Головна
Банківська справа  |  БЖД  |  Біографії  |  Біологія  |  Біохімія  |  Ботаніка та с/г  |  Будівництво  |  Військова кафедра  |  Географія  |  Геологія  |  Екологія  |  Економіка  |  Етика  |  Журналістика  |  Історія техніки  |  Історія  |  Комунікації  |  Кулінарія  |  Культурологія  |  Література  |  Маркетинг  |  Математика  |  Медицина  |  Менеджмент  |  Мистецтво  |  Моделювання  |  Музика  |  Наука і техніка  |  Педагогіка  |  Підприємництво  |  Політекономія  |  Промисловість  |  Психологія, педагогіка  |  Психологія  |  Радіоелектроніка  |  Реклама  |  Релігія  |  Різне  |  Сексологія  |  Соціологія  |  Спорт  |  Технологія  |  Транспорт  |  Фізика  |  Філософія  |  Фінанси  |  Фінансові науки  |  Хімія

Газоаерозольні викиди АЕС - Екологія

Севастопольський національний університет ядерної енергії та промисловості

Контрольна робота №3

З дисципліни: Дозиметрія і радіаційна безпека на атомних електричних станціях

На тему: газоаерозольних викиди АЕС

Севастополь 2006

Введення

Як будь-яке інше промислове підприємство, атомна електростанція взаємодіє з навколишнім середовищем. В процесі своєї діяльності підприємство, споживаючи певні природні ресурси, виробляє корисну для людини продукцію. Як правило, при цьому, в процесі виробництва, утворюються якісь непотрібні, або шкідливі відходи. Співвідношення між тим корисним ефектом, який виробляє підприємство, і тією шкодою, яку воно завдає людині та навколишньому природному середовищу, і повинно бути вирішальним аргументом впровадження технічного нововведення в життя. Схема взаємодії АЕС з навколишнім середовищем наведена на рис. 1. Як видно з малюнка, АЕС є джерелом надходження в зовнішнє середовище: радіоактивних речовин у вигляді газоаерозольних викидів, рідких скидів і твердих відходів, джерелом теплових скидів, а також електромагнітного випромінювання.

Рис. 1. Схема екологічної взаємодії атомної електростанції з навколишнім природним середовищем.

Газоаерозольні викиди АЕС

При нормальній експлуатації АЕС накопичені в реакторі радіоактивні речовини практично не можуть потрапити в навколишнє середовище завдяки ряду захисних бар'єрів на шляху їх можливого виходу (див. Рис. 2). Радіоактивні відходи (РАВ) - невживані рідкі та тверді речовини або предмети, що утворюються в результаті діяльності установи, загальна активність, питома активність та радіоактивне забруднення поверхонь яких перевищує рівні, встановлені діючими нормативними документами. Будь-яка діяльність у сфері поводження з радіоактивними відходами на Україні регулюється Законом України «Про поводження з радіоактивними відходами». Найбільш значну роль у формуванні радіаційної обстановки в районі розміщення АЕС грають інертні радіоактивні гази (ІРГ) та ізотопи йоду.

Рис. 2. Схема захисних бар'єрів на АЕС та шляхи надходження радіонуклідів в навколишнє середовище.

В цілому, до складу газоподібних радіонуклідів осколкового походження входять: 18 ізотопів криптону, 15 ізотопів ксенону і 20 ізотопів йоду. З точки зору радіаційної небезпеки для населення, найбільше значення мають радіонукліди криптону, ксенону і йоду. Крім цих нуклідів вельми значну роль відіграють аерозольні викиди ізотопів стронцію - 89, 90 і цезію - 134, 137, які є продуктами розпаду газоподібних нуклідів. Механізм виходу летючих радіоактивних речовин у навколишнє середовище з технологічного циклу АЕС з реакторами ВВЕР і РБМК має ряд відмінностей. Основним шляхом надходження газо-аерозольних викидів у навколишнє середовище від реакторів ВВЕР є дегазація і випаровування води теплоносія першого контуру. Вода насичується радіоактивними речовинами в результаті активації (3H, 14C, 41Ar) і безпосереднього її контакту з негерметичними оболонками ТВЕЛів (ізотопи I, С, Kr, Xe, Sr, Ce, Ru). Безпосереднім джерелом надходження в атмосферне повітря летких радіоактивних речовин (в особенності3H) від реактора ВВЕР є вентиляційна система граматичних приміщень першого контуру і самого реактора. Нуклідний склад газоподібних викидів АЕС з РБМК, в основному визначається газами, які надходять з ежекторів турбіни - це радіонукліди продуктів поділу (радіонукліди криптону і ксенону). Крім цього, до складу газоподібного викиду входить газ активаційного походження - Ar, що утворюється в газовому контурі і циркуляційних трубопроводах і баках контуру охолодження СУЗ. Активність і нуклідний склад криптону і ксенону залежить, взагалі кажучи, від радіаційного стану активної зони реактора, а активність Ar - від потужності реактора. При тривалій роботі реактора на потужності радіаційний стан його активної зони стабілізується і при реалізації оптимального управління радіаційним станом підтримується практично на одному рівні. Це означає, що нуклідний склад газоподібних продуктів поділу також стабілізується і мало змінюється в умовах нормальної експлуатації реактора.

Радіонукліди йоду присутні в викиді в трьох фізико-хімічних формах:

- В аерозольній, тобто це радіонукліди, сорбованих на аерозольних частинках;

- В газоподібному, де основну масу становить молекулярний йод (I2);

- У вигляді органічної сполуки - йодистого метилу (CH3I). важко сорбуючого і володіє високою проникаючою здатністю через фільтри.

Йод, як продукт поділу, утворюється в атомарному вигляді, але в теплоносії КМПЦ вже присутня у всіх формах. У викиді нормально функціонуючих АЕС співвідношення між формами йоду наступні:

- Аерозольна 1 - 2%;

- Молекулярна 40 - 50%;

- Органічна 50 - 60%.

Ізотопний склад йоду представлен131I і133I, причому частка їх у викиді приблизно однакова (див. Табл. 1.).

Таблиця 1. нуклідний склад йодних викидів Чорнобильської АЕС

 Точка контролю Йод-131 (%) йод- 133 (%)

 BT-1 (1-а черга) 48 52

 Вт- 2 (2-а черга) 58 42

Ізотопний склад аерозолів довгоживучих нуклідів (ДЖН) у викиді, загалом, представлений 20 - 25-ю радіонуклідами. Серед них можна виділити 7 - 10 нуклідів, що мають підвищену в порівнянні з іншими об'ємну активність, внесок цих радіонуклідів у сумарну потужність викиду представлений в табл. 2.

Таблиця 2. нуклідний склад викидів ДЖН ЧАЕС,%

 Радіонуклід Внесок,% Радіонуклід Внесок,%

 Йод-131 10 - 30 Марганець-54 1.5 - 2,5

 Хром-51 35 - 55 Залізо-59 0,8 - 1,6

 Кобальт-60 2,5 - 4,5 Цезій-137 5-7

 Кобальт-58 1,3 - 2,3 цезій 134 3 - 5

Радіонукліди продуктів поділу по номенклатурі і активності присутні у складі ДЖН в кількості, що залежить від того, яке радіаційний стан активної зони реактора, тобто скільки і з якими дефектами експлуатується негерметичних ТВЕЛ в активній зоні. Радіонукліди продуктів корозії накопичуються в теплоносії в залежності від термінів роботи АЕС. Третім важливим джерелом радіоактивних викидів АЕС з реакторами РБМК є активовані і насичені летючими осколковими продуктами поділу гази, якими продувається графітова кладка реактора. Хімічні форми газо-аерозольних викидів АЕС різноманітні: ІРГ надходять в атмосферу у своїх молекулярних формах; тритій в віде3HHO, 3HH, 3H2; 14C - в віде14CH4,14CO2і14CO; ізотопи йоду - у формі метил-йодиду та інших простих органічних сполук, а також у формі I і I2; 89-90Sr, 131,137Cs, 144Ce - у вигляді сульфатів, нітратів, хлоридів, карбонатів; ізотопи плутонію - у вигляді нерозчинної окису PuO2і розчинної Pu (NO3) 4, адсорбованих на частках розміром 0,2-0,8 мкм. Всі парогазові і аерозольні викиди АЕС проходять систему очищення (зокрема, витримуються певний час в газгольдерах (камери витримки) для розпаду короткоживучих радіонуклідів) або очистку на спеціальних установках придушення активності (УПАК). Для очищення вентиляційного повітря від аерозолів, у складі вентсистем на АЕС, передбачаються фільтрувальні станції. Це блоки з різними адсорбуючими фільтрами (вугільними, аерозольними). Ефективність очищення на таких фільтрах досить висока, наприклад ефективність аерозольних фільтрів типу ДКЛ-23 становить 90 - 95%.

Крім розглянутих вище радіонуклідів, у викидах АЕС присутні також ізотопи тритію - надважкого водню, і вуглецю 14. Тритій, що міститься в повітряних викидах і водяних скидах АЕС, входить до складу парів води і практично безперешкодно проходить системи очищення. Радіобіологічного роль тритію визначається його хімічними властивостями, які повністю відповідають звичайного водню, в результаті чого тритій може входити до складу будь-яких органічних і неорганічних сполук. Оскільки період напіврозпаду тритію досить великий (12,26 року), він міг би становити серйозну радіаційну небезпеку якби не був дуже м'яким бета-випромінювачем (середня енергія бета-випромінювання тритію становить 5,8 кеВ) Частка тритію, що викидається в атмосферу АЕС з реактором ВВЕР-1000, складає 32% від його загального надходження в навколишнє середовище АЕС (решта колічество3H міститься в рідких скидах). Середня концентрація ізотопу в повітряному викиді реактора даного типу - 1 - 2 Бк / л. Для реакторів РБМК ці показники в 10 - 100 разів ніже.14С - також біогенний елемент, який може брати участь у біохімічних і біологічних процесах, поряд зі своїм стабільним ізотопом.

Його випромінювання (чистий бета-випромінювач, з середньою енергією 54 кеВ) не становить серйозної радіаційної небезпеки. Однак, завдяки своєму великому періоду напіврозпаду (5730 років), вуглець-14 може накопичуватися і, у зв'язку зі своєю біологічною активністю, має важливе значеніе.14С утворюється в природних умовах у верхніх шарах атмосфери в результаті взаємодії космічних нейтронів з азотом повітря.

На АЕС він утворюється в результаті актіваціі13С, 14N, і17О. Основна масса14С утримується в місці його утворення, в активній зоні, і за її межі не надходить, і АЕС не відіграють істотної ролі, як істочнік14C. У зв'язку з тим, що великі колічества14C утворювалися при ядерних випробуваннях, а також при переробці опроміненого ядерного палива, в даний час в усьому світі проводиться контроль його вмісту в об'єктах зовнішнього середовища, однак допустимих норм його змісту у викидах АЕС не встановлено.

Відповідно до Державної програми України щодо поводження з РАВ, на період до 2005 року система поводження з РАВ АЕС повинна складатися з:

- Центрального підприємства АЕС з переробки та тимчасового зберігання РАВ (ЦППРО);

- Мережі підприємств по збору і попереднього кондиціонування РАВ;

- Уніфікованого транспортно-контейнерного комплексу;

- Обліку, оперативного зв'язку і радіаційного контролю.

Базовим елементом системи поводження з РАВ є ЦППРО, де використовуються найбільш складні технології переробки РАВ.

На АЕС використовуються прості технології підготовки РАО до транспортування: сортування і компактування TPO, переробка РРВ на установках глибокого випарювання до отримання сольового плаву. Технологічна оснащеність ЦППРО повинна забезпечувати вимоги поводження з РАВ, які виникають не тільки в процесі роботи, а й під час виведення АЕС з експлуатації.

Поширення радіоактивного забруднення середовища, тобто передача його між різними компонентами навколишнього середовища (в атмосфері, воді, ґрунті), обумовлено різними процесами: хімічними, массопередачи, зовнішніми рушійними силами, перенесенням всередині тієї чи іншої середовища за рахунок конвекції або дифузії, біологічним обміном. Схема міграції радіонуклідів від викидів та скидів АЕС представлена на малюнку 3.

Рис.3. Схема міграції радіонуклідів від викидів та скидів АЕС.

Цікаво розглянути поведінку деяких радіонуклідів, найбільш характерних для різних типів викидів АЕС:

криптон-85 майже повністю утримується в атмосфері і в основному впливає зовнішнім опроміненням; опромінення за рахунок інгаляції носить вторинний характер;

ксенон-133 по своїй поведінці аналогічний криптону, однак, малий обсяг викиду і короткий період напіврозпаду знижує його вплив;

вуглець-14 в реакторах киплячого типу викидається в основному у вигляді двоокису вуглецю, в той час як в водо-водяних реакторах під тиском співвідношення вуглецю-14, пов'язаного в діоксиді і оксиді і в гідрокарбонат (в газоподібних викидах), може істотно змінюватися. Основні процеси обміну вуглецем між атмосферою і біосферою - через фотосинтез, а між атмосферою і водною поверхнею - через шар змішання в незначній мірі відбувається седиментація у водному середовищі, а також перетворення в карбонатні форми, тому основний вплив здійснюється через харчові продукти (частка впливу за рахунок інгаляції - 1%);

тритій в основному викидається у вигляді газу, який в межах двох діб за рахунок окислення перетворюється на важку воду; пари важкої води беруть участь в глобальному гідрологічному циклі, впливаючи за рахунок інгаляції, через шкіру, а також за рахунок прийому з водою і їжею. Тритієвої газ впливає за рахунок інгаляції, причому 1,6% надійшов при інгаляції тритію переходить в кров, а менше 0,04% - у важку воду;

йод-131 переноситься на великі відстані в атмосфері вигляді пари або мікрочастинок і мігрує по ланцюжку повітря-трава-корова (вівця, коза) - молоко-людина, надходить в організм також за рахунок інгаляції і, крім того, необхідно враховувати і його вплив від зовнішнього опромінення;

йод-129, залежно від хімічної форми, може бути присутнім в атмосфері в неоднакових кількостях. Різні його форми по різному піддаються мокрому осадження на поверхні суші і води, випаровуються з водної поверхні і беруть участь у фотохімічних процесах. При осадженні йоду-129 найбільш важливий шлях до людини - збереження в листі з подальшим переходом в грунт і рослинну їжу;

Стронцій-89, стронцій-90, цезій-134, цезій-137 і барій-140 зазвичай викидаються у вигляді аерозолів і впливають через харчові ланцюжки, інгаляцію і зовнішнє опромінення; в їх міграції гравітаційне осадження не грає особливої ролі, а основні процеси переходу з атмосфери в грунт і воду - сухе осадження та вимивання опадами.

З метою обмеження впливу АЕС на навколишнє середовище, для кожної АЕС регламентуються гранично допустимі викиди (ГДВ) і скиди (ГДС). Гранично допустимі викиди встановлюються для АЕС індивідуально і розраховуються з урахуванням розміру санітарно-захисної зони, висоти вентиляційної труби, залежно від усереднених метеорологічних умов в районі розташування АЕС. Розрахунок ГДВ ведеться з урахуванням умов неперевищення ефективної еквівалентної дози опромінення населення від техногенних джерел і дозової квоти, обумовленої радіоактивними відходами від АЕС. Нормами радіаційної безпеки України (НРБУ-97) ця дозове квота встановлена в розмірі 8% від Межі Дози для населення.

Таблиця 2. Квоти річної межі ефективною, еквівалентної дози ПД, мЗв, для критичних груп населення від АЕС

 Джерело опромінення Квота ліміту дози за рахунок усіх шляхів формування дози від викидів Скиди: квота ПД за рахунок критичного виду водокористування Сумарна квота ліміту дози (ПД) для окремого виробництва

 % МкЗв% мкЗв% мкЗв

 АЕС, АТЕЦ, ACT 4 40 1 10 8 80

З плином часу в районі розміщення АЕС на грунті можуть накопичуватися випали з атмосфери довгоживучі радіонукліди. Вони включаються в екологічний цикл, беруть участь в харчових і біологічних ланцюжках; при цьому вони створюють поступово зростаюче поле зовнішнього іонізуючого випромінювання. Наведені в табл.2. межі доз відповідають дозам при досягненні рівноважного стану радіоактивності в навколишньому середовищі.

Дозові межі, встановлені нормативами, складають приблизно 1/4 дозових навантажень на все тіло людини за рахунок природного іонізуючого випромінювання. Встановлення таких малих меж дози від радіоактивних відходів АЕС мотивується низкою міркувань. По-перше, це відповідає основному принципу радіаційної безпеки про підтримання дози на такому низькому рівні, який тільки можна досягти з урахуванням економічних і соціальних міркувань. При цьому зменшується не тільки індивідуальна, а й популяционная доза, а отже, і суспільний ризик використання атомної енергії. По-друге, фактичні дози, обумовлені радіоактивними відходами вітчизняних і зарубіжних АЕС, значно нижче рівнів, наведених у табл.2. По-третє, необхідно брати до уваги зростаючий масштаб розвитку атомної енергетики, розміщення АЕС в густонаселених районах країни, розвиток усього ЯПЦ і широке застосування інших джерел іонізуючого випромінювання у всіх сферах людської діяльності. По-четверте, необхідно передбачити резерв для можливого збільшення дозового навантаження від випадкових (імовірнісних) короткочасних викидів при аварійних ситуаціях. Встановлені межі доз є основними характеристиками, які, однак, зважаючи на їх малості практично неможливо контролювати в повсякденній роботі. Тому, поряд з основними, вводять похідні характеристики - гранично допустимі викиди (ГДВ) і гранично допустимі скиди (ГДС), для контролю яких існують сучасні методи та прилади. Гранично допустимі викиди розраховують теоретично, з умови, щоб радаоактівние викиди не приводили до перевищення встановленої межі доз в період досягнутого рівноважного стану. Розраховані таким чином величини викидається активності, при якій межі дозових навантажень на населення не перевищуються, досить великі. Фактичні викиди всіх АЕС багато нижче. Для зручності організації контролю встановлені так звані формалізовані допустимі викиди (ДВ), які приведені до встановленої електричної потужності атомної електростанції.

При встановленні цих нормативів виходили з таких основних вимог:

- Щоб при найбільш несприятливих умовах вони не приводили до перевищення меж доз, наведених у табл. 2;

- Щоб вони були порівнянні з уже досягнутими рівнями викидів діючих АЕС.

Крім допустимих викидів для практичних цілей рекомендовано введення контрольних допустимих викидів КДВ (для ІРГ і ізотопів йоду на добу, для інших радіонуклідів - на місяць) і контрольних допустимих скидів КДС радіоактивних речовин. КДВ і КДС повинні бути не більше 0,7 ГДВ і ДС відповідно. Ці контрольні допустимі викиди визначаються на підставі фактично досягнутих рівнів викидів та скидів, (статистичний аналіз фактичних газоподібних викидів) і служать для прийняття оперативних рішень, з тим щоб ні за яких умов не допустити перевищення встановлених основних нормативів.

Величини допустимих скидів радіоактивних речовин зі стічними водами також визначаються за спеціальними методиками, виходячи з вищевикладених основоположних принципів (Не перевищення встановлених дозових квот), а також не порушення природних процесів природної самоочищення водойми.

Атомна електростанція є джерелом надходження в зовнішнє середовище не тільки радіоактивних речовин, а також теплового забруднення навколишнього середовища і джерелом електромагнітного випромінювання. Крім того, для забезпечення життєдіяльності АЕС в передпусковий період, а також при планових зупинів ядерних енергоблоків станції на ремонт, у складі атомної електростанції зазвичай передбачається невелика опалювальна котельня. Така котельня також є джерелом забруднення навколишнього середовища шкідливими хімічними речовинами. Джерелом надходження шкідливих хімічних речовин (BXB) у навколишнє середовище також іноді можуть бути хімічні цехи, які застосовують для забезпечення водно хімічного режиму контуру охолодження реактора деякі хімічні реагенти, наприклад кислоти, луги. Однак це можливо тільки при виникненні будь-яких аварійних ситуацій. У порівнянні зі звичайними тепловими ГРЕС і ТЕЦ викиди пускорезервних котелень АЕС дуже невеликі. Склад їх визначається головним чином: золою незгорілого палива, окисом вуглецю (СО), оксидами азоту. Однак контроль за такими котельнями проводиться в повній відповідності з Законом «Про охорону атмосферного повітря».

До факторів, несприятливо впливає на навколишнє природне середовище нерадіаційної природи, джерелом яких є АЕС, відноситься також електромагнітної випромінювання. Організм людини здійснює свою діяльність шляхом дуже складних процесів, в яких суттєве значення має передача внутрішньо- і позаклітинної електромагнітної інформації та відповідна біоелектрична регуляція. У цьому зв'язку техногенна електромагнітна середовище проживання може розглядатися як джерело перешкод щодо життєдіяльності людини і біоекосістем. Атомні електростанції, як і будь електростанції, відносяться до вельми потужним джерел, що генерує електромагнітні поля низьких частот. В даний час питання взаємодії біосистем і людини з електромагнітним випромінюванням є предметом пильної уваги вчених усього світу, у зв'язку з його повсюдним розповсюдженням. Як шкідливий чинник, ЕМІ суворо нормується, проте норми для джерел електромагнітних полів низьких частот, таких як ЛЕП (лінії електропередачі), електрогенератори, обмежують тільки роботу людини в умовах ЕМІ, потужність власне джерела поки не обмежується (існують нормативи тільки для джерел радіочастот). Таким чином, ЕМІ, як фактор впливу на навколишнє середовище, біоекосистеми, ще вимагає уважного вивчення.

Для виконання вимог законодавства на атомних електростанціях створюються системи знешкодження факторів шкідливого впливу на навколишнє середовище і системи контролю. Система контролю за станом навколишнього природного середовища (екологічний моніторинг) в районі розташування АЕС створюється з метою нагляду за безпечною експлуатацією об'єкта на всіх стадіях її існування і повинна забезпечувати охорону здоров'я персоналу, населення та об'єктів навколишнього природного середовища від забруднення та шкідливого впливу. (Ст. 33. Закону України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку»). Основне призначення системи контролю - Достовірне оперативне виявлення і оцінка радіаційної обстановки в районі розташування об'єкта, впливу шкідливих хімічних забруднюючих речовин та виробничої діяльності на навколишнє середовище, забезпечення збору, обробки, збереження та аналізу інформації про стан навколишнього природного середовища, прогнозування його змін та розробки науково -Обгрунтувати рекомендацій для прийняття ефективних управлінських рішень, як при нормальній експлуатації, так і при виникненні аварійної ситуації.

Інформація про стан забруднення об'єктів зовнішнього середовища, про джерела забруднення, параметрах викидів і скидів забруднюючих речовин з об'єкта повинна мати необхідний і достатній обсяг, достовірність та оперативність. Програма (Регламент) контролю повинна забезпечувати отримання інформації:

-для оцінки дозових навантажень всього населення, включаючи критичні групи (наприклад, для 30 км. Зони відчуження - це персонал організацій зони відчуження, який не має відношення до ЧАЕС, і населення, самовільно повернулося в місця доаварійний проживання);

-для кореляції результатів радіаційного контролю навколишнього середовища з даними дозиметричного контролю викидів і скидів;

-для перевірки обґрунтованості екологічних моделей, що використовуються для встановлення робочих контрольних рівнів викидів та скидів;

для оцінки тенденцій в зміні концентрації радіонуклідів у навколишньому середовищі. Частота зняття показань датчиків, лабораторних досліджень, точки контролю, види досліджень і вимірювань повинні визначатися спеціальним документом: «Регламент контролю навколишнього середовища», який розробляється підприємством і погоджується з органами держсаннагляду. Обов'язковому лабораторному контролю підлягають: приземний шар повітря, атмосферні випадання, грунтові та поверхневі води і донні відкладення, водна рослинність, риба, молюски (водойм в районі розміщення об'єкта), грунт, рослинність, тварини, що живуть в даному районі. Приблизний, обсяг контролю представлений в таблиці 3.

Таблиця 3. Приблизний обсяг контролю об'єктів довкілля на АЕС

 Об'єкт контролю Що визначається Орієнтовна частота відбору проб, або вимірювань Зразкове число точок спостереження Примітка

 Потужність дози гамма-випромінювання на місцевості Гамма - випромінювання Безперервно за допомогою системи ACKPO 1 раз на рік ТЛД, 1 раз в 6 місяців - переносними приладами 15 - 20 50 - 100 За основними маршрутами руху персоналу

 Атмосферне повітря Сумарна бета-активність, гамма спектрометрия Радіонуклідний складу ?, ? 1 раз в 7 днів Об'єднані проби за місяць 15 - 20 Гамма - спектрометрія, альфа - спектрометрія, радіохімічне визначення.

 Атмосферні випадіння Сумарна бета - активність, гамма спектрометрия Радіонуклідний складу 1 на місяць 15 - 20 Планшети

 Сніг Сумарна бета - активність, гамма спектрометрия. Радіонуклідної склад 1 раз на рік Об'єднані проби 30 - 40

 Грунт Гамма спектрометрия Радіонуклідний складу 1 раз в рік 60 Проби відбираються по кільцевому маршруту, на характ. ландшафтах

 Рослинність Гамма спектрометр. Радіонукпідний складу 1 раз в рік 60 Проби відбираються на характ. лаідшафтах по радіусах

 Вода ПЛК, ХФК а також скидних каналів АЕС Сумарна бета - активність, гамма спектрометрия Радіонуклідний складу Постійні вимірювання По числу скидів Можливий квазі безперервний контроль у місцях скиду

 Вода водойм, у т.ч. ставка-охолоджувача Сумарна бета-активність, гамма спектрометр. Радіонуклідної склад

 1 раз на місяць

 1 раз в квартал по об'єднаній пробі 5-20 З урахуванням водокористування

 Донні відкладення і водорості - II - 1 раз на рік \ 5-20 З урахуванням водокористування

 Риба - II - 1 раз на рік 5-20

 Тварини - II - 1 раз на рік 5-20 В «ближній» зоні АЕС

 Грунтові води - II - 1 раз на місяць За кількістю свердловин За спеціальною програмою

 Продукти харчування місц. виробництва - II - 1 раз на рік У пунктах проживання За спеціальною програмою

Дозиметричний контроль району розташування АЕС здійснюється в 3-х режимах:

- Безперервному;

- Постійному;

- Періодичному.

Державний нагляд за дотриманням нормативних вимог з охорони навколишнього середовища здійснюють: Міністерство охорони навколишнього середовища та ядерної безпеки України і Міністерство охорони здоров'я. Ці органи проводять спеціальні перевірки на місцях, ведуть контрольні дослідження, а також аналізують звітні матеріали, які періодично (щокварталу і щорічно) направляють атомні електростанції.

Висновок

Відповідно до Закону України «Про охорону навколишнього природного середовища» при експлуатації промислових чи інших об'єктів повинна забезпечуватися екологічна безпека людей, раціональне використання природних ресурсів, дотримання нормативів шкідливого впливу на навколишнє природне середовище. При цьому повинні передбачатися вловлювання, утилізація, знешкодження шкідливих речовин і відходів або повна їх ліквідація, виконання інших вимог щодо охорони навколишнього природного середовища і здоров'я людей.

Список літератури

1. Боровий А.А., Васильченко В.М., Носовський А.В., Попов А.А., Щербина В.Г. Концепція радіаційного контролю ПО "Чорнобильська АЕС" і основні технічні вимоги до системи PK. - Чорнобиль, 1993.

2. Васильченко В.М., Носівський AB., Крючков В.П., осанна Д.П., Павлов Д.А., Цовьянов А.Г., Бондарчук А.С., Іллічов С.В. Принципи організації збору інформації по дозиметричним аспектам радіаційних аварій. Керівний документ Росстандарта, РД-187 655 / 94.-Москва, 1994.

3. Голубєв Б.П. Дозиметрія і захист від іонізуючих випромінювань. / Вид. 3-е, перероб. і доп. За редакцією E. Л. Столярової. Підручник для вузів. - M .: Атомиздат, 1976. Закон України. Про поводження з радіоактивними відходами. Укр ЯО. - Київ, 1995.

4. Іванов В.І. Курс дозиметрії: Підручник для вузів. / 4-е изд., Перераб. і доп.-M .: Вища школа, 1988.

5. Індивідуальний захист працюючих в атомній енергетиці / В.С Кощєєв, Д.С. Гольддггейн, В.Н. Клочков та ін. -M .: Вища школа, 1992.

6. Кононович А.Л., Осколков Б.Я., Кудрявцева Н.А, Коротков В.Т., Ростовцев А.Л., Носовський А.В., Васильченко В.М., Чабан Н.Г. Оцінка радіоактивного стану підземних вод в районі Чорнобильської АЕС. - Атомна енергія, 1994, т.77, Вип.5.

7. Культура безпеки: Доповідь Міжнародної консультативної групи з ядерної безпеки (INSAG). - Відень, МАГАТЕ, 1990. (Серія безпеки 75-INSAG-4).

8. Левін В.Є. Ядерна фізика і ядерні реактори. Підручник для технікумів. /3-е.ізд. - M .: Атомиздат, 1975.

9. Мащенко Н.П., Мурашко В.А. Радіаційний вплив і радіаційний захист населення при ядерних аваріях на атомних електростанціях: Учеб. посібник. - К .: Вища шк., 1992.

10. Машковіч В.П., Панченко А.М. Основи радіаційної безпеки. Уч. Посібник для вузів. - M .: Вища школа, 1990.

11. Носовський А.В., Цовьянов А.Г., Кочетков О.А., Чабан Н.Г., Іванов Е.А. Досвід експлуатації системи санітарно-пропускного режиму на Чорнобильській АЕС. - Атомна енергія, 1997, т. 82, вип.2, с. 140-146.

12. Норми радіаційної безпеки НРБ -76/87. Основні санітарні правила роботи з радіоактивними речовинами та іншими джерелами іонізірующх випромінювань ОСП - 72/87 / МОЗ СРСР-3-е изд., Перераб. і доп. - M .: Вища школа, 1988.

13. Загальні положення забезпечення безпеки атомних станцій (ОПБ-88) ПНАЕ Г-1-011-89 / Держатомнагляд СРСР. - M .: Вища школа, 1990.

14. Правила роботи з радіоактивними речовинами та іншими джерелами іонізуючих випромінювань в установах, організаціях і на підприємствах Академії наук СССР.-M .: Наука, 1984.

15. Радіація: Дози, ефекти, ризик. Пер з англ. - M .: Мир, 1990.
Виділення чистих культур дріжджових грибів з шишок хмелю
МІНІСТЕРСТВО СІЛЬСЬКОГО ГОСПОДАРСТВА РФ Факультет біотехнології та стандартизації Кафедра біологічної та хімічної технології Випускна кваліфікаційна робота На тему «Виділення чистих культур дріжджових грибів з шишок хмелю» Дипломник: Керівник і відповідальний за нормоконтроль на відповідність

Теорія самоактуалізації особистості по Маслоу
Маслоу (50-60-ті роки ХХ століття): "найбільш висока потреба людини - потреба в самоактуалізації. За Маслоу, самоактуалізація - це становлення людини тим, ким він хоче і може стати. Самоактуалізація - це повне розкриття талантів і здібностей особистості; це реалізація творчого потенціалу

Забезпечення стійкості роботи господарських об'єктів у надзвичайних ситуаціях
ЗМІСТ ВСТУП 1 ТЕОРЕТИЧНА ЧАСТИНА 2 РОЗРАХУНКОВА ЧАСТИНА 2.1 Завдання 2.2 Порядок виконання завдання 2.3 РОЗРАХУНОК 2.3.1 Для свердловини, обладнаної ШГНУ 2.3.2 Для наземного технологічного трубопроводу 2.3.3 Для вертикального резервуара РВС-5000 2.3.4 Для дотискній насосної станції (ДНС) 2.3.5

Методи і засоби радіаційно-технологічного контролю при сортуванню твердих радіоактивних відходів
МІНІСТЕРСТВО ПАЛИВА ТА ЕНЕРГЕТИКИ СЕВАСТОПОЛЬСЬКИЙ НАЦІОНАЛЬНИЙ УНІВЕРСИТЕТ ЯДЕРНОЇ ЕНЕРГІЇ ТА ПРОМИСЛОВОСТІ Інститут ЯХТ Кафедра Д і РТК Пояснювальна записка до курсового проекту Тема: Методи і засоби радіаційно-технологічного контролю при сортуванню твердих радіоактивних відходів Виконав:

Пільги в будівництві
Зміст Введення 1. Пільги з охорони труда в будівництві 1.1 Хто має право на додатковий відпуск і скорочений робочий день в зв'язку з шкідливими умовами труда? 1.2 Коли робітником і службовцем видається спецпитание? 1.3 Який порядок видачі спецпитания учням, учням, студентам і аспірантам при

Виховання і навчання в Київській Русі і Російській державі
вятский державний гуманітарний університет Реферат з дисципліни "Історія освіти і педагогічної думки" на тему "Виховання і навчання в Київській Русі і Російській державі" Виконала студентка ОЗО фізико-математичного факультету спеціальність "Технологія і підприємництво"

Бухгалтерський облік операцій за кредитним договором
Завдання 1 1 жовтня поточного року ТОВ «Свято» звернулося в комерційний банк «Аверс» із заявою на отримання кредиту в сумі 470 000 рублів на термін 1 місяць для придбання оргтехніки. Банк «Аверс» прийняв рішення про доцільність видачі кредиту і встановив відсоткову ставку в розмірі 18% річних

© 2014-2022  8ref.com - українські реферати