sr 0,037 0,074 0,037 80,29 1,221 0,222 0,074 0,074 0,148 0,037 0,074 0,481 0,111 0,259 0,148

137Cs 0,592 0,888 0,74 150,22 12,21 6,29 0,74 1,776 0,925 0,518 0,481 0,407 0,37 0,37 0,444

134Cs

60Co

54Mn

III радиус наблюдения

(8-16 км)

90Sr 0,074 0,074 0,037 55,5 1,036 0,666 0,148 0,074 0,111 0,037 0,111 0,666 0,185 0,222 0,222

137Cs 0,888 0,74 0,74 108,78 11,47 4,403 0,851 1,48 0,925 0,666 0,407 0,407 0,555 0,37 0,37

134Cs

60Co

54Mn

IV радиус наблюдения

(16-24 км)

90Sr 0,111 0,037 0,037 47,36 3,626 0,185 0,111 0,148 0,074 0,074 0,185 0,185 0,259 0,296 0,629

137Cs 1,036 1,036 0,222 124,32 17,02 4,958 1,147 1,48 0,962 1,147 0,518 0,888 0,518 0,259 0,37

134Cs

60Co

54Mn

Контрольный пост –


(33,5 км)

90Sr 0,074 0,074 0,037 149,11 0,777 0,592 0,111 0,074 0,074 0,037 0,185 0,111 0,296 0,074 0,296

137Cs 0,703 0,888 0,407 209,79 11,84 3,663 0,666 1,517 0,851 1,036 0,518 0,666 0,407 0,37 0,37

134Cs

60Co

54Mn




стр.112

Продолжение таблицы 4.4.2.5. Содержание радионуклидов в атмосферных выпадениях, Бк/м2

Радиус наблюдения 1998г. 1999г. 2000г. 2001г. 2002г. 2003г. 2004г. 2005г. 2006г. 2007г. 2008г. 2009г.

Промплощадка АЭС.

Сумма.

90Sr 0,19 0,074 0,43 0,21 0,43 0,65 0,40 0,52 0,27 0,22 0,63 0,82

137Cs 1,0 3,0 3,74 2,28 0,92 0,86 1,20 0,28 0,57 0,37 0,55 0,29

134Cs 1,83 1,17 0,16 0,26 0,12 0,147 0,107 0,134 0,130 0,107

60Co 1,24 0,96 0,47 0,30 0,42 0,185 0,078 0,307 0,143 0,115

54Mn 0,34 0,37 0,13 0,17 0,12 0,168 0,121 0,139 0,133 0,0835

I радиус наблюдения – СЗЗ

(0-2,5 км)

90Sr 0,11 0,037 0,36 0,12 0,20 0,22 0,10 0,185 0,11 0,492 0,69 0,605

137Cs 0,30 0,67 0,80 0,64 0,17 0,28 0,30 0,174 0,26 0,13 0,127 0,212

134Cs 0,22 0,12 0,049 0,063 0,067 0,181 0,037 0,051 0,06 0,47

60Co 0,39 0,26 0,13 0,069 0,091 0,121 0,39 0,223 0,07 0,049

54Mn

0,19 0,11 0,046 0,063 0,065 0,08 0,039 0,059 0,069 0,048

II радиус наблюдения (2,5-

8 км)

90Sr 0,11 0,037 0,70 0,33 0,18 0,075 0,056 0,215 0,065 0,37 0,32 0,435

137Cs 0,52 0,52 0,47 0,26 0,078 0,21 0,11 0,236 0,186 0,105 0,091 0,126

134Cs 0,16 0,045 0,44 0,041 0,038 0,045 0,0205 0,043 0,045 0,031

60Co 0,22 0,16 0,039 0,045 0,042 0,051 0,023 0,045 0,046 0,032

54Mn

0,18 0,074 0,034 0,045 0,068 0,047 0,023 0,0405 0,045 0,0305

III радиус наблюдения (8-

16 км)

90Sr 0,33 0,074 0,22 0,27 0,15 0,20 0,24 0,27 0,57 0,91 0,485 0,55

137Cs 0,44 0,19 0,35 0,12 0,11 0,22 0,29 0,125 0,115 0,096 0,057 0,088

134Cs 0,19 0,069 0,056 0,069 0,056 0,052 0,045 0,057 0,050 0,047

60Co 0,26 0,18 0,07 0,073 0,078 0,186 0,053 0,059 0,052 0,049

54Mn

0,21 0,093 0,061 0,070 0,063 0,057 0,051 0,055 0,051 0,048

IV радиус наблюдения (16-

24 км)

90Sr 0,41 0,15 0,70 0,40 0,37 0,48 0,25 0,355 0,2 0,245 0,57 0,76

137Cs 0,52 0,67 0,57 0,41 0,28 0,16 0,17 0,101 0,113 0,161 0,125 0,197

134Cs 0,25 0,13 0,14 0,14 0,12 0,073 0,053 0,147 0,112 0,104

60Co 0,29 0,43 0,16 0,15 0,12 0,104 0,115 0,154 0,118 0,109

54Mn

0,26 0,17 0,14 0,14 0,14 0,097 0,058 0,146 0,117 0,105

Контрольный пост –


(33,5 км)

90Sr 0,22 0,074 0,30 0,38 0,21 0,29 0,27 0,25 0,18 0,53 0,82 0,61

137Cs 0,30 0,26 0,77 0,19 0,084 0,16 0,092 0,09 0,08 0,134 0,172 0,189

134Cs 0,21 0,11 0,053 0,077 0,077 0,078 0,053 0,095 0,085 0,08

60Co 0,28 0,13 0,078 0,081 0,091 0,092 0,057 0,10 0,022 0,084

54Mn

0,21 0,1 0,065 0,077 0,085 0,088 0,058 0,097 0,089 0,082

Примечание: Если полученные значения измерений были меньше МДА, то согласно СОУ-Н ЯЭК1.009:2008 значения принимались

равными МДА/2.




стр.113

Рисунок 4.4.2.10. Динамика изменения концентрации радионуклидов 90Sr в атмосферных выпадениях по радиусам


0,01

0,1

1

10

100

1000

1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

Годы

Бк/м2





стр.114

Рисунок 4.4.2.11. Динамика изменения концентрации радионуклидов 137Cs в атмосферных выпадениях по радиусам


0,01

0,1

1

10

100

1000

1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

Годы

Бк/м2






стр.115

Контроль содержания радионуклидов в водных объектах

Для контроля радиационного состояния открытых водоемов отбираются пробы воды в

реке Южный Буг и Ташлыкском водохранилище. Радиационный контроль за содержанием

радионуклидов в воде Ташлыкского водохранилища проводился в следующих точках акватории

водохранилища:

район сброса термальных вод (точка 1);

у сбросного шлюза плотины (точка 2);

в верховье водохранилища (точка 3).

Контроль активности воды сбросных каналов проводился путем пробоотбора и

последующего лабораторного анализа.

Контроль грунтовых вод промплощадки проводился путем скважинного отбора

проб воды и последующего лабораторного анализа.

Из-за низкой удельной активности проб воды ее анализ на содержание

радионуклидов стронция и цезия включал предварительную стадию ионообменного

концентрирования. Для чего проба воды пропускалась последовательно через две

колонки: с волокнистым сорбентом VS-15М1 на котором сорбировался стронций и

сорбентом марки "Фежел" на котором сорбировался цезий. Содержание радионуклидов

цезия определялось непосредственным измерением сорбента на спектрометрической

установке.

Радиационный контроль водной среды при продувке Ташлыкского

водохранилища проводился в соответствии с «Регламентом продувки...» в следующих

точках:

- точка 1 – насосная подпитки водохранилища на реке Южный Буг;

- точка 2 – паводковый водосброс у шлюза водохранилища;

- точка 3 – ниже фильтрующей дамбы на паводковом водовыпуске;

- точка 5 – контр.створ (500 м от места сброса) ниже по течению р.Южный Буг;

- точка 6 – с.Бугское (7 км ниже по течению реки от места сброса продувочных

вод).

Измерение концентрации трития проводилось на установке «Qvantulus» модели с

минимально-детектируемой активностью 0,3 Бк на пробу.

За отчѐтный период, лабораторией ВД проводился контроль за содержанием

радиоактивных веществ в воде реки Южный Буг в точках: с. Алексеевка (насосная

питьевого водоснабжения города, в 7 км выше по течению реки от города) с 1983 года и

с. Бугское (в 7 км ниже по течению реки от города) с 1988 года. Точки контроля были

определены с органами Госсаннадзора на стадии согласования разрабатываемых и

пересматриваемых «Программ радиационного контроля внешней среды», с учѐтом

складывающейся радиационной обстановки на момент согласования документа.

На рисунке 4.4.2.12. показана схема отбора проб воды по реке Южный Буг.





стр.116

Рисунок 4.4.2.12. Схема отбора проб воды на р.Южный Буг

Контроль активности воды проводился методом пробоотбора и последующего

лабораторного анализа (радиометрического, радиохимического и спектрометрического).

В таблице 4.4.1.6., 4.4.1.8. приведены средние значения концентрации

радионуклидов 90

Sr и 137

Cs в воде реки Южный Буг по данным отчѐта «нулевого фона»

за период 1976-1979 гг 1 .

Радиационное состояние водохранилища-охладителя и реки Южный Буг

представлено в таблице 4.4.2.6. приведены средние значения суммарной бета-

активности и концентрации нуклидов в р. Южный Буг по установленным точкам

контроля за период с 1983 по 2009 год, в Бк/ м3. Радионуклиды коррозионного

происхождения (60

Co, 58

Co, 54

Mn и др.) в воде рассматриваемых водоемов не обнаружены.

Содержание долгоживущих радионуклидов 90

Sr и 137

Cs в р. Южный Буг равномерно по

всему рассматриваемому участку реки от с.Алексеевка до с. Бугское и находится в

пределах фоновых значений от 46 31 до 7 0,7 Бк/м3 в год для

90Sr и от 11 13 до

7,0 5,0 Бк/м3 в год для

137Cs (таблица 4.4.1.6., 4.4.1.8.).

Учитывая, что р. Южный Буг имеет значение как источник хозяйственно-питьевого

снабжения, то для радионуклидов 90

Sr и 137

Cs

применимы требования ДР-2006

(«Допустимi рiвнi») от 03.05.2006г. (приказ №256), которые имеют следующие

значения: 90

Sr– 2000 Бк/м3;

137Cs– 2000 Бк/м

3 – для питьевой воды.

На рисунках 4.4.2.13. и 4.4.2.14. и приведена динамика изменения радионуклидов 90

Sr и 137

Cs в воде р. Южный Буг в точках контроля за указанный в таблице 4.4.2.6 период

наблюдения в Бк/м3.

В таблице 4.4.2.6 приведены средние значения содержания трития в воде реки

Южный Буг по точкам контроля с 1989 года по 2009 год, в Бк/м3. Согласно НРБУ-97

ДКв трития в питьевой воде - 3·107 Бк/м

3





стр.117

Таблица 4.4.2.6. Содержание радионуклидов и трития в воде р. Южный Буг, воде

Ташлыкского водохранилища, сбросных каналах, Бк/м3

Водоем Точка контроля Годы Сумм. β-акт. 90Sr

137Cs

134Cs

3Н

Река

Южный Буг с.Алексеевка -

выше

по течению

от города

1983 126 15 7 2

1984 70 11 11

1985 104 12 6

1986 24790 11 11 4

1987 522 48 81 33

1988 337 48 24,1

1989 244 30 26 41 37Е+03

1990 230 30 37 28Е+03

1991 270 59 48 19 19,0Е+03

1992 307 48 15 7,0 33,0Е+03

1993 241 63 85 36 14,0Е+03

1994 256 26 4,0 7,0 15,0Е+03

1995 252 44 4,0 1,0 8,0Е+03

1996 163 30 4,0 4,0 8,0Е+03

1997 111 26 7,0 8,0 14,0Е+03

1998 163 25 17 10 11,0Е+03

1999 219 22 19 9,0 10,0Е+03

2000 270 22 12 8,0 9,0Е+03

2001 280 37 11 6,0 12,4Е+03

2002 260 25 23 3,0 12,0Е+03

2003 190 15,8 23,5 4,1 12,2Е+03

2004 220 26,3 17,3 3,9 12,6Е+03

2005 205 28,5 17,8 3,3 12,3Е+03

2006 290 30,8 18 3,1 12,6 Е+03

2007 450 22,0 8,0 3,7 12,9 Е+03

2008 390 28,8 18 3,4 12,6 Е+03

2009 34,75 5,14 3,55 16,5Е+03

с.Бугское -

ниже

по течению

от города

Точка введена с пуском энергоблока №3

1988 174 37 33

1989 115 22 41 67 37Е+03

1990 304 119 70 7 12Е+03

1991 337 37 30 19 10,0Е+03

1992 230 56 4,0 4,0 36,0Е+03

1993 237 44 23 17 10,0Е+03

1994 330 37 7,0 4,0 26,0Е+03

1995 293 41 4,0 4,0 11,0Е+03

1996 152 33 4,0 4,0 13,0Е+03

1997 174 33 11 5,0 19,0Е+03

1998 133 36 16 11 13,0Е+03

1999 229 30 10 7,0 10,0Е+03

2000 230 22 22 9,0 10,0Е+03

2001 240 27 19 4,0 11,5Е+03

2002 210 23 12 3,0 10,7Е+03

2003 240 17,5 10,9 3,2 11,8Е+03

2004 300 30,5 22,8 3,1 12,9Е+03

2005 177 27,6 14,3 3,8 12,0Е+03

2006 220 17 13,9 2,9 12,0Е+03

2007 210 24 10,6 3,9 12,3Е+03

2008 220 20 11,0 3.8 12,0Е+03

2009 45,2 4,53 3,35 18,2Е+03

Ташлыкское

водохранилище

Акватория

водохранилища-

1983 266 13

1984 390 4 7 <10





стр.118

Водоем Точка контроля Годы Сумм. β-акт. 90Sr

137Cs

134Cs

3Н


(средн. из 3-х

точек)

1985 490 11 85 <10

1986 810 44 59 52

1987 505 61 78 48

1988 500 61 57 13

1989 490 67 47 11

1990 617 44 44 <10 57,3 Е+03

1991 657 34 32 11 57,3Е+03

1992 587 56 11 <10 73,0Е+03

1993 757 74 16 <10 15,0Е+04

1994 730 48 11 <10 22,8Е+04

1995 653 47 11 <10 18,9Е+04

1996 540 41 <10 <10 17,8Е+04

1997 520 28 17 <10 14,2Е+04

1998 640 40 20 <10 14,8Е+04

1999 607 24 31 10 14,5Е+04

2000 540 30 20 10 12,3Е+04

2001 597 34 19 <10 14,0Е+04

2002 573 30 22 <10 13,4Е+04

2003 570 26 21,5 2,7 11,7Е+04

2004 557 29 23 4,0 12,0Е+04

2005 534 32 18 3,3 11,3Е+04

2006 670 32 16 3,9 12,0 Е+04

2007 570 20 12 3,5 88 Е+04

2008 540 28 16 3,3 11,3Е+04

2009 560 36,0 5,0 3,77 12,7 Е+04

Cбросная вода

Сбросные

каналы блоков

1,2,3

1983 233

1984 240 10 25 15

1985 345 25 45 10

1986 800 75 40 20

1987 530 85 70 15

1988 390 60 40 10

1989 577 57 60 27 25,2Е+03

1990 687 103 43 17 10,8 Е+04

1991 690 73 47 17 85,7 Е+03

1992 713 93 20 10 75,0 Е+03

1993 807 67 10 17 16,8 Е+04

1994 857 73 13 10 22,7 Е+04

1995 737 53 10 10 20,7 Е+04

1996 573 43 10 10 21,6 Е+04

1997 527 43 13 10 15,4 Е+04

1998 607 77 17 10 15,5 Е+04

1999 647 37 27 10 13,0 Е+04

2000 650 30 27 17 11,9 Е+04

2001 647 41 26 11 14,0 Е+04

2002 563 29 22 3 14,2 Е+04

2003 507 21 22 4 11,9 Е+04

2004 557 31 23 4 12,2 Е+04

2005 580 37 20 4 13,1 Е+04

2006 620 37 23 4 10,3 Е+04

2007 563 27 10 4 86,3 Е+03

2008 637 37 12 9 82,0 Е+03

2009 593 36 7 4 13,5Е+04

Примечание: Если полученные значения измерений были меньше МДА, то согласно

СОУ-Н ЯЭК1.009:2008 значения принимались равными МДА/2.





стр.119

Рисунок 4.4.2.13. Содержание 90Sr в контрольных точках р. Южный Буг.

0

20

40

60

80

100

120

140

1983

1984

1985

1986

1987

1988

1989

1990

1991

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

2002

2003

2004

2005

2006

2007

2008

2009

Годы

Бк/м3

Алексеевка Бугское

Рисунок. 4.4.2.14. Содержание 137Cs в контрольных точках р. Южный Буг.

0

50

100

150

200

250

300

1983

1984

1985

1986

1987

1988

1989

1990

1991

1992

1993

1994

1995

1996

1997

1998

1999

2000

2001

2002

2003

2004

2005

2006

2007

2008

2009

Годы

Бк/м3

Алексеевка Бугское




Sr и 137

Cs в водных объектах за время

эксплуатации ЮУАЭС не превышали нормативных величин согласно НРБУ-97 и

находятся в диапазоне фоновых значений от 46 31 до 7 0,7 Бк/м3 в год для

90Sr и от

11 13 до 7,0 5,0 Бк/м3 в год для

137Cs.




Радио-

нуклид

Пункт





Бк/м3

ДР-2006,

Бк/м3 для

питевой

воды



по НРБУ-97,

Бк/м3

% от


значения по

НРБУ-97 137

Cs р.Ю. Буг

с.Алексеевка 1988 241 2000 1·10

5 0,241

90Sr

р.Ю. Буг

с.Бугское 1990 119 2000 1·10

4 1,19

3Н Ташлык 2007 88·10

4 - 3·10

7 0,293





стр.120

Контроль содержания радионуклидов в сети тепло- и водоснабжения

В таблице 4.4.2.7. представлено содержание радионуклидов в горячей и питьевой воде,

поступающей в систему водоснабжения г.Южноукраинска. Содержание трития в питьевой воде

значительно ниже допустимого уровня (3*107 Бк/м

3).

Содержание 137

Cs и 134

Cs в теплосети находятся в пределах минимально детектируемого уровня.

Таблица 4.4.2.7. Содержание радионуклидов системе тепло и водоснабжения

г. Южноукраинска, Бк/м3

Пункт контроля Год Суммарная

β-активн.

90Sr

137Cs

134Cs

3Н

Вода теплосети

(горячее

водоснабжение –

лаборатория ВД)

1986 453 3,7 21,09 13,69

1987 252 33,3 14,43 8,5

1988 351 37,0 44,4 31,45

1989 278 29,6 33,3 17,2

1990 155 18,3 15,91 2,22

1991 311 25,9 44,4 18,5

1992 370 7,4 14,8 7,4

1993 255 29,6 14,8 7,4

1994 237 29,6 11,1 3,7

1995 159 18,5 4,5 3,7

1996 108 33,3 3,7 3,7

1997 122 17,3 5,18 2,9 11,6Е+03

1998 229 18,5 8,51 5,18 11,9Е+03

1999 230 28,0 10,0 7,0 33,3Е+03

2000 230 18,0 9,0 6,0 84,7Е+03

2001 273 18,5 14,5 5,2 33,0Е+03

2002 419 20,5 16,0 3,2 40,0Е+03

2003 211 20,7 30,0 2,9 37,3Е+03

2004 181 17,5 15,0 4,6 28,6 Е+03

2005 258 21 17 4,5 30,0Е+03

2006 220 31,0 22 3,1 39,0Е+03

2007 320 13,5 3,7 5,0 30,6Е+03

2008 300 17 4,0 4,0 22,6Е+03

2009 340 27 10,2 4,8 26,5Е+03

Питьевая вода

(лаборатория ВД)

1984 7,4

1985

1986 383 18,87

1987 313

1988 204

1989 355 14,1Е+03

1990 278

1991 248

1992 244

1993 226

1994 303

1995 240

1996 111

1997 126 13,2Е+03

1998 218 10,0Е+03





стр.121

Пункт контроля Год Суммарная

β-активн.

90Sr

137Cs

134Cs

3Н

1999 240 9,2Е+03

2000 200 8,5Е+03

2001 485 9,8Е+03

2002 237 9,3Е+03

2003 205 18,6Е+03

2004 235 11,0 Е+03

2005 222 11,7Е+03

2006 240 14,3Е+03

2007 230 11,3Е+03

2008 234 18,3Е+03

2009 290 16,9Е+03




Sr и 137

Cs в сети водо- и телоснабжения за

время эксплуатации ЮУАЭС не превышали нормативных величин согласно

НРБУ-97.




Радио-

нуклид

Пункт





Бк/м3

ДР-2006,

Бк/м3 для

питевой

воды



по НРБУ-97,

Бк/м3

% от


значения по

НРБУ-97

137Cs

сеть

теплоснабже-

ния

1988,

1991 44,4 2000 1·10

5 0,044

90Sr

сеть

теплоснабже-

ния

1988 37 2000 1·104 0,37

3Н

сеть

водоснабже-

ния

2008 22,0 103 - 3·10

7 0,0073





стр.122

Контроль воды в скважинах радиационного контроля

Радиационный контроль за состоянием грунтовых вод на территории

промплощадки АЭС осуществлялся ежеквартально с помощью сети наблюдательных

скважин. Контроль грунтовых вод проводился методом скважинного отбора проб воды

и последующего лабораторного анализа. Из-за низкой удельной активности проб воды

ее анализ на содержание радионуклидов стронция и цезия включал предварительную

стадию ионообменного концентрирования.

Среднегодовые значения суммарной бета-активности и активности трития в воде

скважин приведены в таблицах 4.4.2.7.1-2, Суммарная бета-активность воды в

скважинах составляла 140…2390 Бк/м3. Такая активность характерна для подземных и

поверхностных вод региона. При гамма-спектрометрическом исследовании указанных

проб воды искусственные радионуклиды не обнаружены. Верхний предел значений

суммарной бета-активности в пробах обусловлен увеличением минерализации воды и,

как следствие, увеличение суммарной бета-активности, обусловленной естественным

радионуклидом 40

К.

Измерения активности трития (3Н) проводились на установке «Qvantulus» модели с

минимально-детектируемой активностью 3,3 Бк на пробу. Наблюдения за активностью

трития проводились с периодичностью 1 раз в квартал. Повышенные значения трития

наблюдались в скважинах в районе расположения спецкорпусов 1, 2 и брызгальных

бассейнов ответственных потребителей. Предполагаемой причиной роста содержания

трития в указанных скважинах является ремонт гидроизоляции на брызгальных

бассейнах системы тех. водоснабжения ответственных потребителей. Для установления

причины роста активности трития на ЮУАЭС ведутся дополнительные исследования.

Значения суммарной бета-активности и активности трития в воде скважин не

превышали значений регламентированных НРБУ-97 для питьевой воды.





стр.123

Таблица 4.4.2.7.1. Суммарная бета-активность воды (Бк/м3) скважин радиационного контроля промплощадки

Скважины радиационного контроля грунтовых вод I-ой очереди

№ Расположение Средняя бета-активность

1998г. 1999г. 2000г. 2001г. 2002г. 2003г. 2004г. 2005г. 2006г. 2007г. 2008г. 2009г. скважин

1 XCO 270 500 440 250 310 250 220 270 240 290 360 550

2 XCO 330 530 490 200 200 210 240 210 300 270 330 630

3 XCO 390 580 360 240 180 610 520 140 270 380 380 300

4 XCO 670 1400 330 320 220 230 170 160 240 310 320 450

5 XCO 440 580 310 290 220 220 260 220 290 320 350 330

6 XCO 400 580 350 470 220 220 160 230 210 290 390 290

7 XCO 850 650 390 610 190 230 330 260 230 330 290 410

8 XCO 400 1160 460 740 360 260 320 210 320 430 440 360

9 XCO 510 630 430 620 310 380 180 220 250 430 350 290

10 XCO 1100 730 390 440 430 260 390 370 610 560 580 470

11 XCO 960 1300 570 510 440 470 490 320 390 430 450 540

12 XCO 400 660 440 300 210 200 190 190 250 280 300 350

13 XCO 790 710 380 370 230 220 350 260 250 360 360 490

14 XCO 540 850 290 280 310 260 390 430 330 400 430 420

15 XCO 760 960 230 280 250 350 270 320 450 440 480 580

16 XCO 550 1030 710 600 650 560 550 480 490 530 550 590

17 XCO 310 570 200 280 250 180 170 190 250 300 320 430

18 ХВО, машзал 460 1520 240 540 600 540 220 540 490 520 590 590

20 Спецкорпус 1130 1290 580 670 520 290 360 380 510 640 610 620

21 Спецкорпус 570 1010 860 440 270 180 430 220 300 380 430 710

22 Спецкорпус 690 950 250 270 240 210 390 180 200 360 380 360

23 Спецкорпус 700 1040 250 470 710 600 350 520 530 560 670 400

24 Спецкорпус 990 660 170 290 320 210 210 230 250 330 380 420

25 Спецкорпус 1510 1260 590 830 550 610 430 540 660 630 620 550

26 Спецкорпус 900 1420 400 310 490 570 510 сухая сухая сухая сухая сухая

27 Спецкорпус 1260 650 350 350 330 480 300 300 360 440 420 490

28 Спецкорпус 670 1630 650 720 570 680 460 590 540 590 610 560





стр.124

Продолжение таблицы 4.4.2.7.1.


№ Расположение Средняя бета-активность

1998г. 1999г. 2000г. 2001г. 2002г. 2003г. 2004г. 2005г. 2006г. 2007г. 2008г. 2009г. скважин

29 Спецкорпус 910 930 210 280 сухая 440 480 сухая сухая сухая сухая сухая

30 Спецкорпус 430 190 260 460 680 770 780 970 850 780 880 770

31 Спецкорпус 1410 1360 940 650 600 290 400 380 470 520 510 530

32 Спецкорпус 460 2020 690 460 680 540 400 710 620 660 740 840

33 Спецкорпус 950 1100 320 330 350 200 380 270 320 340 460

34 Спецкорпус 1650 2000 570 770 440 470 220 270 400 480 610

35 Машзал 480 490 550

39 ХВО, машзал 790 1810 410 590 330 550 440 330 430 450 460 560

40 ХВО, машзал 1690 500 490 370 260 420 340 280 330 420 420 550

41 ХВО, машзал 2390 1750 730 720 540 430 410 360 470 530 640 630

45 ХВО, машзал 280 1200 380 450 650 680 580 480 0 620 540 630

47 ХВО, машзал 1390 560 200 180 170 260 280 200 220 240 280 380

48 ХВО, машзал 710 950 350 510 400 180 150 310 240 270 330 410

49 ХВО, машзал 830 520 210 470 300 370 270 320 340 420 390 500

50 ХВО, машзал 760 680 260 290 240 360 270 220 240 310 330 430

51 ХВО, машзал 750 1100 340 490 440 310 210 290 330 400 360 510

52 ХВО, машзал 390 780 310 390 240 250 180 170 210 220 240 390

53 ХВО, машзал 520 790 190 260 370 250 210 170 200 250 250 380

60 Спецкорпус 450 460 160 170 260 260 170 180 230 260 450 470

61 Спецкорпус 980 590 190 310 310 310 240 300 340 430 400 440

62 Спецкорпус 510 770 300 180 360 340 200 400 350 440 440 650

70б Брызг.бассейн 440 850 220 360 380 190 240 240 390 380 540 860

68б Брызг.бассейн 1530 1610 400 580 620 460 210 680 610 620 660 450

63б Брызг.бассейн 600 520 240 350 260 450 340 340 510 540 610 520

57б Брызг.бассейн 630 630 250 580 270 210 170 580 350 360 380 210

55б Брызг. бассейн 690 540 230 390 380 500 330





стр.125

Таблица 4.4.2.7.2. Активность трития (Бк/м3) в воде скважин радиационного контроля промплощадки


№ Расположение Концентрация

3Н

1999г. 2000г. 2001г. 2002г. 2003г. 2004г. 2005г. 2006г. 2007г. 2008г. 2009г. скважин

1 XCO 10000 18000 20000 38000 64000 44000 37000 52000 53000 34000 63000

2 XCO 20000 23000 29000 44000 63000 64000 45000 30000 33000 28000 47000

3 XCO 27000 25000 32000 38000 44000 58000 45000 38000 70000 76000 75000

4 XCO 9000 16000 14000 35000 31000 44000 34000 33000 32000 36000 41000

5 XCO 21000 31000 35000 33000 43000 39000 44000 28000 33000 28000 48000

6 XCO 33000 51000 46000 31000 60000 41000 53000 38000 46000 62000 85000

7 XCO 25000 32000 37000 33000 60000 51000 50000 44000 41000 60000 50000

8 XCO 37000 141000 76000 65000 685000 293000 154000 57000 55000 52000 91000

9 XCO 24000 99000 109000 89000 605000 133000 85000 35000 59000 70000 87000

10 XCO 31000 32000 25000 29000 46000 39000 26000 20000 17000 21000 29000

11 XCO 23000 26000 29000 29000 35000 60000 24000 11000 17000 33000 32000

12 XCO 15000 21000 21000 23000 30000 25000 27000 25000 20000 23000 37000

13 XCO 16000 24000 18000 34000 30000 41000 30000 41000 42000 27000 39000

14 XCO 13000 31000 27000 21000 30000 22000 34000 23000 31000 34000 38000

15 XCO 12000 19000 18000 24000 57000 49000 73000 79000 102000 68000 161000

16 XCO 60000 28000 21000 22000 26000 23000 31000 15000 25000 30000 29000

17 XCO 13000 19000 17000 32000 50000 39000 44000 42000 46000 56000 48000

18 ХВО,машзал 39000 23000 23000 40000 31000 30000 31000 29000 29000 28000 28000

20 Спецкорпус 5866000 1971000 1725000 1641000 1207000 1304000 1817000 1386000 1172000 1121000 2573000

21 Спецкорпус 8249000 1476000 1113000 1849000 1609000 1696000 1794000 1621000 1682000 1152000 1443000

22 Спецкорпус 682000 324000 227000 336000 544000 368000 1043000 710000 697000 546000 1289000

23 Спецкорпус 77000 223000 289000 417000 338000 225000 368000 426000 320000 346000 165000

24 Спецкорпус 505000 366000 325000 419000 332000 153000 375000 356000 308000 335000 406000

25 Спецкорпус 648000 745000 299000 353000 356000 468000 1109000 1852000 913000 1146000 955000

26 Спецкорпус 275000 281000 119000 62000 706000 13000 сухая сухая сухая сухая сухая

27 Спецкорпус 111000 89000 73000 64000 75000 42000 66000 74000 66000 67000 118000

28 Спецкорпус 5416000 1152000 2108000 2148000 752000 926000 1244000 1002000 812000 413000 1165000





стр.126

Продолжение таблицы 4.4.2.7.2.


№ Расположение Концентрация

3Н

1999г. 2000г. 2001г. 2002г. 2003г. 2004г. 2005г. 2006г. 2007г. 2008г. 2009г. скважин

29 Спецкорпус 2676000 1753000 520000 сухая 273000 54000 сухая сухая сухая сухая сухая

30 Спецкорпус 105000 71000 258000 377000 225000 120000 104000 87000 100000 108000 94000

31 Спецкорпус 91000 58000 404000 661000 685000 1508000 1519000 1123000 1162000 861000 645000

32 Спецкорпус 1594000 1594000 192000 267000 280000 266000 221000 204000 238000 248000 299000

33 Спецкорпус 68000 51000 243000 15000 100000 27000 20000 34000 47000 46000

34 Спецкорпус 139000 79000 59000 35000 34000 67000 40000 72000 50000 55000

35 Машзал 131000 85000 72000

39 ХВО, машзал 95000 73000 71000 75000 160000 91000 100000 123000 87000 79000 107000

40 ХВО, машзал 126000 59000 45000 32000 48000 72000 63000 67000 71000 60000 56000

41 ХВО, машзал 145000 201000 130000 72000 82000 122000 107000 114000 107000 88000 88000

45 ХВО, машзал 120000 92000 0 51000 83000 98000 71000 0 72000 79000 90000

47 ХВО, машзал 58000 36000 94000 129000 164000 243000 284000 275000 271000 241000 259000

48 ХВО, машзал 170000 89000 158000 151000 149000 145000 254000 164000 168000 145000 156000

49 ХВО, машзал 448000 388000 42000 320000 348000 382000 336000 362000 354000 272000 220000

50 ХВО, машзал 1157000 1073000 152000 648000 713000 675000 555000 531000 543000 392000 389000

51 ХВО, машзал 549000 509000 405000 336000 286000 239000 160000 162000 159000 106000 103000

52 ХВО, машзал 52000 38000 50000 59000 69000 58000 43000 43000 47000 59000 63000

53 ХВО, машзал 49000 34000 37000 39000 76000 65000 110000 67000 64000 36000 54000

60 Спецкорпус 21000 16000 20000 38000 40000 44000 32000 51000 49000 47000 31000

61 Спецкорпус 116000 97000 67000 74000 60000 38000 55000 59000 53000 43000 50000

62 Спецкорпус 697000 40000 79000 196000 381000 763000 483000 443000 375000 314000 307000

70б Брызг. бассейн 45000 39000 40000 62000 126000 167000 50000 35000 36000 54000 2561000

68б Брызг. бассейн 12000 27000 29000 45000 51000 83000 30000 29000 27000 32000 67000

63б Брызг. Бассейн 545000 117000 280000 58000 68000 54000 30000 33000 30000 80000 801000

57б Брызг. бассейн 2420000 1281000 1238000 79000 218000 190000 75000 84000 71000 90000 182000

55б Брызг. бассейн 166000 469000 3692000 1622000 1524000 2183000 8671000





стр.127

Контроль содержания радионуклидов в донных отложениях

Накопление радионуклидов в донных отложениях в значительной степени определяется

дисперсностью отложений и содержанием в них органических веществ. Рост концентраций в

донных отложениях объясняется аккумулятивными свойствами илов. В то же время, следует

отметить, что значения радионуклидов в донных отложениях реки Южный Буг и Ташлыкского

водохранилища корреспондируются с их «фоновыми» характеристиками (таблицы 4.4.1.6.и

4.4.1.8). В таблице 4.4.2.8., приведены средние значения содержания 90Sr и 137Cs в донных

отложениях и водорослях реки Южный Буг в сравнении с «нулевым фоном» (за период

1979-1980гг) и за период наблюдений 1983-2009 гг, в Бк/кг сырого веса.

Таблица 4.4.2.8. Средние значения содержания радионуклидов в донных отложения и

водорослях р.Южный Буг. Период наблюдений 1983…2009 г.г. Точка контроля Радионуклид Донные отложения

Бк/кг

Водоросли

Бк/кг Наблюдения 1979-1980гг («нулевой фон»)

с. Алексеевка - выше 90

Sr 2,09 7,93

по течению реки 137

Cs 2,97 2,41

с. Бугское - ниже по 90

Sr 2,38 4,63

течению реки 137

Cs 3,07 1,19

Среднии значения за период наблюдения 1983-2009гг

с. Алексеевка - выше 90

Sr 5,75 3,97

по течению реки 137

Cs 25,0 8,1

с. Бугское - ниже по 90

Sr 2,1 2,98

течению реки 137

Cs 14,5 4,60

В таблицах 4.4.2.9. приведены средние значения содержания 90

Sr и 137

Cs в

водорослях и донных отложениях и реки Южный Буг за период наблюдений 1984 - 2009

гг, в Бк/кг сырого веса.





стр.128

Таблица 4.4.2.9. Содержание радионуклидов в водорослях, Бк/кг Пункт

контроля Год

90Sr

137Cs Пункт контроля Год

90Sr

137Cs

Река Южный

Буг

1985 0,66 3-й биопруд

ОСХБК (сброс в

р.Арбузинка)

1985 0,59

1986 1986 0,95

1987 1987 6,29 340,4

1988 14,43 19,98 1988 3,55 307,47

1989 6,29 24,79 1989

1990 1,85 6,73 1990 0,37 17,54

1991 0,55 14,49 1991 1,71 56,24

1992 1992 1,74 20,39

1993 1,11 1,15 1993 0,56 22,94

1994 6,1 0,73 1994

1995 1995 1,49 6,66

1996 1996

1997 0,74 1997 0,69 8,88

1998 1,13 1998 0,19

1999 4,07 1999

2000 - - 2000

2001 - - 2001

2002 - 2002

2003 2,1 28,87 2003 33,29

2004 0,56 20,22 2004

2005 1,28 17,57 2005 1,26

2006 1,77 1,05 2006

2007 1,23 1,14 2007

2008 0,52 0,29 2008

2009 0,96 0,42 2009



ООО «ООО «ЭНЕРГОРИСК»

стр.129

Таблица 4.4.2.10. Содержание радионуклидов в донных отложениях района расположения ОП ЮУАЭС за 1983 - 2009гг., Бк/кг

Точка наблюдения

Радионуклид

90Sr

1984г

. 1985г

. 1986г

. 1987г

. 1988г

. 1989г

. 1990г

. 1991г

. 1992г

. 1993г

. 1994г

. 1995г

. 1996г

. 1997г

. 1998г

. 1999г

. 2000г

. 2001г

. 2002г

. 2003г

. 2004г

. 2005г

. 2006г

. 2007г

. 2008г

. 2009

г р. Южный Буг

(с. Алексеевка) 8,51 1,11 7,4 4,81 2,99 4,44 2,41 15,17 4,78 6,2 13,41 1,89 2,65 6,40

р. Южный Буг

(с.Бугское) 0,66 1,11 0,74 3,5 3,7 3,1 2,07 1,67 5,3 7,32 1,22 4,37 3,18


водохранилище:

-верховье

(Арбузинский мост) 6,29 1,63 0,09 6,29 11,1 7,03 11,47 5,55 5,55 2,78 5,6 7,4 4,5 3,9 7,5 0,89 8,14 6,70

- сброс термальных

вод 0,93 3,37 6,29 2,96 10,79 5,55 2,59 9,25 4,81 1,03 9,0 7,6 5,6 5 0,48 4,70 2,07

- у плотины 0,45 4,44 4,83 4,44 1,81 7,03 3,33 9,62 3,29 5,18 11,1 8,14 5,2 6,0 5,6 1,9 8,2 4,44 7,73 8,47




137Cs

1984г

. 1985г

. 1986г

. 1987г

. 1988г

. 1989г

. 1990г

. 1991г

. 1992г

. 1993г

. 1994г

. 1995г

. 1996г

. 1997г

. 1998г

. 1999г

. 2000г

. 2001г

. 2002г

. 2003г

. 2004г

. 2005г

. 2006г

. 2007г

. 2008г

. 2009г

. р. Южный Буг

(с. Алексеевка) 188,3 30,67 48,1

10,36 3,55 5,42 9,43 14,49 6,39 7,186 1,07 1,87 0,485


(с.Бугское) 37,0 34,8 8,03 25,9 3,7

24,79 12,86 17,82 9,426 10,83 3,04 2,21 0,95



-верховье

(Арбузинский мост) 77,7 40,33 11,69 4,44 33,3 37,74

2,22 3,56 11,3 12,25 4,91 7,29 7,15 11,88 11,02 4,139 1,90 4,26


вод 7,77 12,65 25,05 28,86 13,32

13,69 9,36 16,3 1,12 1,06 11,80 11,76 6,116 7,815 9,249 3,138 2,78

- у плотины 2,89 8,88 25,16 1,11 11,03 37,74 38,11 14,06 8,14 13,32 18,1 7,73 9,97 24,33 6,52 7,39 16,75 15,99 4,49 0,23




стр.130




134Cs

1987г. 1988г. 1989г. 1990г. 1991г. 1992г. 1993г. 1994г. 1995г. 1996г. 1997г. 1998г. 1999г. 2000г. 2001г. 2002г. 2003г. 2004г. 2005г. 2006г. 2007г. 2008г. 2009г.


(с. Алексеевка) 3,74 7,77 0,74 0,15 0,85 0,36 0,185 0,27 0,47 0,169 0,075 0,15 0,415


(с.Бугское) 2,78 5,92 0,37 0,74 0,183 0,16 0,369 0,295 0,05 0,17 0,265



-верховье

(Арбузинский мост) 69,56 7,4 3,89 1,29 2,96 3,33 2,22 0,74 1,21 0,65 2,07 2,32 1,63 2,57 0,355 2,648 0,305 0,75 0,66

- сброс термальных вод Н.о. 3,29 2,89 2,59 0,74 0,89 0,39 1,48 0,56 3,33 1,71 2,12 0,62 0,273 0,265 0,282 0,20 0,43

- у плотины 2,18 1,96 4,59 2,96 0,74 0,37 0,48 14,3 0,56 1,60 0,42 2,78 0,348 0,89 0,327 0,306 0,22 0,465




Co



(с. Алексеевка)

0,22 0,15 0,7 0,39 0,195 0,26 0,41 0,149 0,09 0,23 0,43


(с.Бугское)

0,15 0,79 0,197 0,14 0,363 0,165 0,065 0,225 0,27



-верховье

(Арбузинский мост) 2,81 1,48 3,33

2,78 0,56 1,85 0,94 0,43 0,26 0,879 0,338 0,334 0,319 0,3 0,185 0,57


вод 3,63 3,37 7,4 1,48

2,18 0,39 3,33 0,91 3,73 1,87 3,48 3,75 0,53 2,769 0,377 0,31 0,425

- у плотины 2,59 1,11 0,71 0,52 2,59 0,59 3,33 0,501 4,99 1,89 2,32 1,879 0,345 0,503 0,86




стр.131




Mn



(с. Алексеевка) 0,93

0,19 0,15 0,52 0,36 0,185 0,26 0,36 0,07 0,128 0,22 0,43


(с.Бугское)

0,07 0,76 0,189 0,14 0,372 0,165 0,165 0,23 0,205



-верховье

(Арбузинский мост) 5,18 1,11

0,37 0,19 0,93 0,59 0,37 0,19 0,18 0,322 0,303 0,418 0,292 0,145 0,265


вод 0,29 1,85 1,11

0,22 0,32 1,67 0,49 0,245 0,205 0,33 0,419 0,397 0,315 0,289 0,215 0,30

- у плотины 0,74 0,41 0,65 4,26 0,45 1,54 0,44 0,37 0,299 0,299 0,315 0,293 0,249 0,29






стр.132

Контроль содержания радионуклидов в почве и растительности

Данные о содержании радионуклидов в пробах почвы и растительности в зоне

наблюдения АЭС представлены в таблицах 4.4.2.11. и 4.4.2.12. Отбор почвы в пунктах

постоянного наблюдения проводился одновременно с отбором проб травянистой

растительности. Содержание радионуклидов в почве и растительности определялось, в

основном, радионуклидами глобального происхождения: 90

Sr и 137

Cs, низкий уровень

выбросов ниже МДА измерений, не позволяет зачастую выявить радионуклиды

станционного происхождения. Содержание 90

Sr равномерно во всех зонах по

удаленности от АЭС, что подтверждает очень низкий уровень выброса 90

Sr в

окружающую среду объектами АЭС. Вклад связанный с эксплуатацией объектов АЭС, в

радиоактивное загрязнение почвы и растительности значительно ниже значений

регламентированных НРБУ-97.

Таблица 4.4.2.11. Удельная активность радионуклидов в пробах почвы и

растительности в зоне наблюдения ЮУАЭС в 1999-2008 гг.

Место отбора Почва, кБк/м2 Растительность, Бк/кг

137

Cs 90

Sr 40

K 137

Cs 90

Sr 40

K

с. Панкратово 0,3 27,1 24 530

г.Южноукраинск 0,48 0,12 28,6 19 3,2 680

с.Константиновка 0,36 30,8 32 380

с.Агрономия 0,32 0,38 26,1 10 5,5 690

с.Бугское 0,30 26,9 31 990

с.Богдановка 0,46 0,28 30,7 13 3,7 420

с.Виноградный Сад 0,35 27,1 35 780






стр.133

Таблица 4.4.2.12. Содержание радионуклидов в почве и растительности района расположения ОП ЮУАЭС за 1983 - 2009гг.,

Бк/кг

Радиус,

пункт


Почва 90

Sr

1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

0-й радиус 7,44 5,77 4,66 8,88 2,99 12,21 4,81 5,55 14,43 13,69 13,8 9,2 13,80 10,03 5,15 3,40 9,04 16,30 6,07 3,70

1-й радиус 4,19 5,33 17,87 12,21 5,99 3,26 10,55 4,07 7,77 12,95 5,18 9,1 8,3 7,10 5,80 13,10 6,79 6,66 5,85 9,62 5,07

2-й радиус 7,63 208 3,85 4,99 21,42 19,98 9,44 3,7 7,77 14,43 4,44 6,29 5,92 11,3 6,8 6,60 6,14 4,30 13,43 11,66 9,36 13,8 9,75

3-й радиус 3,69 22,77 1,11 10,21 7,55 4,66 4,81 9,25 8,14 6,66 14,06 23,68 5,7 5,1 8,70 10,40 6,29 7,44 15,96 3,92 9,44 13,0

4-й радиус 4,13 9,21 11,66 18,87 3,89 3,63 12,95 11,1 7,77 8,51 19,98 11,9 5,8 5,70 8,03 7,90 5,48 13,91 8,20 11,14 8,0

с. Рябоконево 0,88 10,23 1,11 5,22 15,54 8,44 3,48 9,25 4,07 2,41 4,81 5,92 12,7 6,0 10,60 8,50 10,14 8,03 12,80 11,20 7,44 11,0

Радиус,

пункт


Почва 137

Cs

1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

0-й радиус 87,69 49,56 19,32 34,15 6,89 17,12 14,62 139,2 40,41 1,68 8,85 8,01 14,85 9,43 10,88 2,21 2,23 9,37 3,4 3,98

1-й радиус 35,3 37,19 151,8 43,73 31,98 21,46 3,7 14,01 14,69 57,65 41,07 18,84 22,03 24,01 10,96 9,10 9,78 15,85 14,46 28,17 3,03 5,41

2-й радиус 9,99 27,47 15,35 78,9 126,0 132,6 60,94 27,75 18,23 16,72 41,79 42,88 24,12 21,63 23,95 19,13 16,42 11,54 21,93 8,44 15,95 4,08 10,15

3-й радиус 39,74 12,09 33,3 47,73 98,82 50,29 59,55 29,6 20,22 30,45 16,47 37,67 33,86 20,44 15,02 12,45 12,13 12,52 14,76 8,12 18,37 4,41 9,20

4-й радиус 122,1 78,29 100,2 75,18 14,8 51,25 61,86 85,35 17,76 12,08 17,94 16,09 10,67 12,85 19,82 19,99 9,31 17,74 5,67 10,09

с. Рябоконево 41,96 106,3 40,52 4,63 6,66 37,37 18,13 5,51 13,21 15,91 29,51 5,43 15,58 18,17 4,31 0,87 12,87 26,71 6,77 6,58




стр.134

Продолжение таблицы 4.4.2.12..

Радиус, пункт



90Sr

1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

0-й радиус 0,63 1,41 0,44 0,59 5,98 0,76 1,37 0,37 0,26 0,41 0,39 0,34 0,44 0,52 0,67 0,32 1,44 0,30 0,67 0,11

1-й радиус 0,81 0,35 0,31 0,81 0,24 0,32 0,67 0,44 0,23 2,22 0,74 0,48 0,48 0,69 0,74 0,25 2,2 0,81 0,27 0,49 0,43 0,21 0,28 0,41 0,21

2-й радиус 1,62 0,35 116 0,78 0,31 0,11 0,44 0,71 7,03 0,59 1,44 0,48 0,22 1,11 0,48 0,96 0,78 0,59 0,64 0,80 1,10 0,48 0,30 0,49

3-й радиус 0,21 40,7 0,44 0,41 0,51 0,33 0,52 5,18 0,96 0,33 0,27 0,26 0,29 0,83 3,5 0,48 0,85 0,45 0,34 0,71 0,26 0,48 0,30

4-й радиус 0,29 55,5 0,56 0,28 0,89 0,13 1,11 11,1 0,89 2,37 0,48 0,48 0,49 0,59 0,49 1,11 0,59 0,79 0,73 0,84 0,70 0,47 0,67

с. Рябоконево 0,22 178 3,52 0,44 0,59 2,03 1,64 16,28 1,29 0,22 0,67 0,54 0,22 0,21 1,6 0,89 0,44 1,11 0,62 1,11 0,78 0,89 0,41

Радиус, пункт



137Cs

1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009

0-й радиус 6,33 0,54 3,25 2,57 4,81 1,92 3,52 1,04 1,59 61,29 0,77 0,41 1,59 6,53 34,40 3,14 0,31 0,46 0,32 0,29

1-й радиус 0,42 2,66 1,41 1,99 1,82 3,49 н.о. 7,77 1,15 3,44 1,22 1,89 1,61 1,23 0,65 2,18 11,87 31,06 3,64 0,36 0,41 0,39 0,45

2-й радиус 1,11 2,18 2,22 1,63 3,63 2,65 6,66 6,32 1,51 2,29 1,18 0,59 1,43 1,04 0,44 1,75 23,50 23,60 3,18 0,32 0,50 0,29 0,47

3-й радиус 0,93 0,74 3,22 1,33 3,31 1,28 6,29 3,85 2,26 1,19 1,15 1,31 7,15 5,15 1,77 23,74 26,80 3,54 0,23 0,41 0,33 0,57

4-й радиус 0,37 1,07 2,11 1,99 3,82 н.о 1,29 2,29 2,11 1,33 1,68 0,93 1,53 0,41 1,87 21,20 24,73 3,06 0,30 0,87 0,82 0,34

с. Рябоконево 24,8 1,78 2,92 2,52 0,89 1,29 0,99 1,74 1,21 9,89 97,68 0,67 0,38 2,05 21,35 28,02 4,25 0,52 0,42 0,38 0,39






стр.135

Контроль содержания радионуклидов в сельскохозяйственной продукции

Содержание радионуклидов исследовалось в пробах молока, мяса, зерновых культур и

овощах, отобранных на фермах и населенных пунктах, расположенных в зоне

наблюдения ЮУАЭС (таблица 4.4.2.13.). Во всех видах продукции были

зарегистрированы естественные и искусственные долгоживущие радионуклиды: 40

K,

137Cs,

90Sr. Суммарная активность сельскохозяйственных продуктов определяется, в

основном, естественным 40

K. Содержание искусственных долгоживущих нуклидов 137

Cs

и 90

Sr не превышает 1% от суммарной активности. Наибольшее накопление

искусственных радионуклидов происходит в молоке, а среди овощей-корнеплодов – в

моркови и свекле.

Таблица 4.4.2.13. Удельная активность радионуклидов в сельхозпродуктах за время

наблюдения.

Место отбора Продукт Радионуклид Активность

с.Агрономия свекла 137

Cs 1,6 Бк/кг

с.Агрономия помидоры 40

K 175 Бк/кг


K 264 Бк/кг

с.Агрономия морковь 40

K 327 Бк/кг

с.Агрономия помидоры 90

Sr 0,056 Бк/кг


Sr 0,059 Бк/кг

с.Агрономия морковь 90

Sr 0,037 Бк/кг

с.Агрономия капуста 137

Cs 0,1 Бк/кг

с.Агрономия лук 137

Cs 0,052 Бк/кг

с.Агрономия капуста 90

Sr 0,078 Бк/кг

с.Агрономия лук 90

Sr 0,096 Бк/кг

с.Константиновка молоко 137

Cs 1,4 Бк/л


K 242 Бк/л


Sr 0,122 Бк/л

пгт.Арбузинка зерно 137

Cs 0,63 Бк/кг


K 193 Бк/кг


Sr 0,074 Бк/кг

г.Южноукраинск мясо 137

Cs 0,7 Бк/кг

г.Южноукраинск мясо 90

Sr 0,015 Бк/кг






стр.136

4.4.4.3. Информирование общественности

На ОП ЮУАЭС информирование общественности осуществляет структурное

подразделение ОРО и СМИ, оно включает в себя редакции телевидения, газеты

«Энергетик», местного радиовещания и группу связей со СМИ и общественностью.

В своей работе персонал ОРО и СМИ руководствуется:

Законом Украины «Об информации», 2 октября 1992 г;

Законом Украины «Об информационных агентствах», 26 февраля 1995 г.;

Законом Украины «Об использовании ядерной энергии и радиационной

безопасности», 8 февраля 1995 г.;

Законом Украины «Об обращении с радиоактивными отходами», 30 июня

1995 г..

К основным задачам ОРО и СМИ относится:

информирование c помощью ведомственных, отраслевых, районных,

областных средств массовой информации работников ОП ЮУАЭС, населения

Николаевской области и г. Николаева, органов государственного управления и

общественных организаций о состоянии атомной энергетики Украины, о результатах

работы ОП ЮУАЭС;

ведение разъяснительной работы по вопросам развития ядерной энергетики

в Украине путем организации еженедельных выпусков газеты «Энергетик», программ

телевидения и радиовещания.

проведение информационно - разъяснительной работы с населением,

средствами массовой информации, общественностью в части радиационной

безопасности и экологической чистоты объектов ядерной энергетики.

Для осуществления поставленных задач ОРО и СМИ выполняет следующие

функции:

разрабатывает ежеквартальные и годовые планы мероприятий по

формированию объективного общественного мнения об ядерной энергетике, работе

атомных станций Украины, ОП ЮУАЭС;

разрабатывает годовую смету затрат по статье «Информационная

поддержка деятельности ОП ЮУАЭС и связь с общественностью», обеспечивающую

финансирование при выполнении основных задач ОРО и СМИ.

организует и проводит «Круглые столы» и пресс-конференции для СМИ,

экологических организаций, депутатов, представителей районных и областных

госадминистраций и т.п.;

организует и проводит экскурсии в Информационно-культурном центре

«Импульс», в ОП ЮУАЭС и объектах гидрокомплекса для различных групп населения,

государственных и общественных организаций, учебных заведений;

обеспечивает персонал ОП ЮУАЭС, СМИ, жителей г. Южноукраинска,

районов 30-ти километровой зоны, г. Николаева и области информационными

материалами о работе ОП ЮУАЭС посредством:

а) подготовки и рассылки в СМИ, государственные и общественные организации

ежемесячных, еженедельных, а также оперативных (при возникновении

внештатных ситуаций) информационных сообщений о работе ОП ЮУАЭС;

б) подготовки к выпуску, тиражирования и рассылки ежемесячного

информационного бюллетеня «Пресс-факт»;




стр.137

в) оформления информационного стенда на территории ОП ЮУАЭС и

наглядной информации в помещениях Информационно – культурного центра

«Импульс»;

организует взаимодействие со СМИ с целью публикации позитивных

информационных материалов о результатах работы ОП ЮУАЭС, о состоянии ядерной

энергетики Украины и мира, преимуществах этого вида энергетики.

Ниже представлена схема передачи информации для общественности в

условиях нормальной эксплуатации

Потребители информации

Печатные СМИ 41

Органы самоуправления 58

Электронные СМИ 15

Информационные агенства 6

Службы МЧС 3

Другие 52

Всего 175




стр.138

Ниже представлена схема передачи информации для общественности в условиях

радиационно-ядерной аварии

Более подробная информация о том как происходит информирование

общественности в условиях радиационно-ядерной аварии описано в ФБ-13 «Аварийная

готовность и планирование».




стр.139

4.4.5. Выводы

Анализ результатов многолетних наблюдений за радиационной обстановкой в районе

расположения Южно-Украинской атомной станции свидетельствует о следующем:

Принятые при проектировании меры по ограничению мощности выбросов в

атмосферу и строгий контроль их при работе АЭС, а также эксплуатация специальных

очистных устройств (СВО и СГО) в проектном режиме, обеспечивают соблюдение

требований санитарных правил эксплуатации станции. За время работы ЮУАЭС в

нормальном эксплуатационном режиме случаев превышения мощности выбросов в

атмосферу над допустимыми уровнями не выявлено, а если проанализировать

последние десять лет то не было превышений и административно-технологических

уровней (за основу приняты значения А-ТУ действующие по состоянию на 04.2010 г)..

Содержание радионуклидов в водных объектах района расположения АЭС ниже

значений, регламентированных НРБУ-97 и установленных уровней допустимых сбросов

для атомных станций, что подтверждается исследованиями сбросов в водохранилище-

охладитель объектами АЭС и сбросов (продувочные воды) в реку Южный Буг.

Природоохранное законодательство Украины соблюдается, негативное влияния

продувочных вод АЭС на реку Южный Буг не обнаружено.

Максимальное значение показателя характеризующего выбросы радионуклидов в

атмосферу Крпа,% за период с 1999 г по 2009 г. составило:

по такому параметру как ИРГ в 2001 г. Крпа-ИРГ= 1,07%

(среднесуточный выброс ИРГ=469,9 ГБк/сут, при (А-ТУ ИРГ 1-й очереди)=800 ГБк/сут,

а допустимый уровень выброса для ЮУАЭС (ПВ ИРГ ЮУАЭС)=44 000 ГБк/сут);

для ДЖН в 2001 г. Крпа-ДЖН= 0,13% (среднесуточный выброс

ДЖН=1015,65 кБк/сут, при (А-ТУ ДЖН 1-й очереди)=1500 кБк/сут, а допустимый

уровень выброса для ЮУАЭС (ПВ ДЖН ЮУАЭС)=780 000 кБк/сут);

для131

I в 2000 г. Крпа-131

I= 0,22% (среднесуточный выброс 131

I=8732,37

кБк/сут, при (А-ТУ 131

I 1-й очереди)=10000 кБк/сут, а допустимый уровень выброса для

ЮУАЭС (ПВ I131

ЮУАЭС)=3 800 000 кБк/сут).

Максимальное значение показателя характеризующего сбросы радионуклидов в

водные объекты Крпв,% за период с 1999 г по 2009 г. составило:

по такому параметру как 137

Cs в 2001 г. Крпв-137

Cs=1,25% (годовой сброс 137

Cs=150,8 МБк/год, при (А-ТУ 137

Cs действующим с 2007 г. )=152 МБк/год, а

допустимый уровень сброса для ЮУАЭС (ПСi 137

Cs=12 ГБк/год);

для H3 в 2004 г. Крпв-3H= 6,21% (среднесуточный выброс

3H=6882

ГБк/год, при (А-ТУ 3H действующим с 2007г.) = 6400 ГБк/год, (А-ТУ

3H действующим в

2004-2006 г.) = 12000 кБк/сут), а допустимый уровень сброса для ЮУАЭС действующий

с 2007 г. (ПСi 3H=120 000 ГБк/год);

Следовательно можно сделать вывод, что за последние 10 лет ( 1999-2009гг.)

не было зафиксировано превышение значений не только допустимых уровней, но и

административно-технологических и контрольных уровней выбросов и сбросов Значение среднегодовой мощности дозы в зоне наблюдения не превышают

значений мощности дозы, измеренных до пуска первого блока ЮУАЭС и находятся на

уровне «фоновых» значений в пределах от 7 до 19 мкР/час, замеренных до пуска




стр.140

ЮУАЭС, и значительно ниже допустимых значений по НРБУ-97. Среднее значение

мощности дозы гамма-излучения за 27 лет эксплуатации ЮУАЭС по зоне наблюдения

составляет от 12,5 до 15,0 мкР/час

Мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в пределах зоны наблюдения

ЮУАЭС в течение периода эксплуатации (за исключением периода аварии на

Чернобыльской АЭС) находилась на уровне «фоновых» значений, характерных для

данной местности.

Интегральные дозы в контрольных точках на промплощадке АЭС, в санитарно-защитной

зоне и зоне наблюдения не превышали среднестатистических значений для данного региона.

Поскольку выбросы радионуклидов станционного происхождения зачастую

находятся ниже МДА измерений то система РК не всегда способна выявить влияние

ЮУАЭС на ОС, поэтому радиоактивные выпадения из атмосферного воздуха в

контролируемых пунктах района расположения АЭС обусловлены в основном

глобальными выпадениями и незначительными выбросами ЮУАЭС, за исключением

данных, измеренных в 1986 году и имеющих непосредственное отношение к событиям

на Чернобыльской АЭС,

В период с января по 26 апреля 1986г значения мощности дозы в районе

расположения ЮУАЭС находились в пределах от 11 до 17 мкР/час; в период май-июнь

значения мощности дозы по зоне наблюдения достигали величин от 46 до 82 мкР/час; в

период июль-октябрь мощность дозы снизилась до 22-27 мкР/час и только в ноябре-

декабре установилась до значений 12-17 мкР/час.

На фоне глобальных выпадений вклад ЮУАЭС в загрязнение водных объектов,

почвенного и растительного покрова долгоживущими радионуклидами не выявлен.

Содержание радионуклидов в почве, воде естественных источников и скважин

радиационного контроля, растительного покрова находилось на уровне «нулевого фона»

рассматриваемой территории.

Данные о содержании радионуклидов в пробах воздуха, атмосферных выпадений,

водных объектах, почвы и растительности в зоне наблюдения АЭС представлены в

таблицах выше также позволяют сделать вывод о том, что концентрации радионуклидов 90

Sr, 137

Cs, 134

C, 60

Co, 54

Mn находятся на уровне значений измеренных до пуска АЭС в

эксплуатацию.

Таким образом, можно констатировать, что радиационное воздействие ЮУАЭС в

течение периода ее эксплуатации не оказало заметного влияния на состояние

окружающей среды региона.




стр.141

5. ОПРЕДЕЛЕНИЕ И РАНЖИРОВАНИЕ ПРОБЛЕМНЫХ ВОПРОСОВ

В ходе выполненной периодической переоценки безопасности по ФБ-14

«Радиационное воздействие на окружающую среду» было подтверждено, что

радиационное воздействие ЮУАЭС в течение периода ее эксплуатации находится на

низком уровне, зачастую выбросы радионуклидов станционного происхождения

находятся ниже МДА измерений так, что ситема РК не всегда способна выявить влияние

ЮУАЭС на состояние окружающей среды региона.

Содержание радионуклидов в СЗЗ и ЗН после 27 лет эксплуатации ЮУАЭС

находится на уровне «нулевого фона» рассматриваемой территории.

Зарегистрированные в 1986 году отклонения связаны с аварией на ЧАЭС.

Однако следует отметить следующие проблемные вопросы:

№ Критерий оценки безопасности по

данному фактору Выявленные отклонения

Значимость

отклонения на

безопасность

1

На ЮУАЭС действует

эффективная система

контроля радиационного

влияния АЭС на


ОП ЮУАЭС ведет работу по

выполнению требований НП

306.2.141-2008 «Общие положения

безопасности атомных станций» по

внедрению автоматизированной

системы контроля радиационной

обстановки (АСКРО). На данный

момент АСКРО находится в стадии

опытной эксплуатации.

Не оказывает

существенного

влияния

2

Фактическое воздействие

АЭС на окружающую среду

не превышает установленные

пределы и отсутствуют

предпосылки для

превышения пределов в

период сверхпроектной


В настояний момент на ОП ЮУАЭС

и на энергоблоке №1 в частности не

осуществляется контроль за

выбросами трития 3H из

вентиляционных труб в атмосферу.

Не оказывает

существенного

влияния




стр.142

6. МЕРОПРИЯТИЯ ПО КОРРЕКТИРОВКЕ ФАКТОРА

1. Проблема контроля трития в выбросах из вентиляционных труб в атмосферу

носит общеотраслевой характер и решается в рамках ГП НАЭК «Энергоатом».

Внедрение системы контроля трития в выбросах выполняется в соответствии с планом-

графиком «Программы реконструкции систем радиационного контроля АЭС Украины»

№ПМ-Д.0.08.428-10, согласованной ГКЯРУ (исх. №15-13/1928 от 31.03.2010г.). Ввод

системы в эксплуатацию запланирован на 2014г.

По концепции реализации данного мероприятия в начале система внедряется на

ЗАЭС, а затем распространяется на остальные АЭС Украины.

2. Внедрение системы АСКРО также является мероприятием «Программы

реконструкции систем радиационного контроля АЭС Украины» №ПМ-Д.0.08.428-10,

согласованной ГКЯРУ (исх. №15-13/1928 от 31.03.2010г.) и выполняется в соответствии

с планом-графиком, согласно которому ввод системы в эксплуатацию запланирован на

2012г.

7. ОЦЕНКА РАЗВИТИЯ СИТУАЦИИ К СЛЕДУЮЩЕЙ ППБ

Заложенная и реализованная в проектах В-302, В-338 и В-320 концепция глубоко

эшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути

распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду и

системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их

эффективности, с целью защиты персонала, населения и окружающей среды. (Система

физических барьеров блока АС включает топливную матрицу, оболочку ТВЭЛа, границу

контура теплоносителя реактора, герметичное ограждение реакторной установки и

биологическую защиту), а также статистика наблюдений за радиационной обстановкой на

промплощадке, в санитарно-защитной зоне и в зоне наблюдения ОП ЮУАЭС осуществляемая с

помощью системы радиационного контроля, на протяжении 27 лет эксплуатации станции,

позволяет предполагать, что радиационная обстановка вокруг ОП ЮУАЭС и в дальнейшем

будет находиться в том же состоянии, что и до пуска энергоблока №1 в работу, нет предпосылок

для ухудшения радиационного состояния окружающей среды вокруг ОП ЮУАЭС.

Стоит также отметить, что введение в промышленную эксплуатацию АСКРО, и системы

контроля за выбросами 3Н, обеспечит более оперативный (непрерывный, автоматизированный)

контроль за малейшими отклонениями радиационных параметров зоне наблюдения и

помплощадки при работе ОП ЮУАЭС и энергоблока №1 в частности.




стр.143

8. ЗАКЛЮЧЕНИЕ

На ОП ЮУАЭС реализована и исправно функционирует эффективная система

радиационного контроля. Данная система позволяет осуществлять не только контроль за

параметрами окружающей среды, но и контроль за технологическим процессом и

распространением радиационного загрязнения. Поскольку основным источником

радиационного загрязнения является топливо, то технологический радиационный

контроль позволяет своевременно отследить повреждение физических барьеров как

матрица и топливная оболочка, и своевременно предотвратить дальнейшее

распространение радиоактивных элементов. Таким образом предотвращается

распространение радиационного загрязнения за пределы контура теплоносителя, а

поступившие в теплоноситель радионуклиды выводятся из контура на установках СВО.

Результаты измерений выбросов и сбросов за годы эксплуатации показывают, что

фактические уровни сбросов и выбросов после очистных установок на два порядка ниже

предельных значений выбросов и сбросов регламентированных для ОП ЮУАЭС в [5],

[6] согласно НРБУ-97. Благодаря чему радиационная обстановка вокруг ОП ЮУАЭС

находится на том же уровне, что и до пуска энергоблоков в эксплуатацию. Это

подтверждает сравнительный анализ результатов исследований воздушной среды,

водных объектов, почвы, растительности и т.д. за годы эксплуатации ОП ЮУАЭС с

результатами исследований проведенных до строительства ОП ЮУАЭС см. [1].

Накопленный персоналом опыт эксплуатации энергоблока с реакторной

установкой В-302, отлаженный технологический процесс, а также стабильность и

высокое качество поставляемых на ОП ЮУАЭС топливных сборок на протяжении

десятилетий, позволяет утверждать, что нет предпосылок для увеличения фактических

значений выбросов и сбросов в дальнейшем.

ОП ЮУАЭС поводит планомерную деятельность по снижению радиационного

влияния на окружающую среду, в частности:

- действует программа ALARA, реализация мероприятий которой, способствует

снижению коллективных и индивидуальных доз персонала ОП ЮУАЭС и подрядных

организаций, стабилизации и снижению темпов накопления РАО, отсутствию случаев

превышения контрольных уровней и основных дозовых пределов и радиационных

аварий;

- действует «Программа минимизации радиоактивных отходов в ОП «Южно-

Украинская АЭС» ПМ.0.0006.0003»;

- к 2012г. намечено введение системы АСКРО в промышленную эксплуатацию, что

позволит контролировать радиационные параметры окружающей среды в

автоматическом режиме.




стр.144

9. ПЕРЕЧЕНЬ ССЫЛОК

[1]. Радиационная обстановка вокруг Южно-Украинской АЭС в предпусковой период

(снятие нулевого фона). Отчѐт ИЯИ АН УССР, ИБФ МЗ СССР, Николаевская ОблСЭС,

Киев, 1980.

[2]. Радиационная безопасность и защита АЭС. Выпуск 7, под редакцией проф. Ю.А.

Егорова; М., Энергоиздат, 1982. [3]. Бадяев В.В., Егоров Ю.А., Казаков С.В. Охрана окружающей среды при эксплуатации

АЭС. М., Энергоатомиздат, 1990.

[4]. Чернобыльская катастрофа. Монография. Национальной Академии Наук Украины;

Министерства Украины по защите населения от последствий аварии на ЧАЭС; МОЗ

Украины; Украинского отделения Всемирной лаборатории. Киев, Наукова Думка, 1995.

[5]. ―Допустимый газо-аэрозольный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду

ОП ЮУАЭС (радиационно-гигиенический регламент первой группы) РГ.0.0026.0157‖

[6]. ―Допустимый водный сброс радиоактивных веществ в окружающую среду ОП

ЮУАЭС (радиационно-гигиенический регламент первой группы) РГ.0.0026.0158‖

[7]. НРБУ-97. Нормы радиационной безопасности Украины. (ДНАОП 0.03-3.24-97)

[8]. НП 306.2.141-2008. Общие положения безопасности атомных станций, ГКЯРУ, 2007г.

[9]. СОУ-Н ЯЕК 1.004:2007. Требования к структуре и содержанию отчета по

периодической переоценке безопасности действующих энергоблоков АЭС»,

Министерство топлива и энергетики Украины, 2007г.

[10]. НП 306.2.099-2004. Общие требования к продлению эксплуатации энергоблоков АЭС в

сверхпроектный срок по результатам выполнения периодической переоценке

безопасности, ГКЯРУ, 2007г.

[11]. NS-G-2-10. Документ МАГАТЭ ««Периодическая проверка безопасности атомных

электростанций».

hauuohajibuah atomhah aueprorenepupyiomas komnahhh … · mmhmctepctbo 3hepretiikii ii yrojihhoi1...

Documents