Контрольная работа Газоаэрозольные выбросы АЭС
Работа добавлена на сайт bukvasha.net: 2015-10-25Поможем написать учебную работу
Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
от 25%
Подписываем
договор
Севастопольский Национальный Университет Ядерной Энергии и Промышленности
Контрольная работа №3
По дисциплине:
Дозиметрия и радиационная безопасность на атомных электрических станциях
На тему:
Газоаэрозольные выбросы АЭС
Севастополь 2006
Введение
Как любое другое промышленное предприятие, атомная электростанция взаимодействует с окружающей средой. В процессе своей деятельности предприятие, потребляя определенные природные ресурсы, производит полезную для человека продукцию. Как правило, при этом, в процессе производства, образуются какие-то ненужные, или вредные отходы. Соотношение между тем полезным эффектом, который производит предприятие, и тем вредом, который оно наносит человеку и окружающей природной среде, и должно являться решающим аргументом внедрения технического новшества в жизнь. Схема взаимодействия АЭС с окружающей средой приведена на рис. 1. Как видно из рисунка, АЭС является источником поступления во внешнюю среду: радиоактивных веществ в виде газоаэрозольных выбросов, жидких сбросов и твердых отходов, источником тепловых сбросов, а также электромагнитного излучения.
Рис. 1. Схема экологического взаимодействия атомной электростанции с окружающей природной средой.
Газоаэрозольные выбросы АЭС
При нормальной эксплуатации АЭС накопленные в реакторе радиоактивные вещества практически не могут попасть в окружающую среду благодаря ряду защитных барьеров на пути их возможного выхода (см. рис. 2). Радиоактивные отходы (РАО) — неиспользуемые жидкие и твердые вещества или предметы, образующиеся в результате деятельности учреждения, общая активность, удельная активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает уровни, установленные действующими нормативными документами. Любая деятельность в сфере обращения с радиоактивными отходами на Украине регулируется Законом Украины «Об обращении с радиоактивными отходами». Наиболее значительную роль в формировании радиационной обстановки в районе размещения АЭС играют инертные радиоактивные газы (ИРГ) и изотопы йода.
Рис. 2. Схема защитных барьеров на АЭС и пути поступления радионуклидов в окружающую среду.
В целом, в состав газообразных радионуклидов осколочного происхождения входят: 18 изотопов криптона, 15 изотопов ксенона и 20 изотопов йода. С точки зрения радиационной опасности для населения, наибольшее значение имеют радионуклиды криптона, ксенона и йода. Кроме этих нуклидов весьма значительную роль играют аэрозольные выбросы изотопов стронция - 89, 90 и цезия - 134, 137, которые являются продуктами распада газообразных нуклидов. Механизм выхода летучих радиоактивных веществ в окружающую среду из технологического цикла АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК имеет ряд различий. Основным путем поступления газо-аэрозольных выбросов в окружающую среду от реакторов ВВЭР являются дегазация и испарение воды теплоносителя первого контура. Вода насыщается радиоактивными веществами в результате активации (3H, 14C, 41Ar) и непосредственного ее контакта с негерметичными оболочками ТВЭЛов (изотопы I, С, Kr, Xe, Sr, Ce, Ru). Непосредственным источником поступления в атмосферный воздух летучих радиоактивных веществ (в особенности 3H) от реактора ВВЭР является вентиляционная система герметичных помещений первого контура и самого реактора. Нуклидный состав газообразных выбросов АЭС с РБМК, в основном определяется газами, поступающими с эжекторов турбины — это радионуклиды продуктов деления (радионуклиды криптона и ксенона). Кроме этого, в состав газообразного выброса входит газ активационного происхождения — Ar, образующийся в газовом контуре и циркуляционных трубопроводах и баках контура охлаждения СУЗ. Активность и нуклидный состав криптона и ксенона зависит, вообще говоря, от радиационного состояния активной зоны реактора, а активность Ar — от мощности реактора. При длительной работе реактора на мощности радиационное состояние его активной зоны стабилизируется и при реализации оптимального управления радиационным состоянием поддерживается практически на одном уровне. Это значит, что нуклидный состав газообразных продуктов деления также стабилизируется и мало меняется в условиях нормальной эксплуатации реактора.
Радионуклиды йода присутствуют в выбросе в трех физико-химических формах:
• в аэрозольной, т.е. это радионуклиды, сорбированные на аэрозольных частицах;
• в газообразной, где основную массу составляет молекулярный йод (I2);
· в виде органического соединения — йодистого метила (CH3I). трудно сорбируемого и обладающего высокой проникающей способностью через фильтры.
Йод, как продукт деления, образуется в атомарном виде, но в теплоносителе КМПЦ уже присутствует во всех формах. В выбросе нормально функционирующих АЭС соотношения между формами йода следующие:
· аэрозольная 1 — 2%;
• молекулярная 40 — 50%;
• органическая 50 — 60%.
Изотопный состав йода представлен 131I и 133I, причем доля их в выбросе примерно одинакова (см. табл. 1.).
Таблица 1. Нуклидный состав йодных выбросов Чернобыльской АЭС
| Точка контроля | Йод-131 (%) | Йод- 133 (%) |
| BT-1 (1-я очередь) | 48 | 52 |
| ВТ- 2 (2-я очередь) | 58 | 42 |
Изотопный состав аэрозолей долгоживущих нуклидов (ДЖН) в выбросе, в общем, представлен 20 — 25-ю радионуклидами. Среди них можно выделить 7 — 10 нуклидов, имеющих повышенную по сравнению с другими объемную активность, вклад этих радионуклидов в суммарную мощность выброса представлен в табл. 2.
Таблица 2. Нуклидный состав выбросов ДЖН ЧАЭС, %
| Радионуклид | Вклад, % | Радионуклид | Вклад, % |
| Йод-131 | 10 — 30 | Марганец-54 | 1.5 — 2,5 |
| Хром-51 | 35 — 55 | Железо-59 | 0,8 — 1,6 |
| Кобальт-60 | 2,5 — 4,5 | Цезий-137 | 5—7 |
| Кобальт-58 | 1,3 — 2,3 | Цезий- 134 | 3 — 5 |
Радионуклиды продуктов деления по номенклатуре и активности присутствуют в составе ДЖН в количестве, зависящем от того, каково радиационное состояние активной зоны реактора, то есть сколько и с какими дефектами эксплуатируется негерметичных ТВЭЛ в активной зоне. Радионуклиды продуктов коррозии накапливаются в теплоносителе в зависимости от сроков работы АЭС. Третьим важным источником радиоактивных выбросов АЭС с реакторами РБМК являются активированные и насыщенные летучими осколочными продуктами деления газы, которыми продувается графитовая кладка реактора. Химические формы газо-аэрозольных выбросов АЭС разнообразны: ИРГ поступают в атмосферу в своих молекулярных формах; тритий в виде 3HHO, 3HH, 3H2; 14C — в виде 14CH4,14CO2 и 14CO; изотопы йода — в форме метил-йодида и других простых органических соединений, а также в форме I и I2; 89-90Sr, 131,137Cs, 144Ce — в виде сульфатов, нитратов, хлоридов, карбонатов; изотопы плутония — в виде нерастворимой окиси PuO2 и растворимого Pu(NO3)4, адсорбированных на частицах размером 0,2-0,8 мкм. Все парогазовые и аэрозольные выбросы АЭС проходят систему очистки (в частности, выдерживаются определенное время в газгольдерах (камеры выдержки) для распада короткоживущих радионуклидов) или очистку на специальных установках подавления активности (УПАК). Для очистки вентиляционного воздуха от аэрозолей, в составе вентсистем на АЭС, предусматриваются фильтровальные станции. Это блоки с различными адсорбирующими фильтрами (угольными, аэрозольными). Эффективность очистки на таких фильтрах довольно высока, например эффективность аэрозольных фильтров типа ДКЛ—23 составляет 90 — 95%.
Кроме рассмотренных выше радионуклидов, в выбросах АЭС присутствуют также изотопы трития — сверхтяжелого водорода, и углерода 14. Тритий, содержащийся в воздушных выбросах и водяных сбросах АЭС, входит в состав паров воды и практически беспрепятственно проходит системы очистки. Радиобиологическая роль трития определяется его химическими свойствами, которые полностью соответствуют обычному водороду, в результате чего тритий может входить в состав любых органических и неорганических соединений. Поскольку период полураспада трития довольно велик (12,26 года), он мог бы представлять серьезную радиационную опасность если бы не являлся очень мягким бета-излучателем ( средняя энергия бета-излучения трития составляет 5,8 кэВ) Доля трития, выбрасываемого в атмосферу АЭС с реактором ВВЭР-1000, составляет 32% от его общего поступления в окружающую среду АЭС (остальное количество 3H содержится в жидких сбросах). Средняя концентрация изотопа в воздушном выбросе реактора данного типа — 1 — 2 Бк/л. Для реакторов РБМК эти показатели в 10 — 100 раз ниже. 14С — также биогенный элемент, который может участвовать в биохимических и биологических процессах, наряду со своим стабильным изотопом.
Его излучение (чистый бета-излучатель, со средней энергией 54 кэВ) не представляет серьезной радиационной опасности. Однако, благодаря своему большому периоду полураспада (5730 лет), углерод-14 может накапливаться и, в связи со своей биологической активностью, имеет важное значение. 14С образуется в естественных условиях в верхних слоях атмосферы в результате взаимодействия космических нейтронов с азотом воздуха.
На АЭС он образуется в результате активации 13С, 14N, и 17О. Основная масса 14С удерживается в месте его образования, в активной зоне, и за ее пределы не поступает, и АЭС не играют существенной роли, как источник 14C. В связи с тем, что большие количества 14C образовывались при ядерных испытаниях, а также при переработке облученного ядерного топлива, в настоящее время во всем мире проводится контроль его содержания в объектах внешней среды, однако допустимых норм его содержания в выбросах АЭС не установлено.
В соответствии с Государственной программой Украины по обращению с РАО, на период до 2005 года система обращения с РАО АЭС должна состоять из:
• центрального предприятия АЭС по переработке и временного хранения РАО (ЦППРО);
• сети предприятий по сбору и предварительного кондиционирования РАО;
• унифицированного транспортно-контейнерного комплекса;
• учета, оперативной связи и радиационного контроля.
Базовым элементом системы обращения с РАО является ЦППРО, где используются наиболее сложные технологии переработки РАО.
На АЭС используются простые технологии подготовки РАО к транспортированию: сортировка и компактирование TPO, переработка ЖРО на установках глубокого выпаривания до получения солевого плава. Технологическая оснащенность ЦППРО должна обеспечивать требования обращения с РАО, которые возникают не только в процессе работы, но и во время вывода АЭС из эксплуатации.
Распространение радиоактивного загрязнения среды, то есть передача его между различными компонентами окружающей среды (в атмосфере, воде, почве), обусловлено разными процессами: химическими, массопередачей, внешними движущими силами, переносом внутри той или иной среды за счет конвекции или диффузии, биологическим обменом. Схема миграции радионуклидов от выбросов и сбросов АЭС представлена на рисунке 3.
Рис.3. Схема миграции радионуклидов от выбросов и сбросов АЭС.
Интересно рассмотреть поведение некоторых радионуклидов, наиболее характерных для различных типов выбросов АЭС:
криптон-85 почти полностью удерживается в атмосфере и в основном воздействует внешним облучением; облучение за счет ингаляции носит вторичный характер;
ксенон-133 по своему поведению аналогичен криптону, однако, малый объем выброса и короткий период полураспада снижает его влияние;
углерод-14 в реакторах кипящего типа выбрасывается в основном в виде двуокиси углерода, в то время как в водо-водяных реакторах под давлением соотношение углерода-14, связанного в диоксиде и оксиде и в гидрокарбонате (в газообразных выбросах), может существенно изменяться. Основные процессы обмена углеродом между атмосферой и биосферой — через фотосинтез, а между атмосферой и водной поверхностью — через слой смешения в незначительной степени происходит седиментация в водной среде, а также преобразование в карбонатные формы, поэтому основное воздействие осуществляется через пищевые продукты (доля воздействия за счет ингаляции — 1 %);
тритий в основном выбрасывается в виде газа, который в пределах двух суток за счет окисления превращается в тяжелую воду; пары тяжелой воды участвуют в глобальном гидрологическом цикле, воздействуя за счет ингаляции, через кожу, а также за счет приема с водой и пищей. Тритиевый газ воздействует за счет ингаляции, причем 1,6% поступившего при ингаляции трития переходит в кровь, а менее 0,04% — в тяжелую воду;
йод-131 переносится на большие расстояния в атмосферев виде пара или микрочастиц и мигрирует по цепочке воздух—трава—корова (овца, коза) — молоко—человек, поступает в организм также за счет ингаляции и, кроме того, необходимо учитывать и его воздействие от внешнего облучения;
йод-129, в зависимости от химической формы, может присутствовать в атмосфере в неодинаковых количествах. Различные его формы по разному подвергаются мокрому осаждению на поверхности суши и воды, испаряются с водной поверхности и участвуют в фотохимических процессах. При осаждении йода-129 наиболее важный путь к человеку — сохранение в листве с последующим переходом в почву и растительную пищу;
Стронций-89, стронций-90, цезий-134, цезий-137 и барий-140 обычно выбрасываются в виде аэрозолей и воздействуют через пищевые цепочки, ингаляцию и внешнее облучение; в их миграции гравитационное осаждение не играет особой роли, а основные процессы перехода из атмосферы в почву и воду — сухое осаждение и вымывание осадками.
С целью ограничения воздействия АЭС на окружающую среду, для каждой АЭС регламентируются предельно допустимые выбросы (ПДВ) и сбросы (ПДС). Предельно допустимые выбросы устанавливаются для АЭС индивидуально и рассчитываются с учетом размера санитарно-защитной зоны, высоты вентиляционной трубы, в зависимости от усредненных метеорологических условий в районе расположения АЭС. Расчет ПДВ ведется с учетом условий не превышения эффективной эквивалентной дозы облучения населения от техногенных источников и дозовой квоты, обусловленной радиоактивными отходами от АЭС. Нормами радиационной безопасности Украины (НРБУ-97) эта дозовая квота установлена в размере 8 % от Предела Дозы для населения.
Таблица 2. Квоты годового предела эффективной, эквивалентной дозы ПД, мЗв, для критических групп населения от АЭС
| Источник облучения | Квота предела дозы за счет всех путей формирования дозы от выбросов | Сбросы: квота ПД за счет критичного вида водопользования | Суммарная квота предела дозы (ПД) для отдельного производства | |||
| % | мкЗв | % | мкЗв | % | мкЗв | |
| АЭС, АТЭЦ, ACT | 4 | 40 | 1 | 10 | 8 | 80 |
С течением времени в районе размещения АЭС на почве могут накапливаться выпавшие из атмосферы долгоживущие радионуклиды. Они включаются в экологический цикл, участвуют в пищевых и биологических цепочках; при этом они создают постепенно возрастающее поле внешнего ионизирующего излучения. Приведенные в табл.2. пределы доз соответствуют дозам при достижении равновесного состояния радиоактивности в окружающей среде.
Дозовые пределы, установленные нормативами, составляют приблизительно 1 /4 дозовых нагрузок на все тело человека за счет естественного ионизирующего излучения. Установление столь малых пределов дозы от радиоактивных отходов АЭС мотивируется рядом соображений. Во-первых, это отвечает основному принципу радиационной безопасности о поддержании дозы на таком низком уровне, какой только можно достичь с учетом экономических и социальных соображений. При этом уменьшается не только индивидуальная, но и популяционная доза, а следовательно, и общественный риск использования атомной энергии. Во-вторых, фактические дозы, обусловленные радиоактивными отходами отечественных и зарубежных АЭС, значительно ниже уровней, приведенных в табл.2. В-третьих, необходимо принимать во внимание растущий масштаб развития атомной энергетики, размещение АЭС в густонаселенных районах страны, развитие всего ЯТЦ и широкое применение других источников ионизирующего излучения во всех сферах человеческой деятельности. В-четвертых, необходимо предусмотреть резерв для возможного увеличения дозовой нагрузки от случайных (вероятностных) кратковременных выбросов при аварийных ситуациях. Установленные пределы доз являются основными характеристиками, которые, однако, ввиду их малости практически невозможно контролировать в повседневной работе. Поэтому, наряду с основными, вводят производные характеристики — предельно допустимые выбросы (ПДВ) и предельно допустимые сбросы (ПДС), для контроля которых существуют современные методы и приборы. Предельно допустимые выбросы рассчитывают теоретически, из условия, чтобы радаоактивные выбросы не приводили к превышению установленного предела доз в период достигнутого равновесного состояния. Рассчитанные таким образом величины выбрасываемой активности, при которой пределы дозовых нагрузок на население не превышаются, весьма велики. Фактические выбросы всех АЭС много ниже. Для удобства организации контроля установлены так называемые формализованные допустимые выбросы (ДВ), которые приведены к установленной электрической мощности атомной электростанции.
При установлении этих нормативов исходили из следующих основных требований:
· чтобы при наиболее неблагоприятных условиях они не приводили к превышению пределов доз, приведенных в табл. 2;
· чтобы они были сравнимы с уже достигнутыми уровнями выбросов действующих АЭС.
Кроме допустимых выбросов для практических целей рекомендовано введение контрольных допустимых выбросов КДВ (для ИРГ и изотопов йода на сутки, для других радионуклидов — на месяц) и контрольных допустимых сбросов КДС радиоактивных веществ. КДВ и КДС должны быть не более 0,7 ПДВ и ДС соответственно. Эти контрольные допустимые выбросы определяются на основании фактически достигнутых уровней выбросов и сбросов, (статистический анализ фактических газообразных выбросов) и служат для принятия оперативных решений, с тем чтобы ни при каких условиях не допустить превышения установленных основных нормативов.
Величины допустимых сбросов радиоактивных веществ со сточными водами также определяются по специальным методикам, исходя из вышеизложенных основополагающих принципов (не превышение установленных дозовых квот), а также не нарушения природных процессов естественной самоочистки водоема.
Атомная электростанция является источником поступления во внешнюю среду не только радиоактивных веществ, а также теплового загрязнения окружающей среды и источником электромагнитного излучения. Кроме того, для обеспечения жизнедеятельности АЭС в предпусковой период, а также при плановых остановах ядерных энергоблоков станции на ремонт, в составе атомной электростанции обычно предусматривается небольшая отопительная котельная. Такая котельная также является источником загрязнения окружающей среды вредными химическими веществами. Источником поступления вредных химических веществ (BXB) в окружающую среду также иногда могут являться химические цеха, применяющие для обеспечения водно- химического режима контура охлаждения реактора некоторые химические реагенты, например кислоты, щелочи. Однако это возможно только при возникновении каких-либо аварийных ситуаций. По сравнению с обычными тепловыми ГРЭС и ТЭЦ выбросы пускорезервных котельных АЭС очень невелики. Состав их определяется главным образом: золой несгоревшего топлива, окисью углерода (СО), окислами азота. Однако контроль за такими котельными проводится в полном соответствии с Законом «Об охране атмосферного воздуха».
К факторам, неблагоприятно воздействующим на окружающую природную среду нерадиационной природы, источником которых являются АЭС, относится также электромагнитной излучение. Организм человека осуществляет свою деятельность путем очень сложных процессов, в которых существенное значение имеет передача внутри- и внеклеточной электромагнитной информации и соответствующая биоэлектрическая регуляция. В этой связи техногенная электромагнитная среда обитания может рассматриваться как источник помех в отношении жизнедеятельности человека и биоэкосистем. Атомные электростанции, как и любые электростанции, относятся к весьма мощным источникам, генерирующим электромагнитные поля низких частот. В настоящее время вопросы взаимодействия биосистем и человека с электромагнитным излучением являются предметом пристального внимания ученых всего мира, в связи с его повсеместным распространением. Как вредный фактор, ЭМИ строго нормируется, однако нормы для источников электромагнитных полей низких частот, таких как ЛЭП (линии электропередачи), электрогенераторы, ограничивают только работу человека в условиях ЭМИ, мощность собственно источника пока не ограничивается (существуют нормативы только для источников радиочастот). Таким образом, ЭМИ, как фактор воздействия на окружающую среду, биоэкосистемы, еще требует внимательного изучения.
Для выполнения требований законодательства на атомных электростанциях создаются системы обезвреживания факторов вредного воздействия на окружающую среду и системы контроля. Система контроля за состоянием окружающей природной среды (экологический мониторинг) в районе расположения АЭС создается с целью надзора за безопасной эксплуатацией объекта на всех стадиях ее существования и должна обеспечивать охрану здоровья персонала, населения и объектов окружающей природной среды от загрязнения и вредного влияния. (Ст. 33. Закона Украины «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности»). Основное назначение системы контроля — Достоверное оперативное обнаружение и оценка радиационной обстановки в районе расположения объекта, воздействия вредных химических загрязняющих веществ и производственной деятельности на окружающую среду, обеспечение сбора, обработки, сохранения и анализа информации о состоянии окружающей природной среды, прогнозирования ее изменений и разработки научно-обоснованных рекомендаций для принятия эффективных управленческих решений, как при нормальной эксплуатации, так и при возникновении аварийной ситуации.
Информация о состоянии загрязнения объектов внешней среды, об источниках загрязнения, параметрах выбросов и сбросов загрязняющих веществ с объекта должна иметь необходимый и достаточный объем, достоверность и оперативность. Программа (Регламент) контроля должна обеспечивать получение информации:
•для оценки дозовых нагрузок всего населения, включая критические группы (например, для 30 км. Зоны отчуждения — это персонал организаций зоны отчуждения, не имеющий отношения к ЧАЭС, и население, самовольно вернувшееся в места доаварийного проживания);
•для корреляции результатов радиационного контроля окружающей среды с данными дозиметрического контроля выбросов и сбросов;
•для проверки обоснованности экологических моделей, используемых для установления рабочих контрольных уровней выбросов и сбросов;
для оценки тенденций в изменении концентрации радионуклидов в окружающей среде. Частота снятия показаний датчиков, лабораторных исследований, точки контроля, виды исследований и измерений должны определяться специальным документом: «Регламент контроля окружающей среды», который разрабатывается предприятием и согласовывается с Органами Госсаннадзора. Обязательному лабораторному контролю подлежат: приземный слой воздуха, атмосферные выпадения, грунтовые и поверхностные воды и донные отложения, водная растительность, рыба, моллюски (водоемов в районе размещения объекта), почва, растительность, животные, обитающие в данном районе. Примерный, объем контроля представлен в таблице 3.
Таблица 3. Примерный объем контроля объектов окружающей среды на АЭС
| Объект контроля | Что определяется | Ориентировочная частота отбора проб, или измерений | Примерное число точек наблюдения | Примечание |
| Мощность дозы гамма-излучения на местности | Гамма - излучение | Непрерывно с помощью системы ACKPO 1 раз в год ТЛД, 1 раз в 6 месяцев — переносными приборами | 15 — 20 50 — 100 | По основным маршрутам движения персонала |
| Атмосферный воздух | Суммарная бета-активность, гамма спектрометрия Радионуклидный состав α, β | 1 раз в 7 дней Объединенные пробы за месяц | 15 — 20 | Гамма - спектрометрия, альфа - спектрометрия, радиохимическое определение. |
| Атмосферные выпадения | Суммарная бета - активность, гамма спектрометрия Радионуклидный состав | 1 в месяц | 15 — 20 | Планшеты |
| Снег | Суммарная бета - активность, гамма спектрометрия. Радионуклидный состав | 1 раз в год Объединенные пробы | 30 — 40 | |
| Почва | Гамма спектрометрия Радионуклидный состав | 1 раз в год | 60 | Пробы отбираются по кольцевому маршруту, на характ. ландшафтах |
| Растительность | Гамма спектрометр. Радионукпидный состав | 1 раз в год | 60 | Пробы отбираются на характ. лаидшафтах по радиусам |
| Вода ПЛК, ХФК а также сбросных каналов АЭС | Суммарная бета - активность, гамма спектрометрия Радионуклидный состав | Постоянные измерения | По числу сбросов | Возможен квази непрерывный контроль в местах сброса |
| Вода водоемов, в т.ч. пруда-охладителя | Суммарная бета-активность, гамма спектрометр. Радионуклидный состав | 1 раз в месяц 1 раз в квартал по объединенной пробе | 5-20 | С учетом водопользования |
| Донные отложения и водоросли | — II — | 1 раз в год \ | 5-20 | С учетом водопользования |
| Рыба | — II — | 1 раз в год | 5-20 | |
| Животные | — II — | 1 раз в год | 5-20 | В «ближней» зоне АЭС |
| Грунтовые воды | — II — | 1 раз в месяц | По числу скважин | По специальной программе |
| Продукты питания местн. производства | — II — | 1 раз в год | В пунктах проживания | По специальной программе |
Дозиметрический контроль района расположения АЭС осуществляется в 3-х режимах:
• непрерывном;
• постоянном;
• периодическом.
Государственный надзор за соблюдением нормативных требований по охране окружающей среды осуществляют: Министерство охраны окружающей среды и ядерной безопасности Украины и Министерство охраны здоровья. Эти органы проводят специальные проверки на местах, ведут контрольные исследования, а также анализируют отчетные материалы, которые периодически (ежеквартально и ежегодно) направляют атомные электростанции.
Вывод
В соответствии с Законом Украины «Об охране окружающей природной среды» при эксплуатации промышленных или иных объектов должна обеспечиваться экологическая безопасность людей, рациональное использование природных ресурсов, соблюдение нормативов вредного воздействия на окружающую природную среду. При этом должны предусматриваться улавливание, утилизация, обезвреживание вредных веществ и отходов либо полная их ликвидация, исполнение других требований относительно охраны окружающей природной среды и здоровья людей.
Список литературы
1. Боровой А.А., Васильченко В.Н., Носовский А.В., Попов А.А., Щербина В.Г. Концепция радиационного контроля ПО "Чернобыльская АЭС" и основные технические требования к системе PK. - Чернобыль, 1993.
2. Васильченко В.Н., Носовский AB., Крючков В.П., Осанов Д.П., Павлов Д.А., Цовьянов А.Г., Бондарчук А.С., Ильичев С.В. Принципы организации сбора информации по дозиметрическим аспектам радиационных аварий. Руководящий документ Росстандарта, РД-187655/94.-Москва, 1994.
3. Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. / Изд. 3-е, перераб. и доп. Под редакцией E. Л. Столяровой. Учебник для вузов. - M.: Атомиздат, 1976. Закон Украины. Об обращении с радиоактивными отходами. Укр ЯО. - Киев, 1995.
4. Иванов В.И. Курс дозиметрии: Учебник для вузов./4-е изд., перераб. и доп.-M.: Энергоатомиздат, 1988.
5. Индивидуальная защита работающих в атомной энергетике/ В.С Кощеев, Д.С. Гольддггейн, В.Н. Клочков и др. -M.: Энергоатомиздат, 1992.
6. Кононович А.Л., Осколков Б.Я., Кудрявцева Н.А, Коротков В.Т., Ростовцев А.Л., Носовский А.В., Васильченко В.Н., Чабан Н.Г. Оценка радиоактивного состояния подземных вод в районе Чернобыльской АЭС. - Атомная энергия, 1994, т.77, вып.5.
7. Культура безопасности: Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG). - Вена, МАГАТЭ, 1990. (Серия безопасности 75-INSAG-4).
8. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. Учебник для техникумов. /3-е.изд. - M.: Атомиздат, 1975.
9. Мащенко Н.П., Мурашко В.А. Радиационное воздействие и радиационная защита населения при ядерных авариях на атомных электростанциях: Учеб. пособие. - К.: Вища шк., 1992.
10. Машкович В.П., Панченко А.М. Основы радиационной безопасности. Уч. Пособие для вузов. - M.: Энергоатомиздат, 1990.
11. Носовский А.В., Цовьянов А.Г., Кочетков О.А., Чабан Н.Г., Иванов Е.А. Опыт эксплуатации системы санитарно-пропускного режима на Чернобыльской АЭС. – Атомная энергия, 1997, т. 82, вып.2, с. 140-146.
12. Нормы радиационной безопасности НРБ -76/87. Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующх излучений ОСП - 72/ 87 / Минздрав СССР- 3-е изд., перераб. и доп. - M.: Энергоатомиздат, 1988.
13. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88) ПНАЭ Г-1-011-89 / Госатомнадзор СССР. - M.: Энергоатомиздат, 1990.
14. Правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений в учреждениях, организациях и на предприятиях Академии наук СССР.-M.: Наука, 1984.
15. Радиация: Дозы, эффекты, риск. Пер с англ. - M.: Мир, 1990.
