ФБ-14 ЮУАЕС-3.uk · 2019-11-25 · Роботи з продовження...

ДП «НАЕК «Енергоатом» Южно-Українська АЕС. Енергоблок № 3 Звіт з періодичної переоцінки безпеки

Фактор безпеки №14 «Вплив на навколишнє середовище»

ВП ЮУАЕС

Стор.4

ЗМІСТ 1 ВСТУП .......................................................................................................................................... 5 2 ПЕРЕЛІК ВИКОРИСТАНИХ СОКРОЧЕНЬ ............................................................................... 7 3 ВИМОГИ ДО ОЦІНКИ ФАКТОРА ............................................................................................. 9

3.1 Національні регулюючі вимоги ............................................................................................ 9 3.2 Міжнародні вимоги та керівництва .................................................................................... 10

4 АНАЛІЗ ФАКТОРА БЕЗПЕКИ .................................................................................................. 12 4.1 Нормативна база, що застосована до даного фактору безпеки .......................................... 12 4.2 Метод оцінки ....................................................................................................................... 15 4.3 Критерії оцінки .................................................................................................................... 15 4.4 Результати оцінки ................................................................................................................ 15 4.4.1 Існуючі у ВП ЮУАЕС джерела радіаційного впливу на навколишнє

середовищє ..................................................................................................................... 15 4.4.2 Граничні величини скидів і викидів радіонуклідів у режимі

нормальної експлуатації енергоблока № 3 і АЕС у цілому.......................................... 18 4.4.2.1 Величини гранично допустимих викидів радіонуклідів для ВП

ЮУАЕС. Фактичні газо-аерозольні викиди радіоактивних речовин у атмосферу за період експлуатації ЮУАЕС .................................................................. 21

4.4.2.2 Величини гранично допустимих скидів радіонуклідів для ВП ЮУАЕС. Фактичні скиди радіоактивних речовин у водні об'єкти ВП ЮУАЕС за період експлуатації .............................................................................. 39

4.4.3 Програма спостережень за радіаційною обстановкою в контрольованій зоні ВП ЮУАЕС. Автоматизована система радіаційного контролю (АСКРО) .................................................................................. 48

4.4.3.1 Програма радіаційного контролю у ВП ЮУАЕС ......................................................... 48 4.4.3.2 Обсяг радіаційного контролю навколишнього середовища, що

здійснюється ВП ЮУАЕС ............................................................................................. 64 4.4.3.3 Основні відомості про систему АСКРО ВП ЮУАЕС. ................................................. 74 4.4.4 Результати контролю радіаційного стану в районі розташування

ВП ЮУАЕС. Інформування громадськості. ................................................................. 88 4.4.4.1 Радіаційна обстановка навколо Южно-Української АЕС (у санітарно-

захисній і зоні спостереження) в передпусковий період. Зняття «нульового фону». ......................................................................................................... 88

4.4.4.2 Дані про радіаційну обстановку в районі розташування ЮУАЕС за період її експлуатації ..................................................................................................... 95

Контроль за потужністю дози гамма-випромінювання на місцевості .................................... 96 Контроль вмісту радіонуклідів у приземному шарі атмосферного повітря ......................... 101 Контроль вмісту радіонуклідів у атмосферних випадах........................................................ 110 Контроль вмісту радіонуклідів у водних об'єктах ................................................................. 123 Контроль води в свердловинах радіаційного контролю ........................................................ 130 Контроль вмісту радіонуклідів в донних відкладеннях і водоростях ................................... 136 Контроль вмісту радіонуклідів у грунті та рослинності ........................................................ 141 Контроль вмісту радіонуклідів у сільськогосподарській продукції ...................................... 144 4.4.4.3 Інформування громадськості ....................................................................................... 144 4.4.5 Висновки ...................................................................................................................... 147

5 ВИЗНАЧЕННЯ ТА РАНЖУВАННЯ ПРОБЛЕМНИХ ПИТАНЬ ........................................... 150 6 ЗАХОДИ ЩОДО КОРИГУВАННЯ ФАКТОРА ...................................................................... 152 7 ОЦІНКА РОЗВИТКУ СИТУАЦІЇ ДО НАСТУПНОЇ ППБ ..................................................... 154 8 ВИСНОВОК .............................................................................................................................. 155 9 ПЕРЕЛІК ПОСИЛАНЬ ............................................................................................................. 156



ВП ЮУАЕС

Стор.5

1 ВСТУП

Продовження термінів експлуатації АЕС визначається «Енергетичною стратегією України на період до 2035 року» як один з основних заходів для реалізації стратегічних цілей у сфері генерації електроенергії.

Проектний термін служби енергоблока №3 ВП ЮУАЕС завершується 10.02.2020 р.

Роботи з продовження експлуатації енергоблоків АЕС у надпроектний термін регламентуються вимогами таких документів:

- Закон України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку» №39/95-ВР від 08.02.1995;

- Закон України «Про дозвільну діяльність у сфері використання ядерної енергії» № 1370-XIV від 11.01.2000;

- «НП 306.2.141-2008 Загальні положення безпеки атомних станцій» [1]; - «НП 306.2.106-2005 Вимоги до проведення модифікацій ядерних

установок та порядку оцінки їх безпеки» [2]; - «НП 306.2.099-2004 Загальні вимоги до продовження експлуатації

енергоблоків АЕС у понадпроектний строк за результатами виконання періодичної переоцінки безпеки» [3];

- «СОУ-Н ЯЕК 1.004: 2007 Вимоги до структури та змісту звіту з періодичної переоцінки безпеки енергоблоків діючих АЕС» [4];

- «НП 306.2.162-2010 Вимоги до оцінки безпеки атомних станцій» [5]; - «НП 306.2.210-2017 Загальні вимоги до управління старінням елементів і

конструкцій та довгострокової експлуатації енергоблоків атомних станцій» [6].

Основним документом, на базі якого буде ухвалено рішення про продовження терміну дії ліцензій АЕС на експлуатацію енергоблоків у надпроектний період, є «Звіт з періодичної переоцінки безпеки енергоблока» (далі - ЗППБ).

Розробка цього звіту є одним з етапів проекту з періодичної переоцінки безпеки енергоблока № 3 ВП ЮУАЕС (ППБ).

У складі Звіту з періодичної переоцінки безпеки виконано аналіз 14 факторів безпеки, які містяться в главах ЗППБ, і викладені таким чином:

- ФБ-1 «Проект енергоблока»; - ФБ-2 «Поточний технічний стан систем і елементів»; - ФБ-3 «Кваліфікація обладнання»; - ФБ-4 «Старіння»; - ФБ-5 «Детерміністичний аналіз безпеки»; - ФБ-6 «Імовірнісний аналіз безпеки»; - ФБ-7 «Аналіз внутрішніх і зовнішніх впливів»; - ФБ-8 «Експлуатаційна безпека»; - ФБ-9 «Використання досвіду однотипних АЕС і результатів наукових

досліджень»; - ФБ-10 «Організація та управління»; - ФБ-11 «Експлуатаційна документація»; - ФБ-12 «Людський фактор»; - ФБ-13 «Аварійна готовність і планування»; - ФБ-14 «Вплив на навколишнє середовище».



ВП ЮУАЕС

Стор.6

Кожну з глав представлено у вигляді окремого звіту. За результатами оцінки всіх факторів безпеки виконано комплексний аналіз

безпеки, який також оформлено окремим звітом. У цьому звіті проводиться розгляд фактора безпеки ФБ-14 «Вплив на природне

середовище». Інформація, яку наведено в звіті, відповідає стану енергоблока № 3 і всієї ЮУАЕС на 31.12.2017 р.

Завданнями написання звіту з фактору безпеки «Вплив на навколишнє середовище» є:

- опис існуючої системи радіаційного контролю впливу ВП ЮУАЕС на навколишнє середовище, заходів, що здійснюються з модернізації цієї системи, подання інформації за результатами моніторингу фактичного впливу АЕС на довкілля;

- проведення порівняльного аналізу результатів фактичного впливу ВП ЮУАЕС на навколишнє середовище з встановленими межами;

- надання інформації про діяльність, спрямовану на зниження радіаційного впливу ВП ЮУАЕС на навколишнє середовище, і про відсутність передумов для перевищення встановлених норм у період надпроектної експлуатації.



ВП ЮУАЕС

Стор.7

2 ПЕРЕЛІК ВИКОРИСТАНИХ СОКРОЧЕНЬ

АРМ Автоматизоване робоче місце (оператора) АС Атомна станція АСКРО Автоматизована система контролю радіаційної обстановки А-ТР Адміністративно-технологічний рівень АЕС Атомна електрична станція ББ Бризкальні басейни БВ Басейн витримки БВІ Блок виносної індикації БВК Блок вимірювань і контролю ДІЯРУ Державна інспекція ядерного регулювання ДП «НАЕК «Енергоатом»

Державне підприємство «Національна атомна енергогенеруюча компанія «Енергоатом »

ДВ Допустимий викид (граничний викид) ДЖН Довгоживучі радіонукліди ДС Допустимий скид (граничний скид) ДР Допустимий рівень ЗС Зона спостереження ЗСР Зона стогого режиму ІРГ Інертні радіоактивні гази ВРФ Вимірювач радіаційного фону КВП Контрольно-вимірювальні прилади Крна Показник радіоактивних надходжень у атмосферу Крнв Показник радіоактивних надходжень у зовнішні водойми КР Контрольний рівень ЛЗД Лабораторія зовнішньої дозиметрії ПД Потужність дози МДА Мінімально детектована активність МП Метеорологічний піст ПЕД Потужність ефективної/експозиційної дози НД Нормативна документація НП Норми і правила з ядерної та радіаційної безпеки НРБУ Норми радіаційної безпеки України ОА Об'ємна активність ЗАБ Звіт з аналізу безпеки ВП ЮУАЕС Відокремлений підрозділ «Южно-Українська АЕС» ЗППБ Звіт з періодичної переоцінки безпеки ВРУ Відкритий розподільчий пристрій ОСБЗ Очисні споруди брудної зони ОСПУ Основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки

України ГВі Граничний викид ПЛК Промливнева каналізація ППБ Періодична переоцінка безпеки ППК Периферійний пост контролю



ВП ЮУАЕС

Стор.8

ППРБ Програма підвищення радіаційної безпеки ПРБ АС-89 Правила радіаційної безпеки під час експлуатації атомних станцій ГСі Граничний скид (допустимий скид) РАВ Радіоактивні відходи РБ Радіаційна безпека РК Радіаційний контроль РВ Реакторне відділення РТ Ретранслятор РТК Радіаційний технологічний контроль РУ Реакторна установка РЦ Реакторний цех СБЖ Система безперебійного живлення СВО Система водоочищення СГО Система спецгазоочищення СЗЗ Санітарно-захисна зона ЗІЗ Засоби індивідуального захисту СК Спецкорпус СНЖ Система надійного живлення СРК Система радіаційного контролю СЗД Станція збору даних СТП Стандарт підприємства СУЗ Система управління та захисту СЕС Санітарно-епідеміологічна служба ТВЕЛ Тепловиділяючий елемент ТЛД Термолюмінісцентний дозиметр ТОБ Технічне обґрунтування безпеки ТЗ Технічні засоби УІГЗ Управління інформації та громадських зв'язків УВТК Управління виробничо-технічної комплектації НТЦ Навчально-тренувальний центр СРРВ Сховище рідких радіоактивних відходів ССВ Сховище сухих відходів СТРВ Сховище твердих радіоактивних відходів ГФК Госпфекальна каналізація ХЦ Хімічний цех ЦПК Центральний пост контролю ЦРБ Цех радіаційної безпеки



ВП ЮУАЕС

Стор.9

3 ВИМОГИ ДО ОЦІНКИ ФАКТОРА Нижче наводяться основні вимоги до виконання оцінки даного фактору, що

визначаються положеннями деяких національних і міжнародних регулюючих документів.

3.1 Національні регулюючі вимоги

СОУ-Н-ЯЕК 1.004:2007 Вимоги до структури та змісту звіту з періодичної переоцінки безпеки діючих енергоблоків АЕС [4]: «... 6.6.1. Радіаційний вплив на навколишнє середовище Метою аналізу цього фактора безпеки є демонстрація того, що на АЕС існує і

реалізується програма контролю радіаційного впливу на навколишнє середовище, і що цей вплив не перевищує нормативних меж. При цьому мають використовуватися дані, наведені в ТОБ, ЗАБ чи попередньому ЗППБ.

6.6.1.1 Джерела радіаційного впливу на навколишнє середовище. Необхідно перерахувати і стисло охарактеризувати можливі шляхи

розповсюдження радіонуклідів в навколишньє середовищє. 6.6.1.2 Попередні величини скидів і викидів радіонуклідів у режимі нормальної

експлуатації енергоблока та АЕС в цілому. Слід навести величини гранично допустимих скидів і викидів радіонуклідів,

залежн від їхнього ізотопного складу і агрегатного стану, а також з урахуванням кількісті енергоблоків, що експлуатуються.

6.6.1.3 Програма спостережень за радіаційним станом у контрольованій зоні

АЕС. Необхідно викласти основні положення програми спостережень за радіаційним

станов в районі розташування АЕС, з зазначенням контрольованих параметрів, кількості точок спостереження, а також спостережень за динамікою накопичення радіонуклідів в сільськогосподарській продукції, поверхневих і грунтових водних джерелах, представниках флори та фауни, які причетні до харчового ланцюго людини.

6.6.1.4 Система зовнішнього радіаційного контролю. Слід описати систему зовнішнього радіаційного контролю (АСКРО), ступінь її

автоматизації, організаційну структуру відповідних підрозділів АЕС, їх укомплектованість кваліфікованим персоналом і документацією експлуатаційного та методичного характеру. Повинен також наводитися порядок формування та передачі інформації, що сігналізує про перевищення встановлених меж радіаційних параметрів або виникнення їх аномального наростання.

6.6.1.5 Результати контролю радіаційного стану в районі розміщення АЕС. 6.6.1.5.1 Повинні наводитися представити результати радіаційного контролю,

включаючи скиди і викиди радіонуклідів у районі розташування АЕС за роками звітного періоду. Ці дані потрібно порівняти з даними, отриманими до введення АЕС



ВП ЮУАЕС

Стор.10

у експлуатацію («нульовий» фон). В разі наявності аномальних відхилень, слід надати аналіз причин їхньої появи.

6.6.1.5.2 Необхідно також надати інформацію про зміни у використанній території навколо АЕС, які відбулися за звітний період.

6.6.1.6 Інформування громадськості. Необхідно охарактеризувати впроваджену на АЕС систему інформування

громадськості про радіаційний вплив електростанції на навколишнє середовище. 6.6.1.7 Узагальнюючі висновки. Мають бути сформульовані узагальнюючі висновки про ефективність системи

контролю впливу АЕС на навколишнє середовище, а також про рівень цього впливу на фоні природних радіаційних показників, характерних для району розміщення електростанції.

НП 306.2.099-2004 Загальні вимоги до продовження експлуатації

енергоблоків АЕС у надпроектний період за результатами здійснення періодичної переоцінки безпеки [3]: "Фактори безпеки і рекомендації щодо їх застосування при здійсненні

періодичної переоцінки безпеки... 1.6 Вплив на навколишнє середовище Метою розгляду є визначення наявності в експлуатуючої організації

відповідної програми контролю радіаційного впливу АЕС на навколишнє середовище.

До розгляду включено: - перелік потенційних джерел радіаційного впливу; - ліміти скидів і викидів; - відомості про скиди та викиди від початку експлуатації АЕС; - проект контролю 30-ти кілометрової зони АЕС; - система сигналізації, у разі перевищення граничного значення викидів; - інформування громадськості про наслідки радіаційного моніторингу; - зміни у використанні території навколо АЕС.

3.2 Міжнародні вимоги та керівництва

Періодичний розгляд безпеки атомних електростанцій. Спеціальне керівництво з безпеки SSG-25. МАГАТЕ, 2016 [10]: «Фактор безпеки 14. Радіологічний вплив на навколишнє середовище. 5.146. Експлуатуюча організація має мати введену в дію ефективну програму

моніторингу, що дозволяє отримувати дані про радіологічний (радіаційний) вплив атомної електростанції на прилегле природне середовище.

Мета 5.147. Мета розгляду цього чинника безпеки - визначити, чи має експлуатуюча

організація адекватну і ефективну програму моніторингу радіаційного впливу станції на навколишнє середовище, яка забезпечує належний контроль викидів і їх утримання на розумно досяжному низькому рівні.



ВП ЮУАЕС

Стор.11

Межі та завдання 5.148. Дані радіологічного моніторингу слід порівнювати зі значеннями, які

було виміряно до введення атомної електростанції в експлуатацію, і/або історичними значеннями, проаналізованими під час останнього ПРБ. У разі значних відхилень експлуатуючої організації слід дати пояснення цьому з урахуванням відповідних зовнішніх щодо атомної електростанції факторів.

5.149. Якщо дані з навколишнього середовища не надавалися з моменту початку експлуатації станції або з часу проведення останнього ПРБ, такі дані мають бути представлені в регулюючий орган для ознайомлення.

Методологія 5.150. Розгляд має визначити, чи є програма моніторингу слушною та

достатньою за своєю повнотою. Зокрема, під час розгляду слід переконатися в тому, що радіологічний вплив станції на навколишнє середовище є несуттєвим у порівнянні з впливом інших джерел випромінювання.

5.152. У рамках цього розгляду слід переконатися в тому, що: - ведеться моніторинг концентрацій радіонуклідів у повітрі, воді (в тому числі у

річковій, морській воді та грунтових водах), грунті, сільськогосподарських і морських продуктах і тваринах - силами експлуатуючої організації або незалежної державної організації; тенденції відстежуються, і в разі перевищення рівнів дії вживаються належні коригувальні заходи;

- експлуатуюча організація враховує потенційні нові джерела радіаційного впливу на навколишнє середовище;

- методи пробовідбору та проведення вимірювань узгоджуються з діючими нормами;

- ведеться контроль облікових даних щодо рідких/газоподібних скидів, відслідковуються тенденції та вживаються належні заходи з метою недопущення перевищення встановлених меж і утримання таких скидів на розумно досяжному низькому рівні;

- моніторинг на майданчику ведеться в таких точках і з використанням таких методів, які з високою імовірністю дозволяють миттєво дізнаватись про викид радіоактивного матеріалу в навколишнє середовище;

- моніторинг рівнів забруднення та рівнів радіоактивного випромінювання за межами майданчика є достатнім і вживаються коригувальні заходи для утримання цих величин на розумно досяжному низькому рівні;

- вжиті заходи щодо дезактивації/очищення забруднених ділянок, де це було доцільно та практично можливо;

- системи аварійної сигналізації для реагування на нештатні викиди радіоактивного матеріалу з установок на майданчику належним чином спроектовані, знаходяться в готовності та будуть перебувати в готовності у майбутньому;

- опубліковані відповідні дані щодо впливу станції на навколишнє середовище; - зміни у використанні територій навколо майданчика взято до уваги під час

розробки програм моніторингу.



ВП ЮУАЕС

Стор.12

4 АНАЛІЗ ФАКТОРА БЕЗПЕКИ 4.1 Нормативна база, що застосована до даного фактору безпеки

Нормативна база забезпечення радіаційної безпеки Система правового регулювання забезпечення радіаційної безпеки та охорони

навколишнього природного середовища при використанні атомної енергії включає три групи нормативних актів (див. Малюнок 4.1).

До першої групи нормативних актів належать конституційні та інші законодавчі акти, що визначають заходи забезпечення радіаційної безпеки та охорони навколишнього середовища, зокрема:

Закон України «Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку» № 39/95-ВР від 08.02.1995. Цей закон є основоположним у ядерному законодавстві України. Він встановлює пріоритет безпеки людини та навколишнього природного середовища, права та обов'язки громадян у сфері використання ядерної енергії, регулює діяльність, пов'язану з використанням ядерних установок та джерел іонізуючого випромінювання.

Закон України «Про захист людини від впливу іонізуючого випромінювання» № 15/98-ВР в ред. від 29.09.2013. Цей закон спрямований на забезпечення захисту життя, здоров'я та майна людей від негативного впливу іонізуючого випромінювання, спричиненого практичною діяльністю, а також у випадках радіаційних аварій, шляхом виконання запобіжних та рятувальних заходів і відшкодування збитків.

Закон України «Про поводження з радіоактивними відходами» № 255/95-ВР від 30.06.1995. Закон спрямовано на забезпечення захисту людини та навколишнього середовища від шкідливого впливу радіоактивних відходів.

Друга група - урядові постанови, що визначають компетенцію спеціальних

державних органів, які виконують функції регулювання та нагляду в сфері використання ядерної енергії, вимоги регулюючих органів у області атомної енергетики:

Державна інспекція ядерного регулювання України - центральний орган виконавчої влади з формування та реалізації державної політики в сфері безпеки використання ядерної енергії. Здійснює реєстрацію об'єктів, видачу дозволів на їх експлуатацію, нагляд за дотриманням правил, норм, інструкцій з безпеки АЕС під час їх проектування, спорудження, експлуатації та зняття з експлуатації.

Міністерство охорони здоров'я України - здійснює державний санітарний нагляд за дотриманням норм радіаційної безпеки під час виробництва, зберігання, транспортування, захоронення, використання радіоактивних речовин і джерел іонізуючого випромінювання.

Третя група - основні міжвідомчі нормативні документи з радіаційного захисту та радіаційної безпеки:

НП 306.2.141-2008 Загальні положення безпеки атомних станцій, ДКЯРУ, 2008 [1] (далі - НП 306.2.141-2008);

НРБУ-97, ДГН 6.6.1-6.5.001-98 Норми радіаційної безпеки України. Державні гігієнічні нормативи, МОЗУ, 1997р. [7] (далі - НРБУ-97);

НРБУ-97 / Д-2000, ДГН 6.6.1.-6.5.061-2000 Норми радіаційної безпеки України. Доповнення: Радіаційний захист від джерел потенційного опромінення. Державні гігієнічні нормативи, МОЗУ, 2000 [8] (далі - НРБУ-97/Д-2000);



ВП ЮУАЕС

Стор.13

ДСП 6.177-2005-09-02 Основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки України ОСПУ, МОЗУ, 2005 р. [9] (далі - ОСПУ);

ПРБ АС-89 Правила радіаційної безпеки під час експлуатації атомних станцій, МОЗ СРСР, МАЕ СРСР, 1989 р. [11] (далі - ПРБ АС-89).

НП 306.2.141-2008 - встановлюють цілі та критерії безпеки атомних станцій, а також основні технічні та організаційні заходи, спрямовані на їх реалізацію, захист персоналу атомних станцій, населення та навколишнє середовище від можливого радіаційного впливу.

НРБУ-97, НРБУ-97/Д-2000 - визначають основні принципи радіаційної безпеки, неперевищення встановленої основної дозової межі, неможливість будь-якого необгрунтованого опромінення, зниження дози опромінення до можливо низького рівня та встановлюють дозові межі опромінення персоналу та населення.

ОСПУ - встановлює санітарно-гігієнічні та організаційно-технічні вимоги щодо забезпечення радіаційної безпеки під час здійснення практичної діяльності стосовно поточного та потенційного опромінення персоналу та населення, а також у ситуаціях втручань.

ПРБ АС-89 - визначають вимоги радіаційної безпеки під час виконання всіх видів діяльності на діючих АС.

На підставі зазначених нормативних документів на АЕС розробляються

регламенти, інструкції, положення, програми, ведеться оперативна документація, що стосується організації та забезпечення радіаційного контролю.



ВП ЮУАЕС

Стор.14

Малюнок 4.1 - Нормативна база забезпечення радіаційної безпеки ВП ЮУАЕС

ВП «Южно-Українська АЕС» Регламент радіаційного контролю

Інструкції з радіаційної безпеки; з експлуатації; положення

Програми

Оперативна документація

I група

II група Вимоги регулюючих органів у області атомної енергетики: Державна інспекція ядерного

регулювання України, Міністерство охорони здоров'я України

Законодавчі акти, що визначають заходи забезпечення радіаційної безпеки та охорони

навколишнього середовища: Закон України «Про використання ядерної енергії та

радіаційної безпеки», Закон України «Про захист людини від впливу

іонізуючого випромінювання», Закон України «Про поводження з радіоактивними відходами»

III група Міжвідомчі нормативні документи:

НП.306.2.141-2008, НРБУ-97, НРБУ-97/Д-2000, ОСПУ, ПРБ АС-89



ВП ЮУАЕС

Стор.15

4.2 Метод оцінки Під час розробки ЗППБ застосовується метод експертної оцінки на основі

порівняльного аналізу за якісними та кількісними критеріями.

4.3 Критерії оцінки Критерієм позитивної оцінки цього фактора безпеки є відповідність значень

показників експлуатаційної безпеки допустимим і нормованим значенням, що встановлені органами державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки, а також експлуатуючою організацією.

В якості оцінки для даного фактора приймаються такі критерії: відповідність діяльності з експлуатації АЕС вимогам законодавчо-

нормативних актів, ліцензійних документів, чинних норм і правил з ядерної та радіаційної безпеки;

наявність адекватної та ефективної програми моніторингу радіаційного впливу на навколишнє середовище, що забезпечує належний контроль викидів і скидів під час експлуатації АЕС, вмісту радіоактивних речовин у навколишньому середовищі;

неперевищення фактичного впливу АЕС на навколишнє середовище встановлених меж і відсутність передумов такого перевищення в період надпроектної експлуатації енергоблока;

здійснення заходів з підтримки величин викидів і скидів на максимально низькому рівні, який практично можливо досягти, і виявлення нових потенційно можливих джерел радіаційного впливу;

наявність системи інформування громадськості про радіаційний вплив АЕС на навколишнє середовище.

4.4 Результати оцінки 4.4.1 Існуючі у ВП ЮУАЕС джерела радіаційного впливу на навколишнє

середовищє Під час ділення будь-якого типу ядерного палива реактора утворюється

приблизно 200 різних радіонуклідів. Велика частина виходу під час ділення припадає на інертні радіоактивні гази (ІРГ) - ізотопи криптону та ксенону, а серед радіонуклідів, які становлять небезпеку внутрішнього опромінення людини - ізотопи йоду, цезію, стронцію, цирконію, барію, рутенію.

Крім продуктів ділення в реакторній зоні присутні також продукти активації, що утворюються в результаті впливу потоків нейтронів, що виходять з активної зони, на елементи конструкції реактора та теплоносій. Серед продуктів активації у водо-водяних реакторах найбільше значення мають ізотопи цезію, марганцю, кобальту, заліза, тритію та ін.

Теплоносій і домішки, що переносяться ним, під час переміщення через активну зону реактора піддаються опроміненню нейтронами, і деякі елементи в результаті (n,), (n,p), (n,)-реакцій стають радіоактивними. Під впливом випромінювання також відбувається процес радіолізу води з утворенням радикалів Н+ и ОН-.



ВП ЮУАЕС

Стор.16

Активність теплоносія першого контуру визначається такими основними складовими:

власною (кисневою) активністю теплоносія, що утворюється в результаті реакції

16О (n,p)

16N потоку нейтронів у активній зоні реактора з ядрами ізотопів

кисню, що входять до складу молекул теплоносія; осколковою активністю, яка визначається продуктами ділення, які

потрапляють до теплоносія в результаті порушення герметичності оболонок ТВЕЛів і/або забруднення паливною композицією зовнішніх поверхонь ТВЕЛів у процесі їх виготовлення. У разі порушення герметичності оболонок ТВЕЛів до теплоносія потрапляють, у першу чергу, інертні радіоактивні гази (ІРГ), ізотопи йоду, що накопичилися під оболонками ТВЕЛів, а потім радіонукліди з паливної композиції;

наведеною (корозійною) активністю теплоносія, яка визначається, в основному, активованими в результаті проходження теплоносія через активну зону, домішками. Це продукти корозії конструктивних матеріалів головного циркуляційного контура та внутрішньокорпусних пристроїв реактора, а також хімреагент для підтримки водно-хімічного режиму першого контура;

активністю тритію. На АЕС з ВВЕР у теплоносії тритій існує переважно у вигляді тритієвої води, в продувльному газі - в газоподібній та окисленій формах. У реакторі тритій утворюється під час потрійного діленні ядерного палива; в результаті реакції нейтронної активації Li і В, розчинених у теплоносії першого контура, а також активації дейтерію, що міститься в теплоносії у якості домішки (до 0,015%). Основним джерелом тритію в теплоносії реакторів ВВЕР є реакції 10В(n,2α)3Н (бор додається до теплоносія у вигляді борної кислоти) і 6Li(n,α)3Н (літій потрапляє у вигляді домішки до гідроксиду калію), а також вихід тритію за рахунок дифузії з негерметичних ТВЕЛів. У АЕС з реакторами типу ВВЕР за рахунок потрійного поділу в ТВЕЛах утворюється близько 0,37-0,74 ТБк/МВт(ел)∙рік тритію.

Безпосередніми носіями всіх вище перерахованих активностей і

випромінювань є елементи обладнання першого контуру, обладнання допоміжних контурів атомної станції і, деякою мірою, обладнання другого контуру атомної станції.

Основними джерелами радіаційної небезпеки у ВП ЮУАЕС є: реакторна установка, включаючи внутрішньокорпусні пристрої; обладнання та трубопроводи систем першого контуру (циркуляційні

насоси, парогенератори, компенсатори об'єму, засувки тощо); активний теплоносій першого контуру; відпрацьоване ядерне паливо; басейн витримки та перевантаження; обладнання та трубопроводи системи спеціального водоочищення; обладнання та повітроводи вентиляційних систем РВ, СК,

спецгазоочищення; обладнання систем контролю параметрів першого контуру; радіоактивні відходи (РАВ); радіоактивні джерела, що поставляються для технічних потреб (для

дефектоскопії, повірки та градуювання приладів та ін.). Під час експлуатації АЕС у нормальному режимі забезпечується локалізація

основної кількості радіоактивних продуктів у реакторній установці та в спеціальних



ВП ЮУАЕС

Стор.17

системах водо- та газоочищення. Проте, за низкою причин, незначна частина радіонуклідів все ж виходить у навколишнє сереовище.

Величину надходження радіоактивних речовин у навколишнє сереовище здебільшого обумовлено виходом радіоактивних газів з деаераторів підживлення та баків організованих протікань, а також через можливі нещільності в різних технологічних системах, що містять радіоактивні речовини. Для зниження активності викиду виконується очищення радіоактивного повітря на спеціальних фільтрах, встановлених у вентиляційних системах, і після очищення в системі спецгазоочищення (СГО) газова суміш викидається до венттруби.

Під час порушення герметичності парогенераторів продукти ділення надходять до теплоносія другого контуру, а в разі порушення герметичності другого контуру можливе попадання радіоактивних речовин у виробничі приміщення зони «вільного» режиму та системою дренажів обладнання машзали та дренажів полу машзали - в навколишнє середовище (Ташлицьке водосховище).

Потенційно можливим джерелом радіоактивних скидів може бути скидання води, що надходить з контрольних баків системи переробки трапної води TD і TR (СВО 3), системи очищення вод спецпралень UG (СВО 7), у промливневу каналізацію та з водою промливневої каналізації до Ташлицького водосховища.

Основними складовими іонізуючого випромінювання, від якого обслуговуючий персонал атомної станції отримує основні дозові навантаження, є:

нейтронне та гамма-випромінювання активної зони реактора; захоплююче гамма-випромінювання від корпусу реактора та

внутрішньокорпусних пристроїв; випромінювання теплоносія першого контура; випромінювання продуктів корозії, що відклалися на внутрішніх поверхнях

першого контура; випромінювання середовищ, які переробляються на установках

спецводоочищення та спецвентиляції; випромінювання від твердих і рідких РАВ. Найбільш поширеними за елементами технологічної схеми, а тому й найбільш

небезпечними є складова випромінювання теплоносія першого контура та складова випромінювання середовищ, похідних (за активністю) від теплоносія першого контура.

Можливі такі види радіаційного впливу на персонал: зовнішнє опромінення від обладнання, що містить радіоактивні речовини; внутрішнє опромінення за рахунок вдихання радіоактивних речовин; контактне опромінення за рахунок радіоактивного забруднення шкіряних

покровів і спецодягу; зовнішнє опромінення, обумовлене радіоактивним забрудненням поверхонь

обладнання та приміщень, а також наявністю в повітрі радіоактивних газів і аерозолів.

Основними роботами з закритими джерелами є роботи з гамма-дефектоскопії,

налаштуваню та градуювання дозиметричної і радіометричної апаратури. Основними роботами з відкритими джерелами слід вважати: відбір проб теплоносія першого контуру та їх аналіз; зір, сортування, транспортування та буферне зберігання РАВ; ремонт, монтаж і демонтаж основного технологічного обладнання в ЗСР;



ВП ЮУАЕС

Стор.18

дезактивація приміщень і обладнання, сортування забрудненого спецодягу в санпропускниках і спецпральнях.

4.4.2 Граничні величини скидів і викидів радіонуклідів у режимі нормальної експлуатації енергоблока № 3 і АЕС у цілому

Сьогодні в Україні діють норми радіаційної безпеки 7,8. Згідно з положеннями документа 7, встановлюються межі за наступними

критеріями: внутрішнім і зовнішнім опроміненням персоналу та населення; максимально допустимими величинами викидів і скидів радіоактивних речовин у навколишнє середовище. Нормами радіаційної безпеки встановлюються наступні категорії осіб, які

опромінюються: Категорія А (персонал) - особи, які постійно або тимчасово працюють безпосередньо з джерелами іонізуючих випромінювань. Категорія Б (персонал) - особи, які безпосередньо не зайняті роботою з джерелами іонізуючих випромінювань, але в зв'язку з розташуванням робочих місць у приміщеннях і на промислових майданчиках об'єктів з радіаційно-ядерними технологіями можуть отримувати додаткове опромінення. Категорія В - все населення. Для осіб категорій А і Б ліміти доз встановлюються в термінах індивідуальної

річної ефективної дози зовнішнього та внутрішнього опромінення і еквівалентних доз зовнішнього опромінення (ліміт річної ефективної дози та межі еквівалентної дози зовнішнього опромінення).

Обмеження опромінення осіб категорії В (населення) здійснюється введенням лімітів річних ефективної та еквівалентної доз у критичній групі осіб категорії В. Останнє означає, що значення річної дози опромінення осіб, які входять до критичної групи, не має перевищувати ліміту дози, встановленого для категорії В.

Основні дозові ліміти еквівалентної дози зовнішнього опромінення за календарний рік у залежності від групи органів, а також сумарного зовнішнього та внутрішнього опромінення (ліміт ефективної дози) наведено в таблиці 4.1.

Таблиця 4.1 - Межі дози опромінення (мЗврік-1)

Категорія осіб, які опромінюються

Аа)б) Ба) Ва)

ЛДE (ліміт ефективної дози) 20а) 2 1

Ліміти еквівалентної дози зовнішнього опромінення: - ЛДlens (для кришталика ока) 150 15 15 - ЛДskin (для шкіри) 500 50 50 - ЛДextrim (для кистей та стоп) 500 50 -

Примітки: а) - розподіл дози опромінення протягом календарного року не регламентується; б) - для жінок дітородного віку (до 45 років) і для вагітних жінок діють обмеження пункту

5.6 НРБУ-97; в) - у середньому за будь-які послідовні 5 років, але не більше 50 мЗв за окремий рік (ЛДmax).



ВП ЮУАЕС

Стор.19

Згідно з 7, для критичної групи осіб категорії В встановлюється наступний перелік допустимих рівнів (ДР):

допустиме надходження радіонукліда органами дихання (ДН ) і травлення (ДН ); допустимі концентрації радіонукліда в повітрі (ДК ) та питній воді (ДК ); допустимий скид (ДС) і викид (ДВ) радіоактивних речовин у навколишнє середовище. Регламентація та контроль опромінення населення (категорія В) здійснюються

на основі розрахунків річних ефективних та еквівалентних доз опромінення критичних груп.

Розрахунки виконуються за методиками, затвердженими Міністерством охорони здоров'я України. Обмеження опромінення населення здійснюється шляхом регламентації та контролю: газо-аерозольних викидів і водних скидів у процесі роботи радіаційно-ядерних об'єктів; вмісту радіонуклідів у окремих об'єктах навколишнього середовища (воді, продуктах харчування, повітрі тощо).

Для відповідних радіаційно-ядерних об'єктів встановлюється квота ліміту дози опромінення осіб категорії В. На підставі квоти ліміту дози для кожного окремого об'єкта встановлюються допустимі скиди (ДС) і допустимі викиди (ДВ). Для АЕС величини квоти ліміту дози наведені в таблиці 4.2.

Таблиця 4.2- Квоти ліміту дози, що використовуються для встановлення ДС і ДВ

Радіаційно-ядерний об'єкт

Викиди: квота DLE за рахунок всіх

шляхів формування

дози

Скиди: квота DLE за

рахунок критичного виду

водокористування

Сумарна квота DLE за рахунок

повітряного та водних шляхів

формування дози

% мкЗв % мкЗв % мкЗв АЕС 4 40 1 10 8 80

Допустимий викид ДВ (ЛВi) - регламентований максимальний сукупний

рівень газо-аерозольного викиду. ДВ - викид, при якому сумарна річна ефективна доза представника критичної групи населення (за межами СЗЗ) за рахунок усіх радіонуклідів, присутніх у викиді, не перевищує квоту ліміту дози.

Допустимий скид ДС (ЛСi) - регламентований максимальний сукупний рівень водного скидання. ДС - скид, при якому сумарна річна ефективна доза представника критичної групи населення, за рахунок усіх присутніх у скиданні радіонуклідів, не перевищує квоту ліміту дози.

Нижче, в п.4.4.2.1 і в п.4.4.2.2, наведено значення гранично допустимих скидів ДС (ЛСi) і гранично допустимих викидів ДВ (ЛВi) для ВП ЮУАЕС. При їх встановленні враховується міграція радіонуклідів у навколишньому середовищі та харчовими ланцюгами, структура землекористування і фактичне використання водойм (рекреація, рибництво, рибальство, поливне землеробство, водопій худоби, наявність заплавних лук і ін.).



ВП ЮУАЕС

Стор.20

Під час нормування опромінення населення (категорія В) розглядаються всі шість груп референтного віку (таблиця 4.3), під час нормування опромінення персоналу (категорії А і Б) - лише референтний вік "Дорослий".

Згідно з [9], з метою фіксації досягнутого рівня радіаційної безпеки на цьому радіаційно-ядерному об'єкті, у населеному пункті та навколишньому середовищі, на підставі інформації про радіаційну обстановку на конкретному радіаційно-ядерному об'єкті для окремих його приміщень, санітарно-захисної зони, зони спостереження та інших об'єктів для планування заходів захисту і оперативного контролю радіаційного стану встановлюються контрольні рівні (КР). Таблиця 4.3 - Шкала референтного віку

Референтний вік

Початковий вік, використаний під час моделювання

метаболічних процесів

Можливе застосування розрахованих доз до вікової

когорти 3 місяці 100 днів До 12 місяців 1 рік 1 рік Старше 1 року, до 2 років 5 років 5 років Старше 2 років, до 7 років 10 років 10 років Старше 7 років, до 12 років 15 років 15 років Старше 12 років, до 17 років «Дорослий» 25 років - для остеотропних

радіонуклідів 20 років - для інших радіонуклідів

Старше 17 років

Контрольні рівні встановлює адміністрація радіаційно-ядерного об'єкта за

умови обов'язкового узгодження з державними регулюючими органами. Значення КР мають бути нижчими за відповідні допустимі рівні.

У разі перевищення КР адміністрацією об'єкта проводиться розслідування з метою виявлення та усунення причин, що призвели до перевищення. У разі необхідності КР можуть бути змінені в установленому регулюючими органами порядку.

КР регулярно переглядаються (згідно з ОСПУ [9]), враховуючи поточну радіаційну обстановку на об'єкті.

Нижче, в п. 4.4.2.1 і в п. 4.4.2.2, наведено значення контрольних рівнів викидів та скидів для ВП ЮУАЕС.

На додаток до діючих на АЕС контрольних рівнів газо-аерозольних викидів і водних скидів радіоактивних речовин в навколишнє середовище експлуатуючою організацією з метою виявлення причин випадків неконтрольованого зростання величин викидів і скидів АЕС встановлюються адміністративно-технологічні рівні (А-ТР), які, власне, є рівнями дослідження.

Перевищення А-ТР не відноситься до категорії порушення норм і правил, що діють на АЕС, і не вимагає звітності перед державними регулюючими органами.

ДП «НАЕК «Енергоатом» інформує ДІЯРУ про встановлені значення А-ТР газо-аерозольних викидів і водних скидів радіоактивних речовин АЕС.

Дотримання А-ТР сприяє оптимізації технологічних процесів, розробці організаційних і технічних заходів, спрямованих на зниження рівня газо-аерозольних викидів і водних скидів АЕС у навколишнє середовище, а також попередженню



ВП ЮУАЕС

Стор.21

досягнення атомними станціями встановлених контрольних рівнів викидів і скидів радіоактивних речовин.

Чисельні значення А-ТР газо-аерозольних викидів і водних скидів розробляються дирекцією з нагляду за безпекою ДП «НАЕК «Енергоатом».

А-ТР газо-аерозольних викидів встановлюються окремо для режимів експлуатації енергоблоків на номінальній потужності та для стану планового ремонту.

Інформація щодо підсумків розслідування перевищення А-ТР приводиться в звітах з радіаційної безпеки ВП ЮУАЕС за квартал кожного року, які надаються органам регулювання для інформування про випадки перевищення значень А-ТР.

4.4.2.1 Величини гранично допустимих викидів радіонуклідів для ВП ЮУАЕС. Фактичні газо-аерозольні викиди радіоактивних речовин у атмосферу за період експлуатації ЮУАЕС

Числові значення контрольних і адміністративно-технологічних рівнів газо-аерозольних викидів радіоактивних речовин для ВП ЮУАЕС представлено в таблицях 4.2.1.1 та 4.2.1.2. Таблиця 4.2.1.1 - Числові значення контрольних рівнів газо-аерозольних викидів радіоактивних речовин [13]

Параметр контролю Одиниці виміру Контрольний рівень Щодобовий контроль

Інертні радіоактивні гази ГБК/добу 1200 Довгоживучі радіонукліди (ДЖН) МБк/добу 4,3

Радіоізотопи йоду МБк/добу 140 Щомісячний контроль

60Co МБк/місяць 39 134Cs МБк/місяць 55 137Cs МБк/місяць 55

Примітка: Неперевищення контрольних рівнів викидів, наведених у таблиці, визначається шляхом

прямого порівняння даних за результатами вимірювань фактичного сукупного викиду кожного радіонукліда (групи радіонуклідів) з усіх вентиляційних систем ВП ЮУАЕС з зазначеними величинами КР.

Згідно СОУ НАЕК 025:2013 «Забезпечення радіаційної безпеки. Контрольні рівні радіаційніх параметрів на атомних станціях (радіаційно гігієнічні регламенти I групи). Правила встановлення», встановлення КР обов'язкові для викиду радіонуклідів добового контролю (йод, ІРГ, ДЖН), а також для 60Co, 134Cs, 137Cs.

Для радіонуклідів, не зазначених в цих переліках, встановлення КР є обов'язковим, якщо максимальні значення їх викиду за останні 5 років спостережень перевищували 0,1% від відповідних лімітів викиду. Таблиця 4.2.1.2 - Адміністративно-технологічні рівні викидів з ВП ЮУАЕС [14]

Параметр Розмір-ність Джерело

Режим Розмір-ність

Режим

Ремонт Робота на потужності Ремонт Робота на

потужності

ІРГ ГБк/ добу 1-а черга ** 800 (1200*) 800

Кі/добу 21,6 (32,4*) 21,6

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



ВП ЮУАЕС

Стор.22

Параметр Розмір-ність Джерело

Режим Розмір-ність

Режим

Ремонт Робота на потужності Ремонт Робота на

потужності СК-2 200 200 5,4 5,4

ДЖН МБк/ добу

1-а черга ** 3 1,5 мкКі/ добу

81,1 40,5 Блок №3 1,5 0,8 40,5 21,6

СК-2 1 1 27,0 27,0

Радіонукліди йоду

МБк/ добу

1-а черга ** 30 10 мкКі/ добу

810,8 270,3 Блок №3 20 5 540,5 135,1

СК-2 15 15 405,4 405,4

Cs - 137 МБк/міс 1-а черга ** 8 4

мкКі/міс 216,2 108,1

Блок №3 2 1 54,1 27,0 СК-2 3 3 81,1 81,1

Co - 60 МБк/міс 1-а черга ** 12 4

мкКі/міс 324,3 108,1

Блок №3 4 1 108,1 27,0 СК-2 1,5 1,5 40,5 40,5

Примітка: - *) діє протягом 5 діб після зупинки енергоблока у ремонт; - ** 1-а черга ЮУАЕС складається з енергоблоків №1, №2 та СК-1; - режим ППР для 1-ї черги - стан, коли один або обидва енергоблоки перебувають у стані

планового ремонту.

Перелік радіонуклідів і значення допустимого викиду (ДВi) для ВП ЮУАЕС визначається документом «Допустимий газо-аерозольний викид і допустимий водний скид радіоактивних речовин у навколишнє середовище ВП «Южно-Українська АЕС» (радіаційно-гігієнічний регламент першої групи) РГ.0.0026.0159», введений наказом №13 від 02.01.2018 р. [14].

Допустимий викид встановлюється на основі квоти ліміту дози (відповідно до пп. 5.5.5-5.5.6 НРБУ-97 [7]) і вихідних даних, які є специфічними для АЕС. Допустимий викид не залежить від кількості енергоблоків АЕС, які перебувають у експлуатації, і їх потужності.

Згідно з п. 5.5.7 НРБУ-97, перевищення допустимого викиду під час нормального режиму експлуатації АЕС не допускається.

Числові значення меж викиду, встановлені в [14] і розраховані відповідно до документа «Порядок встановлення допустимих рівнів скідів і викидів АЕС України (радіаційно-гігієнічні регламенти І групи). Методичні вказівки. Київ, 2002», представлено в таблиці 4.2.1.3.

У таблиці 4.2.1.4 наведено газо-аерозольні викиди в вентиляційні труби ВП ЮУАЕС за 2017 рік. Газо-аерозольні викиди у атмосферу в звітному році не перевищували встановлених допустимих, контрольних і адміністративно-технологічних рівнів.

У таблицях 4.2.1.5, 4.2.1.6 представлено значення потужності викидів газо-аерозольних радіонуклідів добового контролю та їх показники радіоактивних надходжень у атмосферу Крна за період з 1984-2017 рр.

Показник радіоактивних надходжень у атмосферу розраховувався за формулою:



ВП ЮУАЕС

Стор.23

퐾РНА = 퐵

ЛВ × 100% ,

де Вi - середньодобове значення викиду в атмосферу i-го радіонукліда (групи

радіонуклідів) за звітний період, МБк/період; ЛВi - межа викиду i-го радіонукліда (групи радіонуклідів) у атмосферу,

МБк/період. Малюнки 4.2.1.1 і 4.2.1.2 демонструють динаміку зміни середньодобових і

середньорічних радіоактивних викидів ІРГ, ДЖН і радіойодом через вентиляційні труби ЮУАЕС за період з 1984 по 2017 роки.

Слід зазначити, що в наведеному на малюнку 4.2.1.1 показниках середньодобових радіоактивних викидів ІРГ, ДЖН, радіойодів і їх контрольних рівнів за період з 1984 по 2017 роки в якості Крна контрольних рівнів наведено значення, розраховані для останніх значень КР, введених від 25.11.2016 р. [12].

У таблиці 4.2.1.7 представлено значення сумарного річного газо-аерозольного викиду в вентиляційні труби ВП ЮУАЕС за період експлуатації з 1983 по 2017 рік.

Газо-аерозольні викиди в атмосферу за звітний період не перевищували встановлених допустимих, контрольних і адміністративно-технологічних рівнів.

Таблиця 4.2.1.3 - Значення меж викиду ГВi контрольованих радіонуклідів [14]

№ п / п Вид, параметр контролю Одиниці виміру Межа

викиду 1 Довгоживучі радіонукліди (ДЖН) ГБк/добу 0,75 2 Інертні радіоактивні гази (ІРГ) ГБк/добу 45000 3 Радіонукліди йоду ГБк/добу 3,9 4 3H ГБк/добу 2100 5 51Cr ГБк/добу 850 6 54Mn ГБк/добу 5,9 7 59Fe ГБк/добу 12 8 58Co ГБк/добу 15 9 60Co ГБк/добу 0,32

10 89Sr ГБк/добу 20 11 90Sr ГБк/добу 0,38 12 95Zr ГБк/добу 19 13 95Nb ГБк/добу 41 14 110mAg ГБк/добу 0,53 15 134Cs ГБк/добу 0,45 16 137Cs ГБк/добу 0,45

Примітки: 1. Контроль ДЖН, ІРГ і радіонуклідів йоду здійснюється щодоби, інших радіонуклідів - щомісяця. 2. ДВ - чисельний коефіцієнт, який використовується для контролю неперевищення допустимого викиду. Добовий викид окремого радіонукліда (групи



ВП ЮУАЕС

Стор.24

радіонуклідів, нормованої як один вид забруднення), що дорівнює ГВ, формує в членів критичної групи річну ефективну дозу, яка дорівнює 1/365 квоти ліміту дози. 3. Під терміном ДЖН умовно мається на увазі будь-яка суміш середньодовгоживучих радіоактивних аерозолів, експонованих на фільтрі протягом однієї доби та виміряних за одну добу після зняття проби. 4. Під терміном ІРГ мається на увазі будь-яка суміш інертних радіоактивних газів - ізотопів аргону, криптону і ксенону.



ВП ЮУАЕС

Стор.25

Таблиця 4.2.1.4 - Газо-аерозольні викиди в вентиляційні труби ВП ЮУАЕС помісячно 2017 року

Об'єкт АЕС Місяць Інертні радіоактивні гази, ГБк/ добу

Довгоживучі аерозолі, кБк/добу

Йод-131, кБк/добу

137Cs 134Cs 60Co 58Co 54Mn 51Cr 90Sr * 3H ** 14З **

кБк/місяць кБк/квартал

Блок 1,2 і СК (ВТ-0) січень 38,55 49,33 42,80 14,32 13,88 381,06 14,36 59,24 154,33 Блок 3 (ВТ-1) січень 18,21 33,92 73,95 2,63 2,26 87,36 2,59 13,88 89,10 РВ блока 3 (ВТ-2) січень 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 СК-3 (ВТ-3) січень 0,00 25,21 27,09 8,29 7,62 127,58 7,70 26,64 64,42 Сума за січень 56,77 108,46 143,85 25,24 23,76 596,00 24,65 99,76 307,85 Блок 1,2 і СК (ВТ-0) лютий 49,30 39,07 41,57 68,49 11,66 377,25 49,62 93,80 91,13 Блок 3 (ВТ-1) лютий 17,40 35,81 15,18 2,92 2,41 45,44 2,89 2,41 18,24 РВ блока 3 (ВТ-2) лютий 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 СК-3 (ВТ-3) лютий 0,00 21,02 24,63 8,10 6,81 185,11 7,99 40,74 63,27 Сума за лютий 66,71 95,91 81,39 79,51 20,88 607,80 60,50 136,95 172,64 Блок 1,2 і СК (ВТ-0) березень 34,84 44,76 39,18 93,20 10,73 403,15 11,03 11,03 84,99 6,00E+01 Блок 3 (ВТ-1) березень 7,28 68,19 8,53 2,59 2,11 18,69 2,22 2,15 19,83 1,08E+01 РВ блока 3 (ВТ-2) березень 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) березень 0,00 22,10 28,97 7,59 6,22 52,58 6,99 6,22 58,72 4,00E+01 Сума за березень (90Sr-за кв.) 42,12 135,05 76,69 103,38 19,06 474,42 20,24 19,40 163,54 1,11E+02 Блок 1,2 і СК (ВТ-0) квітень 40,34 43,96 35,27 49,77 9,18 166,61 10,47 10,21 154,33 Блок 3 (ВТ-1) квітень 4,76 69,76 116,17 2,29 1,96 36,59 2,44 2,63 20,50 РВ блока 3 (ВТ-2) квітень 1,89 20,79 344,64 34,15 6,40 64,16 8,36 20,72 14,28 СК-3 (ВТ-3) квітень 0,00 22,73 23,95 7,55 5,92 47,06 6,55 5,70 62,20 Сума за квітень 46,99 157,24 520,04 93,76 23,46 314,42 27,82 39,26 251,31 Блок 1,2 і СК (ВТ-0) травень 37,88 41,71 40,03 11,03 9,18 195,77 10,03 9,18 89,39 Блок 3 (ВТ-1) травень 4,02 74,45 119,99 12,40 4,55 36,41 3,89 4,03 29,23 РВ блока 3 (ВТ-2) травень 0,01 29,39 135,01 44,33 9,29 74,85 30,04 2,78 24,16 СК-3 (ВТ-3) травень 0,00 20,96 23,24 8,07 7,51 93,31 7,40 7,03 65,45 Сума за травень 41,92 166,51 318,27 75,83 30,53 400,34 51,36 23,02 208,23 Блок 1,2 і СК (ВТ-0) червень 35,24 41,16 50,28 12,51 11,21 240,28 11,69 11,62 93,76 5,80E+01 Блок 3 (ВТ-1) червень 3,52 47,42 10,58 20,87 16,06 69,78 5,51 18,98 38,04 8,00E+00 РВ блока 3 (ВТ-2) червень 0,00 18,29 23,43 38,18 12,69 96,64 23,20 2,59 23,01 1,00E+01



ВП ЮУАЕС

Стор.26






СК-3 (ВТ-3) червень 0,00 16,75 23,38 7,44 6,33 94,13 6,96 6,11 55,06 5,40E+01 Сума за червень (90Sr- за кв.) 38,75 123,62 107,68 79,00 46,29 500,83 47,36 39,30 209,87 1,30E+02 Блок 1,2 і СК (ВТ-0) липень 27,31 53,83 76,92 11,17 9,62 10,73 9,36 9,40 82,66 Блок 3 (ВТ-1) липень 14,04 54,13 10,88 16,87 2,33 55,61 2,49 2,63 20,98 РВ блока 3 (ВТ-2) липень 0,00 1,17 0,26 6,48 0,70 13,91 0,70 0,52 4,44 СК-3 (ВТ-3) липень 0,00 25,54 22,46 7,81 6,36 167,46 6,81 6,70 60,31 Сума за липень 41,34 134,67 110,53 42,33 19,01 247,71 19,36 19,25 168,39 Блок 1,2 і СК (ВТ-0) серпень 23,87 55,66 40,64 109,00 12,73 252,41 11,99 13,95 286,27 Блок 3 (ВТ-1) серпень 15,44 64,51 12,04 3,11 2,11 38,78 2,11 2,26 18,24 РВ блока 3 (ВТ-2) серпень 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 СК-3 (ВТ-3) серпень 0,00 25,00 24,59 7,66 7,59 116,66 7,33 8,29 64,64 Сума за серпень 39,32 145,17 77,27 119,77 22,43 407,85 21,43 24,50 369,15 Блок 1,2 і СК (ВТ-0) вересень 59,26 51,36 54,88 55,28 11,69 353,50 12,05 89,69 82,40 5,80E+01 Блок 3 (ВТ-1) вересень 15,28 76,63 11,77 10,55 2,29 39,37 2,41 2,63 17,87 1,50E+01 РВ блока 3 (ВТ-2) вересень 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 2,00E+00 СК-3 (ВТ-3) вересень 0,00 29,32 25,60 8,25 6,59 130,91 7,29 7,51 56,31 4,90E+01 Сума за вересень (90Sr-за кв.) 74,54 157,30 92,25 74,08 20,57 523,78 21,75 99,83 156,58 1,24E+02 Блок 1,2 і СК (ВТ-0) жовтень 41,75 65,13 46,02 155,29 11,32 284,49 11,36 61,98 101,38 Блок 3 (ВТ-1) жовтень 9,94 77,46 12,32 2,29 2,22 27,53 2,07 2,18 16,54 РВ блока 3 (ВТ-2) жовтень 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 СК-3 (ВТ-3) жовтень 0,00 29,16 26,43 8,44 6,40 68,27 6,85 6,73 56,39 Сума за жовтень 51,69 171,75 84,77 166,02 19,94 380,29 20,28 70,89 174,31 Блок 1,2 і СК (ВТ-0) листопад 60,70 54,34 38,86 269,21 10,99 316,87 9,66 55,83 94,61 Блок 3 (ВТ-1) листопад 7,36 89,07 10,30 12,14 2,18 40,18 2,52 3,11 20,28 РВ блока 3 (ВТ-2) листопад 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 СК-3 (ВТ-3) листопад 0,00 23,75 21,31 8,95 6,48 81,62 7,25 6,59 57,09 Сума за листопад 68,07 167,17 70,47 290,30 19,65 438,67 19,43 65,53 171,98 Блок 1,2 і СК (ВТ-0) грудень 37,00 44,95 36,74 105,82 9,36 279,57 9,73 10,33 71,97 2,10E+01 Блок 3 (ВТ-1) грудень 13,31 52,24 7,81 11,25 2,29 51,50 2,15 4,85 20,42 1,20E+01



ВП ЮУАЕС

Стор.27






РВ блока 3 (ВТ-2) грудень 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) грудень 0,00 23,68 23,14 8,07 6,77 160,51 7,03 6,81 59,16 3,30E+01 Сума за грудень (90Sr- за кв.) 50,31 120,87 67,69 125,14 18,42 491,58 18,91 21,99 151,55 6,60E+01

51,54 140,31 145,91 106,20 23,67 448,64 29,42 54,97 208,78 3,59E+01 ** **

Середньодобове на рік Середньомісячне на рік Примітка: * - вимірювання 90Sr проводиться один раз у квартал; ** - радіонуклід у викидах не контролюється через відсутність засобів вимірювальної техніки.

Систему контролю активності тритію та вуглецю-14 у газоподібних викидах ВП ЮУАЕС введено в промислову експлуатацію

27.02.2018 р. (Технічне рішення ТР.0.0026.4102 від 27.02.2018 «Про введення в промислову експлуатацію системи контролю активності тритію та вуглецю-14 у газоподібних викидах ВП ЮУАЕС»).

Таблиця 4.2.1.5 - Потужність викидів газо-аерозольних радіонуклідів (ІРГ, ДЖН, 131I) добового контролю в 1984-2017 рр.

Рік Потужність середньодобових викидів ІРГ Потужність середньодобових викидів ДЖН Потужність середньодобових викидів 131I

ГБк/добу Ku/добу Крна, % кБк/добу Ku/добу Крна, % кБк/добу Ku/добу Крна, % 1984 533,91 14,43 1,19 592 16х10-6 0,079 18,5 0,5 х10-6 0,0005 1985 556,85 15,05 1,24 522,07 14,11 х 10-6 0,070 94,35 2,55х10-6 0,002 1986 338,55 9,15 0,75 6637,8 179,4х10-6 0,885 151,33 4,09х10-6 0,004 1987 207,94 5,62 0,46 1110 30х10-6 0,148 42,18 1,14х10-6 0,001 1988 113,59 3,07 0,25 474,34 12,82х10-6 0,063 60,31 1,63 х10-6 0,002 1989 124,69 3,37 0,28 317,09 8,57х10-6 0,042 143,56 3,88х10-6 0,004 1990 140,97 3,81 0,31 259,74 7,02х10-6 0,035 30,71 0,83х10-6 0,001 1991 145,04 3,92 0,32 287,49 7,77х10-6 0,038 56,24 1,52х10-6 0,001 1992 214,6 5,8 0,48 401,08 10,84х10-6 0,053 33,3 0,9х10-6 0,001 1993 269,36 7,28 0,60 331,52 8,96х10-6 0,044 38,11 1,03 х10-6 0,001 1994 89,91 2,43 0,20 287,86 7,78х10-6 0,038 19,61 0,53х10-6 0,001



ВП ЮУАЕС

Стор.28

Рік Потужність середньодобових викидів ІРГ Потужність середньодобових викидів ДЖН Потужність середньодобових викидів 131I

ГБк/добу Ku/добу Крна, % кБк/добу Ku/добу Крна, % кБк/добу Ku/добу Крна, % 1995 133,94 3,62 0,30 262,7 7,10х10-6 0,035 27,38 0,74х10-6 0,001 1996 192,4 5,20 0,43 384,43 10,39х10-6 0,051 76,96 2,08х10-6 0,002 1997 138,01 3,73 0,31 310,8 8,4х10-6 0,041 31,45 0,85х10-6 0,001 1998 185,74 5,02 0,41 327,82 8,86х10-6 0,044 22,2 0,60х10-6 0,001 1999 230,14 6,22 0,51 386,28 10,44х10-6 0,052 3059,9 82,7х10-6 0,078 2000 281,2 7,6 0,62 549,45 14,85х10-6 0,073 8732,37 236,01х10-6 0,224 2001 469,9 12,70 1,04 1015,65 27,45 х10-6 0,135 3961,22 107,06х10-6 0,102 2002 51,78 1,4 0,12 566,23 15,3х10-6 0,075 2941,48 79,5 х10-6 0,075 2003 177,04 4,78 0,39 103,23 2,79х10-6 0,014 3573,31 96,58х10-6 0,092 2004 134,29 3,63 0,30 78,42 2,74х10-6 0,010 2070,51 55,96х10-6 0,053 2005 74,0 2,0 0,16 86,7 2,3 х10-6 0,012 1753,1 47,4х10-6 0,045 2006 36,64 0,99 0,08 87,54 2,37х10-6 0,012 496,37 13,42х10-6 0,013 2007 156,32 4,22 0,35 87,55 2,37х10-6 0,012 885,26 23,910-6 0,023 2008 129,2 3,49 0,29 102,03 2,757х10-6 0,014 1271,24 34,35х10-6 0,033 2009 82,42 2,22 0,18 77,52 2, 09х10-6 0,010 857,18 23,16х10-6 0,022 2010 127,72 3,45 0,28 86,73 2,34х10-6 0,012 1356,09 36,6110-6 0,035 2011 77,02 2,08 0,17 92,73 2,50x10-6 0,012 1341,89 36,2310-6 0,034 2012 70,32 1,90 0,16 72,35 1,95x10-6 0,010 464,97 1,2510-5 0,012 2013 46,01 1,24 0,10 74,35 2,01x10-6 0,010 206,64 5,5710-6 0,005 2014 60,48 1,63 0,135 68,54 1,8510-6 0,009 118,28 3,2010-6 0,003 2015 60,11 1,62 0,134 61,04 1,6510-6 0,008 143,21 3,8710-6 0,004 2016 54,37 1,47 0,121 131,99 3,5710-6 0,018 316,23 8,5510-6 0,008 2017 51,54 1,39 0,115 140,31 3,7910-6 0,019 145,91 3,9410-6 0,004 КР

параметра для ЮУАЕС

1200 32,4 2,67 4300 1,1610-4 0,57 140000 3,7810-3 3,59

Примітка: під час розрахунку Крна, в якості межі викиду ДВi бралися значення згідноз [14] (див. вище таблицю 4.2.1.3).



ВП ЮУАЕС

Стор.29

Малюнок 4.2.1.1 - Показники середньодобових радіоактивних викидів ІРГ, ДЖН, радіойодів і їх контрольних рівнів вентиляційними

трубами ВП ЮУАЕС за період з 1984 по 2017 роки

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 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

Крна,%

РокиКрпа ИРГ Крпа ДЖН Крпа радиойодов Крпа КУ ИРГ Крпа КУ ДЖН Крпа КУ радиойодов



ВП ЮУАЕС

Стор.30

Малюнок 4.2.1.2 - Значення середніх за рік середньодобових радіоактивних викидів ІРГ, ДЖН і радіойодів вентиляційними трубами ВП

ЮУАЕС за період з 1984 по 2017 роки

1

10

100

1000

10000

100000

1000000

10000000

100000000

1E+09

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 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

кБк/добу

РокиИРГ ДЖН радиойоды



ВП ЮУАЕС

Стор.31

Згідно з даними таблиці 4.2.1.5, а також діаграми розподілу показників середньодобових радіоактивних викидів ІРГ, ДЖН і радіойодів (малюнок 4.2.1.1), відзначається стабільна тенденція зниження викидів ВП ЮУАЕС.

Збільшення з 1999 року показників викидів радіойода не є фактичним збільшенням його концентрації, а безпосередньо залежить від чутливості обладнання радіаційного контролю (РК), що застосовується для його реєстрації.

До 1999 року вимір об'ємної активності радіойоду здійснювався стаціонарною системою контролю на базі радіометра РКС2-02 «Калина».

Радіаційний контроль радіойода здійснювався блоками БДАГ2-01 і БДПГ2-09, принцип роботи яких полягав у тому, що проби радіоактивного йоду осідали на пакет аналітичних фільтрів, що складається з розташованих послідовно по ходу контрольованого газоаерозольних потоку фільтрів типу АФА і СФЛ. При цьому на фільтрі АФА осаджувався йод-131 в аерозольній формі, а на фільтрі СФЛ - йод-131 в газоподібній формі.

Для автоматичної компенсації γ-фону в каналі вимірювання активності йоду з двох послідовностей сигналів від блоків БДАГ2-01 і БДПГ2-09 формувалася різницева послідовність імпульсів, що призводило до загрубіння чутливості блоків детектування та зниження значень виміряної об'ємної активності радіойодів у викидах ВП ЮУАЕС.

Впровадження в 1999 році спектрометричного аналізу об'ємної активності радіойодів дозволило усунути цю проблему та проводити більш точний контроль викидів АЕС.

Під час розглядання малюнка 4.2.1.1 за період з 1999 по 2017 рр. спостерігається стабільне щорічне зниження значень викиду радіоактивного йоду. Спостережуване зниження безпосередньо пов'язане з розробкою та виконанням наступних компенсуючих і попереджуючих організаційно-технічних заходів:

- введення адміністративно-технологічних рівнів викидів для об'єктів ВП ЮУАЕС (А-ТР), значення яких у 6 разів менше значень контрольних рівнів (КР) і в 126 разів - допустимих рівнів (ДР) під час роботи енергоблоків на потужності, в 2,7 раза менше значень КР і в 58 разів менше ДР під час ремонтів енергоблоків;

- посилення щозмінного контролю величини викиду 131I, організацією додаткового відбору проб на 131I на точках РК на збірних колекторах витяжних вентсистем з подальшим їх вимірюванням, виведенням з роботи установок СВО, прийняттям вичерпних заходів з пошуку та локалізації джерела перевищення спільно з персоналом РЦ, ХЦ, ЦРБ і інших (за належністю) за умови досягнення величини добового викиду 131I більше, ніж на 50% від значення А-ТР;

- проведення перед початком переробки технологічних середовищ на установках СВО спектрометричного аналізу на вміст 131I у вихідній воді. У разі активності вихідної води, призначеної для переробки на установках СВО, по 131I більш, ніж 5,0х10-7 Кі/кг, її переробка забороняється;

- очищення теплоносія першого контуру, у тому числі й по йоду, перед зупинкою енергоблоків;

- застосування в разі розкриття обладнання першого контуру тимчасових вентсистем з відведенням газо-аерозольної суміші на фільтри В-1 і ТL21;

- розробка та впровадження заходів з унеможливлення потраплянь сторонніх предметів до обладнання першого контуру;

- у ВП ЮУАЕС створено постійно діючу комісію під головуванням ЗГІ з ЯРБ, яка розглядає кожен окремий випадок досягнення та перевищення А-ТР, проводить аналіз результатів, отриманих під час виконання організаційно-технічних заходів, і ухвалює рішення щодо подальших дій, спрямованих на зниження викидів з АЕС.

ДП «НАЕК «Енергоатом » Южно-Українська АЕС. Енергоблок № 3 Звіт з періодичної переоцінки безпеки


ВП ЮУАЕС

Стор.32

Таблиця 4.2.1.6 - Показники, що характеризують викиди радіонуклідів у атмосферу з ВП ЮУАЕС Точка

спостереження

Радіо-нуклід

1999 р 1999 р 2000 р 2000 р 2001 р 2001 р 2002 р 2002 р 2003 р 2003 р 2004 р 2004 р ГБк/добу Крна,% ГБк/

добу Крпа,% ГБк/добу Крна,% ГБк/добу КРПА,% ГБк/добу Крна,% ГБк/ добу Крна,%

Сумарний викид за кожним

радіонуклідом з усіх блоків

ІРГ 230,14 0,5114 281,2 0,6249 469,9 1,0442 51,78 0,1151 177,04 0,3934 134,29 0,2984 131I 0,003059 0,0784 0,008637 0,2215 0,003967 0,1017 0,002941 0,0754 0,003494 0,0896 0,001948 0,0499

137Cs 5,40Е-05 0,0120 4,19Е-05 0,0093 6,23Е-05 0,0138 4,855Е-05 0,0108 2,877Е-05 0,0064 3,50Е-05 0,0078 134Cs 3,20E-05 0,0071 4,67Е-05 0,0104 3,688Е-05 0,0082 3,529Е-05 0,0078 5,452Е-06 0,0012 1,44Е-05 0,0032 60Co 0,000164 0,0513 6,83Е-05 0,0213 0,000181 0,0566 9,088Е-05 0,0284 0,000131 0,0409 7,20Е-05 0,0225 58Co 5,16E-05 0,0003 1,37Е-05 0,0001 7,633Е-05 0,0005 7,192Е-05 0,0005 5,564Е-05 0,0004 2,24Е-05 0,0001 54Mn 3,551Е-05 0,0006 2,59Е-05 0,0004 5,405Е-05 0,0009 4,814Е-05 0,0008 5,192Е-05 0,0009 2,70Е-05 0,0005 51Cr 0,000165 1,94Е-05 5,9Е-05 6,94Е-06 0,000212 2,49Е-05 0,000120 1,41Е-05 2,052Е-05 2,41Е-06 5,32Е-05 6,26Е-06 59Fe 8,57Е-06 7,14Е-05 1,14Е-05 9,50Е-05 1,416Е-05 1,18Е-04 1,337Е-05 1,11Е-04 1,016Е-05 8,47Е-05 4,27Е-06 3,56Е-05 90Sr 2,40E-06 0,001 4,48E-06 0,001 2,80E-06 0,001 1,08E-06 0,000 4,10E-07 0,000 9,03E-07 0,000

95Nb 9,97Е-06 2,43Е-05 7,86Е-06 1,92Е-05 1,945Е-05 4,74Е-05 6,904Е-06 1,68Е-05 1,036Е-05 2,53Е-05 5,31Е-06 1,30Е-05 110mAg 4,23Е-05 0,0080 7,73Е-06 0,0015 6,247Е-06 0,0012 8,822Е-06 0,0017 2,822Е-06 0,0005 6,02Е-06 0,0011

Сума по суміші:

230,144 0,669 281,21 0,89 469,904 1,23 51,783 0,24 177,043 0,53 134,292 0,38

Продовження таблиці 4.2.1.6 Точка



2005р 2005р 2006р 2006р 2007р 2007р 2008р 2008р 2009р 2009р 2010р 2010р ГБк/добу Крна,% ГБк/

добу Крна,% ГБк/добу Крна,% ГБк/добу Крна,% ГБк/добу Крна,% ГБк/добу Крна,%



ІРГ 74 0,1644 36,64 0,0814 156,32 0,3474 129,2 0,2871 82,42 0,1832 127,72 0,2838 131I 0,001729 0,0443 0,000496 0,0127 0,0008 0,0205 0,0012 0,0308 0,0008 0,0205 0,0013 0,0348

137Cs 1,92Е-05 0,0043 3,18Е-05 0,0071 2,59Е-05 0,0058 1,27Е-05 0,0028 1,51Е-05 0,0034 1,72Е-05 0,0038 134Cs 0,000006 0,0013 1,01Е-05 0,0022 7,97Е-06 0,0018 4,33Е-06 0,0010 3,58Е-06 0,0008 5,47Е-06 0,0012 60Co 4,37Е-05 0,0137 0,000052 0,0163 5,35Е-05 0,0167 6,67Е-05 0,0208 3,23Е-05 0,0101 4,01Е-05 0,0126 58Co 1,16Е-05 0,0001 1,52Е-05 0,0001 1,28Е-05 0,0001 2,25Е-05 0,0002 3,80Е-06 0,0000 9,72Е-06 0,0001 54Mn 2,17Е-05 0,0004 1,69Е-05 0,0003 5,15Е-05 0,0009 3,62Е-05 0,0006 1,11Е-05 0,0002 1,71Е-05 0,0003 51Cr 2,37Е-05 2,79Е-06 7,67Е-05 9,02Е-06 5,20Е-05 6,12Е-06 5,17Е-05 6,08Е-06 2,02Е-05 2,38Е-06 2,56Е-05 3,02Е-06 59Fe 7,04Е-06 5,87Е-05 5,58Е-06 4,65Е-05 8,16Е-06 6,80Е-05 8,68Е-06 7,23Е-05 4,24Е-06 3,53Е-05 6,25Е-06 5,21Е-05 90Sr 1,82E-06 0,000 2,33E-06 0,001 5,10E-06 0,001 3,22E-06 0,001 1,00E-06 0,000 5,15E-07 0,000

95Nb 3,12Е-06 7,61Е-06 3,12Е-06 7,61Е-06 5,67Е-06 1,38Е-05 4,11Е-06 1,00Е-05 2,30Е-06 5,61Е-06 9,43Е-06 2,36Е-05 110mAg 2,57Е-06 0,0005 4,11Е-06 0,0008 2,84Е-06 0,0005 2,41Е-06 0,0005 1,91Е-06 0,0004 3,47Е-06 6,68Е-04



ВП ЮУАЕС

Стор.33


74,002 0,23 36,640 0,12 156,321 0,39 129,201 0,34 82,420 0,22 127,72 0,34

Продовження таблиці 4.2.1.6 - Показники, що характеризують викиди радіонуклідів у атмосферу з ВП ЮУАЕС

Точка спостереже

ння


2011 р 2011 р 2012 р 2012 р 2013 р 2013 р 2014 р 2014 р 2015 р 2015 р 2016 р 2016 р 2017 р 2017 р ГБк/доб

у Крна,% ГБк/доб



у Крна,

% ГБк/доб

у Крна,

% ГБк/добу Крна,

% ГБк/доб

у Крна,

%



ІРГ 77,02 0,1711 70,32 0,1562 46,01 0,1022 60,48 0,135 60,11 0,134 54,37 0,121 51,54 0,114 131I 0,00134 0,0344 0,00046 0,0119 0,0002 0,0052 3,94Е-06 0,003 14,3Е-05 0,004 3,16Е-04 0,008 1,46Е-04 0,004

137Cs 1,25Е-05 0,0027 1,24Е-05 0,0027 9,26Е-06 0,0020 6,71Е-06 0,002 1,03Е-05 0,002 5,78Е-06 0,001 3,54Е-06 0,001 134Cs 3,66Е-06 0,0008 5,51Е-06 0,0012 3,40Е-06 0,0007 0,96Е-06 0,00 2,80Е-06 0,001 1,84Е-06 0,000 7,89Е-07 0,000 60Co 3,31Е-05 0,0103 2,78Е-05 0,0087 2,70Е-05 0,0084 9,57Е-06 0,006 1,91Е-05 0,006 1,64Е-05 0,005 1,50Е-05 0,005 58Co 8,07Е-06 5,38Е-05 5,62Е-06 3,75Е-05 3,46Е-06 2,31Е-05 0,90Е-06 0,000 2,83Е-06 0,000 1,95Е-06 0,000 0,98Е-06 0,000 54Mn 1,18Е-05 0,0002 1,4Е-05 0,000238 6,13Е-06 0,0001 3,55Е-06 0,000 3,56Е-06 0,000 2,36Е-06 0,000 1,83Е-06 0,000 51Cr 2,77Е-05 3,26Е-06 3,03Е-05 3,57Е-06 0,00002 2,35Е-06 24,4Е-06 0,000 2,24Е-05 0,000 1,20Е-05 0,000 6,96Е-06 0,000 59Fe 5,67Е-06 4,72Е-05 6,23Е-06 5,19Е-05 5,23Е-06 4,36Е-05 5,19E-06 0,000 5,08E-06 0,000 4,01E-06 0,000 1,76E-06 0,000 90Sr 3,01E-06 0,001 3,29E-06 0,001 1,45E-06 0,000 1,50E-06 0,000 1,11E-06 0,000 1,56E-06 0,000 1,18E-06 0,000

95Nb 3,51Е-06 8,56Е-06 6,80Е-06 1,66Е-05 2,82Е-06 6,88Е-06 3,13E-06 0,000 3,18E-06 0,000 1,73E-06 0,000 6,96E-07 0,000 110mAg 2,27Е-06 4,28Е-04 2,32Е-06 0,000438 2,08Е-06 0,000392 2,68E-06 0,000 5,70E-06 0,000 2,85E-06 0,000 3,05E-06 0,000


77,02 0,22 70,32 0,18 46,01 0,12 60,48 0,146 60,11 0,147 54,37 0,135 51,54 0,124

Примітка: під час розрахунку Крна, в якості межі викиду ГВi бралися значення згідно з [14] (див. вище таблицю 4.2.1.3)



ВП ЮУАЕС

Стор.34

Малюнок 4.2.1.3 - Динаміка змін показника сумарних річних радіоактивних викидів через вентиляційні труби ВП ЮУАЕС за період з 1999 по 2017 рр.



ВП ЮУАЕС

Стор.35

Таблиця 4.2.1.7 - Річний викид у венттруби ВП ЮУАЕС за 1983-2017 рр., МБк/рік

Точка спостереження

Радіо-нуклід 1983 р 1984 р 1985 р 1986 р 1987 р 1988 р 1989 р 1990 р 1991 р 1992 р 1993 р 1994 р 1995 р 1996 р 1997 р

МБк/рік

I черга Венттруба № 0

(1-й, 2-й

енергоблоки)

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 Сума 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 черга Венттруба № 1,2,3 (3-й енергоблок)

I-131

Будівництво 3-го енергоблока

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



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 Сума по суміші: 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



ВП ЮУАЕС

Стор.36

Продовження таблиці 4.2.1.7


Радіо-нуклід 1998 р 1999 р 2000 р 2001 р 2002 р 2003 р 2004 р 2005 р 2006 р 2007 р 2008 р 2009 р

МБк/рік


(1-й, 2-й енергоблоки)

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 Сума 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 черга Венттруби № 1,

2, 3 (3-й енергоблок)


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




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

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



ВП ЮУАЕС

Стор.37

Продовження таблиці 4.2.1.7- Річний викид у венттруби ВП ЮУАЕС за 1983-2017 рр., МБк/рік Точка

спостереження Радіо-нуклід 2010 р 2011 р 2012 р 2013 р 2014 р 2015 р 2016 р 2017 р

МБк/рік


(1-й, 2-й енергоблоки)

I-131 403,10 381,99 149,32 58,64 13,80 17,47 21,52 16,52 Cs-137 4,13 3,57 3,85 2,93 1,85 3,26 1,61 0,96 Cs-134 0,94 0,79 1,68 0,95 0,48 0,66 0,35 0,13 Co-60 8,02 6,70 5,82 6,98 4,68 4,34 2,87 3,26 Co-58 0,88 1,95 1,21 0,85 0,58 0,46 0,31 0,17 Mn-54 2,08 3,03 2,90 1,58 0,65 0,85 0,45 0,44 Cr-51 4,71 5,46 5,45 3,73 4,54 3,92 1,98 1,39 Fe-59 1,02 1,12 1,31 1,05 0,96 0,93 0,75 0,32 Nb-95 0,75 0,68 0,81 0,58 0,62 0,61 0,31 0,13

Ag-110m 0,44 0,42 0,48 0,39 0,59 1,24 0,47 0,60 Сума 426,07 405,70 173,27 77,69 28,75 33,74 30,62 23,92

II черга Венттруби № 1, 2, 3 (3-й енергоблок)


Ag-110m 0,83 0,41 0,37 0,37 0,39 0,85 0,57 0,51 Сума 118,04 123,63 37,52 26,74 40,11 45,60 102,48 41,79




Ag-110m 1,27 0,83 0,85 0,76 0,98 2,09 1,04 1,11 Сума по суміші 544,10 529,32 210,79 104,43 68,86 79,34 133,10 65,71



ВП ЮУАЕС

Стор.38

Малюнок 4.2.1.4 - Річний викид 137Cs через вентиляційні труби ВП ЮУАЕС за період з 1983 по 2017 рр..

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 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

МБк

Роки1-я очередь 2-я очередь суммарный выброс предел выброса Сs-137



ВП ЮУАЕС

Стор.39

4.4.2.2 Величини гранично допустимих скидів радіонуклідів для ВП ЮУАЕС. Фактичні скиди радіоактивних речовин у водні об'єкти ВП ЮУАЕС за період експлуатації

Контроль величини водного скиду Числові значення контрольних і адміністративно-технологічних рівнів водних

скидів радіоактивних речовин для ВП ЮУАЕС представлено в таблицях 4.2.2.1 та 4.2.2.2. Таблиця 4.2.2.1 - Числові значення контрольних рівнів водного скиду радіоактивних речовин ВП ЮУАЕС [12]

Радіонуклід Контрольний рівень, МБк/місяць

3H 2600000 59Fe 50 60Co 21 65Zn 45 90Sr 32

106Ru 210 134Cs 56 137Cs 120 144Ce 150

Таблиця 4.2.2.2 - Адміністративно-технологічні рівні скидів радіоактивних речовин ВП ЮУАЕС [13]

Радіонуклід Розмірність Величина А-ТР Розмірність Величина А-ТР 137Cs МБк/квартал 38 мкКі/квартал 1026 60Co МБк/квартал 15 мкКі/квартал 405

3H ТБк/квартал 1,6 Кі/квартал 43,2 Значення меж скидів (ЛСi) радіоактивних речовин, надходження яких у

навколишнє середовище допустимо з водним скиданням ВП ЮУАЕС, визначається чинним у ВП ЮУАЕС документом «Допустимий газо-аерозольний викид і допустимий водний скид радіоактивних речовин у навколишнє середовище ВП «Южно-Українська АЕС» (радіаційно-гігієнічний регламент I групи) РГ.0.0026.0159, введений наказом № 13 від 02.01.2018 р. (див. [14], таблиця 2).

Допустимий скид встановлений на основі квоти ліміту дози (відповідно до пп.5.5.5-5.5.6 НРБУ-97) і вхідних даних, які є специфічними для ВП ЮУАЕС. Допустимий скид не залежить від кількості енергоблоків АЕС, які перебувають у експлуатації, і їх потужності.

Відповідно до п.5.5.7 НРБУ-97 перевищення допустимого скидання під час нормального режиму експлуатації АЕС не допускається.

Допустимий скид не перевищено, якщо виконується наступна нерівність:

퐶

Л퐶 ≤ 1 , (1)

де Сi - фактичне річне скидання i-го радіонукліда, ГБк/рік; ЛСi - межа річного скидання i-го радіонукліда, ГБк/рік.



ВП ЮУАЕС

Стор.40

Числові значення меж річного скидання ЛСi, встановлені в [14] та розраховані відповідно до документа «Порядок встановлення допустимих рівнів скидів і викидів АЕС України (радіаційно-гігієнічні регламенти 1 групи). Методичні вказівки», затверджений постановою Головного державного санітарного лікаря України від 23.07.2002 р. №29, представлено в таблиці 4.2.2.3.

Підсумовування в формулі (1) здійснюється за всіма радіонуклідами, наведеними в таблиці 4.2.2.3. Таблиця 4.2.2.3 - Значення меж річного скидання ПСi для ВП ЮУАЕС [14]

№ п/п

Контрольований параметр

Одиниці виміру

Межа річного скидання, ЛСi

1 3H ГБк/рік 120000 2 51Cr ГБк/рік 44000 3 54Mn ГБк/рік 220 4 59Fe ГБк/рік 110 5 58Co ГБк/рік 620 6 60Co ГБк/рік 31 7 65Zn ГБк/рік 25 8 89Sr ГБк/рік 2200 9 90Sr ГБк/рік 4 10 95Zr ГБк/рік 250 11 95Nb ГБк/рік 1400 12 106Ru ГБк/рік 440 13 110mAg ГБк/рік 110 14 131I ГБк/рік 2200 15 134Cs ГБк/рік 18 16 137Cs ГБк/рік 16 17 144Ce ГБк/рік 28

Контроль скидання шляхом прямого порівняння з величинами, розрахованими

для стандартизованої суміші радіонуклідів (без застосування формули (1), не застосовується.

Концентрація радіонуклідів у скидних водах має відповідати умові:

i

IngestiB

i

PCK 1

, (2)

де Кi - фактична концентрація i-го радіонукліду в скидних водах;

- допустима концентрація в питній воді i-го радіонукліда для категорії В.

Значення , відповідно до НРБУ-97 (таблиця Д.2.2 в [7]), представлено в правій колонці таблиці 4.2.2.4.

Таблиця 4.2.2.4 - Допустимі концентрації радіонуклідів у атмосферному повітрі та питній воді для категорії В, згідно з НРБУ-97 [7]

IngestiBPC ,

IngestiBPC ,



ВП ЮУАЕС

Стор.41

Ізотоп Допустима концентрація для категорії В,

Бк/м3 Атмосферне повітря Вода питна

4H 100 3107 51Cr 800 1107

54Mn 20 8105 59Fe 6 1105 58Co 10 6105 60Co 1 8104 65Zn 10 1105 89Sr 4 1105 90Sr 0,2 1104

95Nb 10 1106 95Zr 4 5105

103Ru 6 6105 110mAg 2 2105

131I 4 2104 134Cs 1 7104 137Cs 0,8 1105 144Ce 0,6 7104

Винесення за межі проммайданчика АЕС пари та аерозолів води, що містять

тритій, класифікується як газо-аерозольний викид АЕС. У таблиці 4.2.2.5 наведено скидання радіонуклідів у водойму-охолоджувач

основними джерелами скидання за період експлуатації ВП ЮУАЕС, а в таблиці 4.2.2.6 - скидання тритію за період з 2004 по 2017 рр.

Контроль і облік у ВП ЮУАЕС радіоактивного скидання в навколишнє середовище здійснюється під час скидання дебаланстних вод у ГФК після очисних споруд «брудної» зони (ОСБЗ) і системи надійного живлення СНЖ (бризкальних басейнів, ББ) енергоблоків. Контроль скидання тритію проводиться під час скидання дебаланстної води з СНЖ (ББ) енергоблоків. Відмінність у величині скидів тритію за окремими СНЖ (ББ) пов'язано з особливостями технологічного процесу (стік ГФК на ВП ЮУАЕС з ОСБЗ організовано лише в 3ББ-2 і 3ББ-3). Скидання з СНЖ (ББ) проводиться (з оформленням санітарного паспорта на скидання дебаланстної води) для підтримки регламентованих значень, а також для їх ремонту.

У таблиці 4.2.2.7 наведено показник, що характеризує надходження радіонуклідів у зовнішні водойми (водойму-охолоджувач) зі скидами ВП ЮУАЕС.

Показник розраховувався за формулою:

퐾РНВ = С

ЛС × 100% ,

де Сi - фактичний скид i-го радіонукліда за звітний період, МБк; ЛСi - межа скидання i-го радіонукліда, МБк/рік (див. таблиця 4.2.2.3). На малюнку 4.2.2.1 представлено динаміку зміни сумарного показника Крнв 3Н

за період з 2004 по 2017 рр., а на малюнку 4.2.2.2 - внески основних радіонуклідів у сумарний показник радіоактивних скидів ВП ЮУАЕС з 1999 по 2017 рр.



ВП ЮУАЕС

Стор.42

Таблиця 4.2.2.5 - Скиди радіонуклідів з ВП ЮУАЕС за період з 1987 по 2017 рр. Радіонуклід 1987 1988 1989 1990 Сумарний річний скидання, Кі/рік 0,0096 0,00794 0,01037 Питома активність, Kі/м3 3*10-7 3*10-7 *10-7 *10-7 Обсяг скидання, м3 28800 23820 33450 48231

Радіо- нуклід

1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 МБк/рік

58Co 162,15 56,173 17,573 6,122 2,816 2,081 1,112 3,9331 4,1943 17,39 50,0 2,75 5,05 60Co 185,62 140,22 58,094 26,43 33,84 108,9 27,87 158,73 157,81 37,74 223,0 22,91 21,52 54Mn 186,85 126,42 35,508 20,26 13,68 31,58 4,19 10,16 23,199 22,86 146,8 3,97 8,91 134Cs 16,351 5,5667 5,5482 6,521 11,36 6,667 10,69 21,816 34,631 33,59 117,7 11,73 12,05 137Cs 89,152 43,575 11,554 7,154 17,16 12,31 16 31,384 65,164 47,53 150,8 25,66 18,84 59Fe 4,6161 11,776 4,1629 8,628 6,793 8,854 5,957 123,91 4,0556 34,07 27,5 1,92 1,29 131I 15,841 9,5593 103,72 13,33 10,99 29,05 14,4 13,107 13,393 1,483 116,27 13,31 9,38

110мAg 3,5317 0 0,6656 1,668 1,957 1,812 3,633 2,3569 1,7827 2,461 6,36 0,23 0,37 51Cr - - - - - - - - - - 0,83 0,82 4,22

Обсяг, м3 58989 51632 50165 40983 44836 60453 49198 55383 55798 53601 58736 54399 57261


2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 МБк/рік

58Co 2,57 2,11 2,39 1,77 7,0 1,03 0,5 10,8 13,5 34,9 34,8 10,4 4,1 4,0 60Co 18,37 11,26 15,06 39,51 2,25 23,30 18,4 12,2 15,7 41,2 37,4 11,8 4,4 4,3 54Mn 8,04 5,88 3,82 6,74 3,48 3,82 4,3 11,4 13,2 37,1 36,1 11,2 4,1 4,0 134Cs 23,32 21,83 12,83 15,64 7,11 4,10 10 23,5 15,3 43,2 36,1 10,7 3,9 3,8 137Cs 25,01 24,32 27,84 36,89 19,71 14,75 25,9 44,7 25,1 57,7 51,3 15,9 7,9 5,7 59Fe 2,19 0,71 0,50 0,61 0,20 0,03 0,06 21,39 27,4 69,7 68,4 19,6 9,6 10,3 131I 2,10 0,12 0,03 0,11 1,61 0,98 1,41 14,86 16,62 43,7 39,0 13,1 4,4 4,4

110мAg 0,70 0,66 0,21 0,24 - 11,98 14,4 36,9 35,7 11,4 4,3 4,0 51Cr 4,57 0,00 17,81 1,73 0,77 0,02 0,8 63,4 49,2 186,6 310,8 97,0 39,0 37,4 90Sr - - - - - - 24,7 43,5 50,3 82,5 68,0 16,0 13,9 19,2

Обсяг, м3 44578 36016 36542 33429 34565 32252 41566 53400 65700 171900 164400 50000 51830 57200



ВП ЮУАЕС

Стор.43

Таблиця 4.2.2.6 - Скидання тритію в зовнішні водойми (ставок-охолоджувач) з 2004 по 2017 рр.

Джерело скидання

2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 ГБк/рік

1СНЖ - 1 0,055 14,6 0,5 4,54 1,27 96,75 139,12 138,75 168,40 5,96 114,07 2,33 37,33 65,15 1СНЖ- 2 0,074 0,6 0,2 0,00 0,27 117,80 135,38 119,01 20,91 2,11 289,41 43,17 58,55 55,20 1СНЖ - 3 0,069 1,6 0,1 0,36 1,05 196,61 22,96 123,88 122,50 95,29 146,15 64,81 18,80 43,00 2СНЖ - 1 0,123 0,0 2,4 0,98 2,56 55,90 115,70 65,77 22,24 30,59 71,60 171,98 134,58 20,13 2СНЖ - 2 0,065 3,9 0 2,03 3,96 120,22 140,55 49,71 25,46 19,32 356,64 47,30 159,12 129,78 2СНЖ - 3 41,34 200,3 0,3 2,90 1,82 21,00 32,26 31,99 150,20 139,93 183,35 29,86 19,18 48,64 3 ББ - 1 1,27 3,6 0,5 121,64 11,41 1,40 59,76 32,24 78,81 11,03 143,89 24,29 141,74 200,42 3 ББ - 2 3775,4 1391,2 3387,5 646,80 278,69 33,32 490,52 150,13 214,60 382,74 657,58 50,62 143,83 55,63 3 ББ - 3 3063,67 768,4 2170,3 368,40 415,23 42,79 10,24 166,01 246,40 733,78 572,11 49,04 50,35 129,55 3 ББ - 4 115,80 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 Разом 6882,1 2384,2 5557,8 1263,45 716,25 685,77 1150 877 1050 1420,75 2534,80 483,40 763,48 747,51

Примітка:

- в 2004-2006 рр. величина А-ТР сукупного скидання тритію для ВП ЮУАЕС становила 3000 ГБк/квартал; - з 2007 р. величина А-ТР сукупного скидання тритію становила - 1600 ГБк/квартал; КР - 1800 ГБк/квартал; ДР - 120000 ГБ/рік.



ВП ЮУАЕС

Стор.44

Таблиця 4.2.2.7 - Показник радіоактивних скидів ВП ЮУАЕС у зовнішні водойми за період з 1991 по 2017 рр. Радіонуклід 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 Крнв,%

58Co 0,02615 0,00906 0,00283 0,00099 0,00045 0,00034 0,00018 0,00063 0,00068 0,00280 0,00806 0,00044 0,00081 60Co 0,59877 0,45232 0,18740 0,08526 0,10916 0,35129 0,08990 0,51203 0,50906 0,12174 0,71935 0,07390 0,06942 54Mn 0,08493 0,05746 0,01614 0,00921 0,00622 0,01435 0,00190 0,00462 0,01055 0,01039 0,06673 0,00180 0,00405 134Cs 0,09084 0,03093 0,03082 0,03623 0,06311 0,03704 0,05939 0,12120 0,19239 0,18661 0,65389 0,06517 0,06694 137Cs 0,55720 0,27234 0,07221 0,04471 0,10725 0,07694 0,10000 0,19615 0,40728 0,29706 0,94250 0,16038 0,11775 59Fe 0,00420 0,01071 0,00378 0,00784 0,00618 0,00805 0,00542 0,11265 0,00369 0,03097 0,02500 0,00175 0,00117 131I 0,00072 0,00043 0,00471 0,00061 0,00050 0,00132 0,00065 0,00060 0,00061 0,00007 0,00529 0,00061 0,00043

110мAg 0,00321 0,00000 0,00061 0,00152 0,00178 0,00165 0,00330 0,00214 0,00162 0,00224 0,00578 0,00021 0,00034 51Cr 1,886Е-06 1,864Е-06 9,591Е-06

3H - Сума 1,366 0,833 0,319 0,186 0,295 0,491 0,261 0,950 1,126 0,652 2,427 0,304 0,261


2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 Крнв,%

58Co 0,00041 0,00034 0,00039 0,00029 0,00113 0,00017 0,00008 0,00174 0,00218 0,00563 0,006 0,002 0,001 0,001 60Co 0,05926 0,03632 0,04858 0,12745 0,00726 0,07516 0,05935 0,03935 0,05065 0,13290 0,121 0,038 0,014 0,014 54Mn 0,00365 0,00267 0,00174 0,00306 0,00158 0,00174 0,00195 0,00518 0,00600 0,01686 0,016 0,005 0,002 0,002 134Cs 0,12956 0,12128 0,07128 0,08689 0,03950 0,02278 0,05556 0,13056 0,08500 0,24000 0,201 0,059 0,022 0,021 137Cs 0,15631 0,15200 0,17400 0,23056 0,12319 0,09219 0,16188 0,27938 0,15688 0,36063 0,321 0,099 0,049 0,036 59Fe 0,00199 0,00065 0,00045 0,00055 0,00018 0,00003 0,00005 0,01945 0,02491 0,06336 0,062 0,018 0,009 0,009 131I 0,00010 0,00001 1,36Е-06 0,00001 0,00007 0,00004 0,00006 0,00068 0,00076 0,00199 0,00177 0,00060 0,00020 0,00020

110мAg 0,00064 0,00060 0,00019 0,00022 - - 0,00000 0,01089 0,01309 0,03355 0,03246 0,01033 0,00389 0,00366 51Cr 1,04Е-05 0 4,05Е-05 3,93Е-06 1,75Е-06 4,54Е-08 1,82Е-06 0,00014 0,00011 0,16964 0,001 0,000 0,000 0,000 90Sr - - - - - - 0,61750 1,08750 1,25750 2,06250 1,70 0,400 0,348 0,48 3H 5,735 1,987 4,632 1,053 0,597 0,571 0,958 0,731 0,875 1,183 2,11 0,403 0,636 0,619

Сума 6,087 2,301 4,928 1,502 0,770 0,764 1,852 2,306 2,472 4,270 4,572 1,035 1,085 1,186



ВП ЮУАЕС

Стор.45

Малюнок 4.2.2.1 - Динаміка зміни сумарного показника річного скидання тритію ВП ЮУАЕС у зовнішні водойми за період з 2004 по 2017 рр.



ВП ЮУАЕС

Стор.46

Малюнок 4.2.2.2 - Вклади окремих радіонуклідів в сумарний показник радіоактивних скидів ВП ЮУАЕС

в зовнішні водойми Крнв за період з 1999 по 2017 рр.



ВП ЮУАЕС

Стор. 47

Таблиця 4.2.2.8 - Нижні межі детектування радіонуклідів (середні значення)

Ізотоп Атмосферне повітря, Бк/л

Вода, Бк/л

Грунт, Бк/м2 сух

Рослинність, Бк/кг сух

51Cr 9,5Е-10 1,3Е-01 2,38Е-02 1,52Е+00 54Mn 6,0Е-10 8,3Е-03 7,7Е-03 2,1Е-01 59Fe 9,0Е-10 1,3Е-04 4,13-03 4,41Е-01 58Co 5,0Е-10 7,2Е-03 1,1Е-03 1,7Е-01 60Co 5,0Е-10 7,7Е-04 7,8Е-03 1,9Е-01 65Zn 1,2Е-9 1,6Е-03 2,9Е-03 5,14Е-01 89Sr - 90Sr 2,1Е-9 1,3Е-04 3,4Е-02 1,1Е-01

95Nb 4,5Е-10 6,3Е-03 1,84Е-03 2,15Е-01 95Zr 6,0Е-10 1,1Е-03 3,34Е-03 3,1Е-01

103Ru - 1,8Е-03 110mAg 3,5Е-10 8,3Е-04 6,1Е-03 1,55Е-01

124Sb - - 131I 8,5Е-10 1,3Е-03 2,55Е-02 2,05Е-01

134Cs 5,5Е-11 8,1-04 3,7Е-02 1,5Е-01 137Cs 6,5Е-11 1,1Е-04 2,21Е-02 1,8Е-01 144Ce - 1,3Е-04 9,54+00 1,16+00

Примітка: 1) Порожні ячейки – виміри не робляться. 2) Значення нижніх меж детектування радіонуклідів визначається згідно з

«Методических рекомендаций по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах окружающей среды» (Москва, 1980 р.). Наведені в таблиці значення отримано в результаті розрахунку проб за допомогою програмного забезпечення вимірювальної техніки.

За результатами перевірки гамма-спектрометра МДА для геометрії Маринеллі за 3600 с по 137CS 1,8 Бк; по 60Со 1,6 Бк (свід. №067 / 2017-10 від 14.05.2010 р.).

Висновки розділу «4.4.2 Граничні величини скидів і викидів радіонуклідів у режимі нормальної експлуатації енергоблока №3 і ЮУАЕС у цілому»

Аналіз результатів багаторічних спостережень за викидами в атмосферу та скидами у водні джерела радіоактивних речовин Южно-Української АЕС показує:

Прийняті під час проектування заходів щодо обмеження потужності викидів у атмосферу та суворий контроль їх під час роботи АЕС, а також експлуатація очисних пристроїв (СВО і СГО) в проектному режимі, забезпечують дотримання вимог санітарних правил під час експлуатації станції.

За час роботи ВП ЮУАЕС у нормальному експлуатаційному режимі

випадків перевищення потужності викидів у атмосферу над допустимими рівнями не виявлено.

Згідно з таблицею 4.2.1.5, максимальні значення показника, що характеризує викиди радіонуклідів у атмосферу, Крна,% за період з 2002 р. по 2017 р. склали:

за таким параметром, як ІРГ у 2003 р. Крна ІРГ=0,39% (середньодобовий викид ІРГ=177,04 ГБк/добу, при А-ТР ІРГ (1-ї черги для роботи на потужності)=800 ГБк/добу і допустимому рівні викиду для ВП ЮУАЕС ГВ ІРГ=45 000 ГБк/доб.);



ВП ЮУАЕС

Стор. 48

для ДЖН у 2002 р. Крна ДЖН = 0,075% (середньодобовий викид ДЖН=566,23 кБк/добу при А-ТР ДЖН (1-ї черги)=1500 кБк/добу та допустимому рівні викиду для ВП ЮУАЕС ГВ ДЖН=750 000 кБк/добу); для 131I в 2003 р. Крна 131I=0,092% (середньодобовий викид 131I=3573,3 кБк/добу, при А-ТР 131I (1-ї черги)=10000 кБк/добу та допустимому рівні викиду для ВП ЮУАЕС ГВ 131I =3 900 000 кБк/добу). А за весь період експлуатації максимальні значення показника Крна склали: - Крна ІРГ=1,24% в 1985 році; - Крна ДЖН=0,88% в 1986 році; - Крна 131I =0,22% в 2000 році. Згідно з таблицею 4.2.2.5, максимальні значення показника, що характеризує

скиди радіонуклідів у водні об'єкти Крнв,% за період з 2002 р. по 2017 р. склали: за таким параметром як 137Cs в 2013 р. Крнв-137Cs=0,36% (річний скид 137Cs=57,7 МБк/рік, при А-ТР 137Cs (діє з 2007 року)=152 МБк/рік; для 3H в 2004 р. Крнв 3H = 5,73% (середньодобовий скид 3H=6882 ГБк/рік, при А-ТР 3H (діє з 2007 р.)=6400 ГБк/рік і А-ТР 3H (був чинним у 2004-2006 рр.) = 12000 кБк/добу). Отже можна зробити висновок, що за останні 15 років (2002-2017 рр.) не

було зафіксовано перевищення значень не лише допустимих рівнів, а й адміністративно-технологічних і контрольних рівнів викидів і скидів.

4.4.3 Програма спостережень за радіаційною обстановкою в контрольованій зоні ВП ЮУАЕС. Автоматизована система радіаційного контролю (АСКРО)

Радіаційний контроль на об'єктах ВП ЮУАЕС, проммайданчику, у санітарно-захисній зоні та зоні спостереження проводиться відповідно до «Регламента радиационного контроля ОП ЮУАЭС» РГ.0.0026.0120 [13], узгодженому з державними регулюючими органами України.

4.4.3.1 Програма радіаційного контролю у ВП ЮУАЕС Безпека АС забезпечується за рахунок послідовної реалізації концепції глибоко

ешелонованого захисту, заснованого на застосуванні системи фізичних бар'єрів на шляху поширення іонізуючого випромінювання та радіоактивних речовин у навколишнє середовище, системи технічних і організаційних заходів щодо захисту бар'єрів і збереження їх ефективності з метою захисту персоналу, населення та навколишнього середовища.

Система фізичних бар'єрів енергоблоку АС включає паливну матрицю, оболонку ТВЕЛ, межу першого контуру, герметичну огорожу реакторної установки та біологічний захист.

Спостереження за радіаційною обстановкою у ВП ЮУАЕС в межах зони спостереження (ЗС) виконується за допомогою системи радіаційного контролю (СРК) на проммайданчику, у санітарно-захисній зоні (СЗЗ) і в зоні спостереження ВП ЮУАЕС. Загальний вигляд системи радіаціоннго контролю у ВП ЮУАЕС представлено на мал. 4.3.1.1.



ВП ЮУАЕС

Стор. 49

Малюнок. 4.3.1.1 - Загальний вигляд системи радіаційного контролю у ВП ЮУАЕС

Щорічно проводиться кілька тисяч вимірювань проб, відібраних у СЗЗ і ЗС, що характеризують радіаційний стан приземного повітря, поверхневих водойм, компонентів наземних і водних екосистем.

Радіаційний контроль з використанням технічних засобів здійснює оперативний персонал служби радіаційного контролю ЦРБ ВП ЮУАЕС.

На посаду начальника зміни цеху радіаційної безпеки (НЗ) відповідно до вимог п.1.5 «Должностная инструкция начальника смены цеха атомной электростанции ИД.0.0026.0019» призначається особа, яка має:

- повну вищу освіту відповідного напрямку підготовки (магістр, спеціаліст);

- стаж роботи в енергетиці не менше чотирьох років на посадах зі зростаючою відповідальністю, з них не менше трьох років на атомних електростанціях;

- позитивний медичний висновок про стан здоров'я. Згідно з п.п. 2.3.1, 2.3.2 ІД.0.0026.0019, підтримання кваліфікації НЗ

проводиться в навчально-тренувальному центрі (НТЦ) з періодичністю не рідше одного разу на рік з відривом від виробництва. Програма підтримки кваліфікації та графік затверджуються головним інженером.

Підтримка кваліфікації НЗ включає в себе:

- планове навчання персоналу в НТЦ; - додаткове навчання за наказами та вказівками; - інструктажі персоналу в підрозділах ВП ЮУАЕС; - протиаварійні тренування оперативного персоналу; - протипожежні тренування персоналу.

впвп

Радіаційний технологічний

контроль

Радіаційний дозиметричний

контроль

Індивідуальний дозиметричний

контроль

Контроль навколишнього середовища

Радіаційний контроль, за

нерозповсюд-женням

радиоактивного забруднення

Радіаційний контроль

стану захисних бар’єрів

Система радіаційного

контролю



ВП ЮУАЕС

Стор. 50

Відповідно до «Положение по организации работы с персоналом обособленного подразделения ОП ЮУАЭС ГП«НАЭК «Энергоатом» ПЛ.0.0000.0016» (п.4.1.2), професійна підготовка персоналу планується і проводиться за індивідуальними або робочими програмами підготовки з урахуванням результатів вхідного контролю знань у відповідності з документом ПЛ.0.0055.0102 «Положення про програми професійного навчання», а також у відповідності з наступними процедурами якості, розробленими у ВП ЮУАЕС:

- ПЦ.0.0055.0112 Система качества. Управление трудовыми ресурсами. Подготовка и квалификация персонала. Планирование подготовки персонала;

- ПЦ.0.0055.0115 Система качества. Управление трудовыми ресурсами. Подготовка и квалификация персонала. Анализ заявки на обучение;

- ПЦ.0.0055.0116 Система качества. Управление трудовыми ресурсами. Подготовка и квалификация персонала. Первоначальная подготовка оперативного персонала;

- ПЦ.0.0055.0120 Система качества. Управление трудовыми ресурсами. Подготовка и квалификация персонала. Повышение квалификации и переподготовка (вторая профессия) ремонтного персонала;

- ПЦ.0.0055.0122 Система качества. Управление трудовыми ресурсами. Подготовка и квалификация персонала. Первоначальная подготовка инструкторского персонала;

- ПЦ.0.0055.0123 Система качества. Управление трудовыми ресурсами. Подготовка и квалификация персонала. Поддержание квалификации инструкторского персонала;

- ПЦ.0.0055.0124 Система качества. Управление трудовыми ресурсами. Подготовка и квалификация персонала. Организация подготовки в учебно-тренировочном центре и структурных подразделениях.

Аспекти організації підготовки та навчання персоналу у ВП ЮУАЕС

розглядається у ЗППБ ФБ-12 «Людський фактор». Усі види радіаційного контролю у ВП ЮУАЕС виконуються відповідно до

«Регламент радиационного контроля ОП ЮУАЭС» РГ.0.0026.0120 [13].

Радіаційний контроль стану захисних бар'єрів Радіаційний контроль стану захисних бар'єрів здійснюється за допомогою

вимірювань: об'ємної активності (ОА) реперних радіонуклідів або їх груп у теплоносії першого контуру, що характеризує герметичність оболонок ТВЕЛ; об'ємної активності реперних радіонуклідів або їх груп у технологічних середовищах або в повітрі виробничих приміщень, пов'язаних з обладнанням першого контуру, що характеризує його герметичність; об'ємної активності реперних радіонуклідів або їх груп, що виходять за межі АЕС, і що характеризує герметичність останнього захисного бар'єру. Перелік параметрів, що забезпечують контроль стану захисних бар'єрів,

представлено в таблиці 4.3.1.1.



ВП ЮУАЕС

Стор. 51

Таблиця 4.3.1.1 - Перелік параметрів, що забезпечують контроль стану захисних бар'єрів

П.н. Найменування параметра Метод вимірювань, періодичність

Підрозділ, відповідальний за вимірювання

Пункт регламенту РК

1 Об'ємна (питома) активність реперних радіонуклідів або їх груп у теплоносії першого контуру, що характеризує герметичність оболонок ТВЕЛ

1.1 Щільність потоку запізнілих нейтронів від ТПК

Вимірювальні канали АКРБ, АСРК «Нуклон»**, безперервно

ВП ЦРБ пп. 2.3.1.1.1,

2.3.1.1.5, 2.3.1.1.10

1.2 Сумарна гамма-активність ТПК (ПЕД) *

Вимірювальні канали АКРБ, АСРК «Нуклон»

**, безперервно ВП ЦРБ

пп. 2.3.1.1.3, 2.3.1.1.8, 2.3.1.1.11

1.3 Сумарна гамма-активність ТПК (ПЕД) * в режимі МПА



пп. 2.3.1.1.4, 2.3.1.1.9, 2.3.1.1.12

1.4 ПА ізотопів 131-135I в ТПК Лабораторний контроль, один раз на добу ЛСіКГО ВЯБ п. 4.1.1.1

1.5 ПА ПДіК в ТПК після СВО-1 Лабораторний контроль, один раз на місяць ЛСіКГО ВЯБ пп. 4.1.1.2,

4.1.1.4 1.6 ПА ПДіК в ТПК після СВО-2 Лабораторний контроль,

один раз на тиждень ЛСіКГО ВЯБ п. 4.1.1.3

1.7 ОА в ТПК по 88Kr і 132I для енергоблока №2 ОА групи реперних радіонуклідів у теплоносії 1-го контуру для енергоблока №1


**, безперервно ВП ЦРБ пп. 2.3.1.1.2,

2.3.1.1.6, 2.3.1.1.7

2 Активність реперних радіонуклідів або їх груп у технологічних середовищах або в повітрі виробничих приміщень, пов'язаних з обладнанням ГЦК, що характеризує його герметичність

2.1 ОА продувальної води перед СВО-5 (лише для енергоблоків № 1,2)

Вимірювальні канали АСРК «Нуклон» **,

безперервно ВП ЦРБ п. 2.3.1.2.1

2.2 ОА гострої пари (лише для енергоблоків №1,2)



пп. 2.3.1.2.3, 2.3.1.2.7,

2.3 Контроль протікання ТПК у другий

контур за активністю N-16 у гострій парі ПГ

Система «Азот-16», безперервно ВЯБ

ЦРБ

пп. 2.3.1.2.4, 2.3.1.2.8, 2.3.1.2.11

2.4 ПД від трубопроводів гострої пари ПГ(для енергоблока №3)

Канал АКРБ, безперервно ВП ЦРБ п. 2.3.1.2.10

2.5 ОА ІРГ парогазової суміші на вихлопі ежекторів турбін



пп. 2.3.1.2.2, 2.3.1.2.6, 2.3.1.2.12

2.6 ОА води ПК Вимірювальні канали АКРБ, АСРК «Нуклон»


пп. 2.3.1.2.5, 2.3.1.2.9, 2.3.1.2.13

2.7 ПА радіонуклідів у продувальній воді кожного ПГ, розрахунок протікання ТПК у II контур

Лабораторний контроль, періодично ЛСтаКГО ВЯБ п.4.1.1.9

2.8 ПА радіонуклідів у продувальній воді всіх ПГ енергоблоків № 1,2,3: - до СВО-5 - після СВО-5

Лабораторний контроль, один раз в тиждень ЛСтаКГО ВЯБ п. 4.1.1.10

2.9 Загальна активність продувальної води всіх ПГ (до СВО-5) енергоблоків № 1,2,3

Лабораторний контроль, щодня ЛСтаКГО ВЯБ п. 4.1.2.1

2.10 ПА радіонуклідів у воді ПК Лабораторний контроль, один раз у два тижні ЛСтаКГО ВЯБ п. 4.1.1.11

3 Об'ємна активність реперних радіонуклідів або їх груп, що надходять за межі АЕС, і що характеризує герметичність останнього захисного бар'єру



ВП ЮУАЕС

Стор. 52




3.1 ПД на проммайданчику Вимірювальні канали АКРБ, АСКРО **,

безперервно ВП ЦРБ

пп. 2.3.1.3.1, 2.3.1.3.2,

2.3.3.2, 2.3.3.3 3.2 ОА викиду в ВТ Вимірювальні канали

АКРБ, АСРК «Нуклон» **, АСКГАВ, безперервно

ВП ЦРБ п. 2.3.4.1

3.3 ОА радіонуклідів у СЗЗ і ЗС АСКРО **, безперервно ВП ЦРБ пп. 6.6.1.3, 6.6.3

* - для енергоблока №3 контроль цього параметра здійснюється за проектною потужністю дози гамма-випромінювання.

** - ця вимога набуває чинності після введення обладнання АСРК «Нуклон» і частини АСКРО, що реконструюється, в промислову експлуатацію.

Радіаційний технологічний контроль Призначенням радіаційного технологічного контролю (РТК) є контроль стану

технологічних процесів і підтримання їх радіаційних параметрів у проектних діапазонах.

Підсистема РТК передбачає контроль наступних радіаційних параметрів

(малюнок 4.3.1.2): 1) об'ємна активність технологічних середовищ, у тому числі до і після фільтрів водоочищення та спецгазоочищення; 2) об'ємна активність аерозолів, ІРГ у приміщеннях, що не обслуговуються, локалізуючих і вентсистемах. Перелік параметрів радіаційного технологічного контролю представлено в

таблиці 4.3.1.2.

Малюнок 4.3.1.2 - Загальний вигляд підсистеми радіаціоннго технологічного

контролю у ВП ЮУАЕС

РТК

Вимірювання об'ємної активності технологічних

середовищ, в тому числі до і після фільтрів водоочищення

і спецгазоочищення

Вимірювання об'ємної активності аерозолів, ІРГ у

приміщеннях, що не обслуговуються,

локалізуючих і вентсистемах



ВП ЮУАЕС

Стор. 53

Таблиця 4.3.1.2 - Перелік параметрів радіаційного технологічного контролю


Підрозділ, відповідальний за

вимірювання


1 ОА технологічних середовищ, у тому числі до і після фільтрів СВО і СГО 1.1 ОА конденсату гріючої пари

випарних установок СВО-3, 6, 7 Вимірювальні канали АСРК «Нуклон» *, безперервно

ВП ЦРБ пп. 2.3.2.1.1, 2.3.2.1.7

1.2 ОА води до і після установок СВО-3, 4, 6, 7

Вимірювальні канали АСРК «Нуклон» *, безперервно

ВП ЦРБ пп. 2.3.2.1.2, 2.3.2.1.8

1.3 ОА води відповідальних споживачів

Вимірювальні канали АКРБ, АСРК «Нуклон» *, безперервно

ВП ЦРБ пп. 2.3.2.1.5,

2.3.2.1.6, 2.3.2.1.9

1.4 ОА ІРГ на вході та виході СГО реакторного відділення


ВП ЦРБ пп. 2.3.2.1.3, 2.3.2.1.10

1.5 УА радіонуклідів у продувальній воді усіх ПГ, до і після СВО-5

Лабораторний контроль, періодично ЛСіКГО ВЯБ п. 4.1.1.9

1.6 УА радіонуклідів у воді БВ Лабораторний контроль, один раз на добу в період перевантаження АЗ один раз на місяць під час роботи на потужності

ЛСіКГО ВЯБ п. 4.1.1.8

1.7 ОА та радіонуклідний склад ІРГ до і після СГО, ефективність очищення

Лабораторний контроль, за заявкою цехів ЛIДК ЦРБ п.4.2.1.5

1.8 ПА радіонуклідів у воді відповідальних споживачів

лабораторний контроль один раз на місяць ЛСіКГО ВЯБ пп. 4.1.1.12,

4.1.2.3 1.9 ПА ПДіК у ТПК після СВО-1,2 Лабораторний контроль,

періодично: СВО-2-один раз на тиждень СВО-1-один раз на місяць

ЛСіКГО ВЯБ пп. 4.1.1.3, 4.1.1.4

1.10 ПА радіонуклідів у дистиляті БСН, КБ

Лабораторний контроль, періодично за заявкою РЦ, ХЦ

ЛСіКГО ВЯБ п. 4.1.1, 4.1.2

1.11 ПА радіонуклідів у дистиляті БТВ

Лабораторний контроль, періодично за заявкою РЦ, ХЦ

ЛСіКГО ВЯБ п. 4.1.1, 4.1.2

1.12 ПА радіонуклідів у КГП СВО Лабораторний контроль, періодично за заявкою РЦ, ХЦ


2 ОА аерозолів, ІРГ у приміщеннях, що не обслуговуються, локалізуючих і в/с 2.1 ОА аерозолів, ІРГ у

приміщеннях, що не обслуговуються, локалізующих систем та вентсистем

Вимірювальні канали АКРБ, АСРК «Нуклон» *, безперервно ВП ЦРБ

пп. 2.3.2.2.1, 2.3.2.2.3, 2.3.2.2.5

2.2 ОА аерозолів, ІРГ у приміщеннях, що не обслуговуються, локалізующих систем та вентсистем

Контроль переносними приладами, періодично у разі допуску ВП ЦРБ п.3.1.9, 3.1.13,

3.1.14, 3.1.21


Радіометрія аналітичних фільтрів, лабораторний контроль, періодично ВП ЦРБ

пп. 3.1.9, 3.1.10, 3.1.13, 3.1.14,

3.2.5


Спектрометрія аналітичних фільтрів, лабораторний контроль, періодично

ЛIДК ЦРЛ п. 4.2.1.3, 4.2.1.4

* - ця вимога набуває чинності після введення обладнання АСРК «Нуклон» у промислову експлуатацію.



ВП ЮУАЕС

Стор. 54

Радіаційний дозиметричний контроль Радіаційний дозиметричний контроль (РДК) виконується за двома напрямками: - вимірювання індивідуальних доз зовнішнього опромінення та індивідуальних

доз внутрішнього опромінення персоналу, - вимірювання ПД, об'ємної активності радіонуклідів у повітрі, рівнів

забруднення радіонуклідами поверхонь приміщень, що обслуговуються та періодично обслуговуються, і на майданчику АЕС.

Малюнок 4.3.1.3 - Загальний вигляд підсистеми РДК у ВП ЮУАЕС

Перелік параметрів радіаційного дозиметричного контролю представлено в

таблиці 4.3.1.3. Таблиця 4.3.1.3 - Перелік параметрів радіаційного дозиметричного контролю


Підрозділ, відповідальний

за вимірювання


1 Індивідуальна ефективна (еквівалентна) доза опромінення персоналу 1.1 Індивідуальна доза

зовнішнього опромінення (основний ІДК)

Індивідуальні дозиметри (ТЛД): - весь персонал - один раз у квартал; - жінки до 45 років-один раз на місяць; - персонал контрольної групи (з урахуванням зайнятості у роботах з ДІВ) - не рідше одного разу на місяць; - вибірковий контроль - за необхідності та за результатами оперативного дозконтроля.

ЛIДК ЦРБ п. 5.1

1.2 Індивідуальна доза внутрішнього опромінення

Розрахунок індивідуальної дози внутрішнього опромінення: - один раз на рік; - за потреби

ЛIДК ЦРБ п. 5.2

1.3 Індивідуальна доза під час виконання робіт

Індивідуальні оперативні дозиметри, постійно ЦРБ п. 3.1.16

1.4 Індивідуальна доза під час виконання робіт

Переносні прилади вимірювання ПД на місці робіт, періодично, за наявності допуску за дозиметричними нарядами

ЦРБ пп. 3.1.4, 3.1.14, 3.1.15

РДК

Вимірювання потужності

експозиційної дози гамма-

випромінювання за допомогою блоків детектування, які

перебувають у приміщеннях

Вимірювання об'ємної активності

ІРГ, аерозолів, йоду в

приміщеннях

Вимірювання потужності

еквівалентної дози нейтронів у низці

приміщень гермооболонки та

обстройки реакторного відділення

Вимірювання поверхневого забруднення

радіонуклідами за допомогою різних

методів

ІДК



ВП ЮУАЕС

Стор. 55





1.5 Індивідуальна доза від нейтронного випромінювання під час виконання робіт

Переносні прилади вимірювання ПД нейтронного випромінювання на місці робіт. Розрахунок дози від нейтронного випромінювання, періодично під час виконання робіт. Індивідуальні дозиметри.

ВП ЦРБ ЛIДК ЦРБ

пп. 3.1.4, 3.1.14, 3.1.15, 5.1.1

1.6 Індивідуальна доза під час виконання робіт (оцінка)


ВП ЦРБ п. 3.1.1

2 ПД у приміщеннях і на проммайданчику АЕС

Вимірювальні канали АКРБ, АСРК «Нуклон» *, АСКРО * безперервно; переносними приладами, періодично

ВП ЦРБ пп. 2.3.1.3.1, 2.3.1.3.2, 2.3.3.1, 2.3.3.2, 2.3.3.3, 3.1.1, 3.4.3

3 ПД нейтронів у ЦЗ, у приміщеннях реакторного відділення та на ВСП

Вимірювальні канали АСРК «Нуклон» *, **. Переносними приладами, періодично під час виконання робіт

ВП ЦРБ п. 2.3.3, 3.1.5

4 ОА радіонуклідів йоду, радіоактивних аерозолів у приміщеннях, що обслуговуються та періодично обслуговуються

Вимірювальні канали АКРБ, АСРК «Нуклон» *, безперервно; переносними приладами, періодично за наявності допуска за дозиметричними нарядами; лабораторний контроль за аналітичними фільтрами, періодично за наявності допуска за дозиметричними нарядами

ВП ЦРБ

ЛIДК ЦРБ ЦРБ

пп. 2.3.3.4, 3.1.10, 3.1.13, 3.1.14,

3.1.21, 3.2.4, 3.2.7 4.2.1.2, 4.2.1.3,

4.2.1.4

5 контроль рівнів -забруднення (щільності потоку -випромінювання) поверхонь приміщень, що обслуговуються та періодично обслуговуються, на проммайданчику

Переносними приладами, методом «мазка» періодично і за наявності допуска за нарядами ВП ЦРБ пп. 3.1.3, 3.3.1, 3.3.5,

3.3.6

6 Щільність потоку альфа-випромінювання на робочих поверхнях ВСП

Лабораторний контроль, періодично ВП ЦРБ пп. 3.2.3.14, 3.2.3.15

* - Ця вимога набуває чинності після введення реконструйованої частини АСКРО, АСРК «Нуклон» в промислову експлуатацію. ** - Цей контроль здійснюється в ЦЗ енергоблока №1 і енергоблока №2.

Індивідуальний дозиметричний контроль персоналу Індивідуальний дозиметричний контроль персоналу (малюнок 4.3.1.4)

проводиться з метою недопущення опромінення персоналу дозами, понад допустимих значень і відповідно до вимог норм радіаційної безпеки України (НРБУ-97).

Індивідуальний дозиметричний контроль у ВП ЮУАЕС включає: індивідуальний дозиметричний контроль зовнішнього опромінення з

використанням індивідуальних ТЛ-дозиметрів типу МСР, а також ТЛ-дозиметрів з комплекту КДТ-02М;

оперативний дозиметричний контроль зовнішнього опромінення з використанням дозиметрів DMС-2000S;



ВП ЮУАЕС

Стор. 56

індивідуальний дозиметричний контроль внутрішнього опромінення на установках CСІЧ «ACCUSCAN II» і СІЧ «Скриннер», за надходженням і вмістом гамма-випромінюючих радіонуклідів до організму.

Малюнок 4.3.1.4 - Загальний вигляд підсистеми індивідуального дозиметричного

контролю у ВП ЮУАЕС Радіаційний контроль наволишнього середовища Радіаційний контроль навколишнього середовища включає (малюнок 4.3.1.5): контроль газо-аерозольного викиду та водного скиду в навколишнє середовище; контроль активності та радіонуклідного складу витоку радіоактивних речовин зі СТРВ, СРРВ, ССВ; контроль ПДта річної дози опромінення на проммайданчику, в СЗЗ і ЗС; контроль концентрації радіоактивних речовин у атмосферних опадах, грунті, рослинності, молоці, сільгосппродуктах, рибі, воді відкритих водойм, донних відкладень. Перелік параметрів радіаційного контролю навколишнього середовища

представлено у таблиці 4.3.1.4.

Малюнок 4.3.1.5 - Загальний вигляд підсистеми радіаційного контролю навколишнього середовища у ВП ЮУАЕС

ІДК

Контроль і облік доз зовнішнього опромінення

персоналу

Контроль і облік вмісту

інкорпорованих радіонуклідів у

організмі людини та розрахунок

індивідуальних доз внутрішнього опромінення

Розрахунок сумарних дозових навантажень

на персонал АС, включаючи

дозовитрати за основними видами

робіт для різних професійних груп

Планування радіаційних навантажень

персоналу під час виконання робіт

РКНС

Контроль потужності дози гамма-

випромінювання на проммайданчику і в

навколишньому середовищі

Контроль газо-аерозольного викиду та

водного скиду в навколишнє середовище

Контроль вмісту радіонуклідів у об'єктах

навколишнього середовища

Вимірювання радіоактивності

рослинності, грунту, води, донних відкладень



ВП ЮУАЕС

Стор. 57

Таблиця 4.3.1.4 - Перелік радіаційних параметрів радіаційного контролю навколишнього середовища





1 Активність і радіонуклідний склад організованого викиду до атмосфери ІРГ, радіонуклідів йоду, радіоактивних аерозолів

1.1 Активність викиду ІРГ, радіонуклідів йоду, радіоактивних аерозолів

Системи автоматизованого контролю, безперервно ВП ЦРБ п. 2.2.4.1

1.2 Активність викиду ДЖН і радіонуклідів йоду за аналітичними фільтрами

Лабораторний контроль, періодично один раз на добу ЛIДК, ВП ЦРБ пп. 3.1.8,

3.2.9, 4.2.1.1

1.3 Радіонуклідний склад і активність викиду ДЖН за аналітичними фільтрами

Лабораторний контроль, періодично один раз на місяць

ЛЗД ЦРБ п. 6.1

1.4 Радіаційний контроль атмосферного повітря у СЗЗ і ЗС ВП ЮУАЕС

Лабораторний контроль, періодично один раз на тиждень


1.5 Радіаційний контроль опадів на проммайданчику, в СЗЗ і ЗС ВП ЮУАЕС



2 ОА та радіонуклідний склад скиду в навколишнє середовище і рідких радіоактивних відходів 2.1 УА радіонуклідів у воді КБ перед

скиданням Лабораторний контроль за заявкою РЦ, ХЦ ЛСіКГО ВЯБ пп. 4.1.1.14,

4.1.1.15 2.2 ОА води КБ перед скиданням Лабораторний контроль

за заявкою РЦ, ХЦ ЛСіКГО ВЯБ пп. 4.1.2.5, 4.1.2.6

2.3 ОА та радіонуклідної склад води градирень бл.№1, 2, води бризкальних басейнів бл.№3

Лабораторний контроль за заявкою ТЦ-2 перед скиданням у ставок-охолоджувач

ЛЗД ЦРБ пп. 4.4.1.14, 4.4.1.16

2.4 ОА у відвідному каналі, в контактних резервуарах очисних споруд (ОСБЗ)

Вимірювальні канали АКРБ, АСКРО *; безперервно

ВП ЦРБ пп. 2.3.4.2, 2.3.4.3

2.5 Вода промливневой каналізації Лабораторний контроль, періодично один раз на квартал

ЛЗД ЦРБ п. 6.4.1

2.6 Вода промливневої каналізації АСКРО *, безперервно ВП ЦРБ п. 6.4.1.1 2.7 Вода ГФК Лабораторний контроль,

періодично один раз на місяць ЛЗД ЦРБ п. 6.4.2

2.8 ПА радіонукліда 90Sr у техводі відповідальних споживачів (VF) (градирні бл.№1, 2, бризкальні басейни бл.№3)

Лабораторний контроль, за заявкою ЦРБ перед скиданням у ставок-охолоджувач


3 Активність і радіонуклідний склад РАВ і витік радіоактивних речовин з СТРВ, ХРРО, РВ, бризкальних басейнів і ОСГПК ЦВКГ

3.1 ПА радіонуклідів у пробах з ємностей СРВ

Лабораторний контроль, періодично один раз на кварталі за заявкою ЦПРВ


3.2 ОА та радіонуклідний склад води спостережних свердловин на герметичність СТРВ, СРРВ, РВ, бризкальних басейнів і ОСГПК ЦВКГ

Лабораторний контроль складу проб води спостережних свердловин, періодично

ЛЗД ЦРБ пп. 6.4.3, 6.4.4

3.3 ОА та радіонуклідний склад води з дренажних колодязів ССВ

Лабораторний контроль. За заявкою ЦПРВ ЛIДК ЦРБ пп. 4.2.1.9, 4.2.2.5

4 ПД на місцевості в СЗЗ і ЗС 4.1 Контроль інтегральної дози на

території проммайданчика, СЗЗ і ЗС Лабораторний контроль, періодично ЛЗД ЦРБ пп. 6.6.1, 6.6.2

4.2 Контроль ПД у СЗЗ і ЗС, включаючи населені пункти

Переносними приладами, періодично ЛЗД ЦРБ пп. 6.6.1.1, 6.6.2

4.3 Контроль ПД у СЗЗ і ЗС, включаючи населені пункти

АСКРО *, безперервно ЛЗД ЦРБ ВП ЦРБ

пп. 2.3.4.5, 6.6.1.3, 6.6.3



ВП ЮУАЕС

Стор. 58





5 Контроль концентрації радіоактивних речовин у СЗЗ і ЗС 5.1 Проби з об'єктів навколишнього

середовища Лабораторний контроль, періодично ЛЗД ЦРБ пп .. 6.2, 6.3, 6.4,

6.5 * - ця вимога набуває чинності після введення реконструйованої частини АСКРО в промислову експлуатацію.

Контроль за нерозповсюдженням радіоактивних забруднень Контроль за нерозповсюдженням радіоактивних забруднень включає: - контроль радіоактивного забруднення шкірних покривів, взуття та

виробничого одягу персоналу під час перетину ним меж зони суворого режиму; - контроль радіоактивного забруднення особистого одягу та взуття персоналу

під час перетину ними меж АЕС; - контроль радіоактивного забруднення транспортних засобів і вантажів, що

перевозяться під час перетину ними меж території АЕС. Загальний вигляд підсистеми контролю за нерозповсюдженням радіоактивних

забруднень у ВП ЮУАЕС представлено на малюнку 4.3.1.6, а перелік параметрів радіаційного контролю - в таблиці 4.3.1.5.

Малюнок 4.3.1.6 -. Загальний вигляд підсистеми контролю за нерозповсюдженням радіоактивних забруднень у ВП ЮУАЕС Таблиця 4.3.1.5 - Перелік параметрів радіаційного контролю

№ Найменування параметра Метод вимірювань,

періодичність



1 РК за нерозповсюдженням радіоактивних забруднень 1.1 Рівень забруднення

радіоактивними речовинами (потужність дози -випромінювання) особистого одягу та взуття персоналу під час перетину ним меж території АЕС

Установки на прохідних АЕС, під час перетину меж території АЕС постійно; переносні прилади, періодично

Самоконтроль, ЦРБ п. 2.3.6.1

1.2 Рівень забруднення Установки на прохідних Самоконтроль, п. 2.3.6.2

РК за нерозповсюдженням

Вимірювання рівня забруднення радіоактивними речовинами

(потужність дози гамма-випромінювання) особистого одягу

та взуття персоналу під час перетину ним меж території АЕС


поверхонь шкіряних покривів, взуття, спецодягу, ЗІЗ персоналу під час перетину ними меж зони

суворого режиму


(потужність дози гамма-випромінювання) транспортних

засобів і вантажів, що перевозяться, під час перетину

ними меж території АЕС



ВП ЮУАЕС

Стор. 59

№ Найменування параметра Метод вимірювань, періодичність



радіоактивними речовинами поверхонь шкіряних покривів, взуття, ЗІЗ персоналу під час перетину ними меж ЗСР

ЗСР, під час перетину меж ЗСР постійно; переносні прилади, періодично

ЦРБ

1.3 Рівень забруднення радіоактивними речовинами (потужність дози -випромінювання) транспортних засобів та вантажів, що перевозяться, під час перетину ними меж території АЕС

Установки на транспортному виїзді, під час виїзду транспорту, постійно; переносні прилади, періодично

Самоконтроль, ЦРБ

п. 2.3.6.2, 2.3.6.3

2 РК за умов, відмінних від режиму нормальної експлуатації 2.1 ПД, ОА ІРГ, радіонуклідів йоду,

радіоактивних аерозолів всередині гермооболонки

АКРБ, АСРК «Нуклон» *, безперервно ВП ЦРБ

п.2.3.2.2.2, 2.3.2.2.4, 2.3.2.2.6, 2.3.3.1

2.2 ОА ІРГ, радіонуклідів йоду, радіоактивних аерозолів у викиді

АКРБ, АСРК «Нуклон» *, АСК ГАВ, РКС-2-02 «Калина» безперервно

ВП ЦРБ п.2.3.4.1

2.3 ПД на проммайданчику та шляхах евакуації

АКРБ, АСКРО * безперервно ВП ЦРБ п.2.3.3.1, 2.3.3.2

2.4 ПД у СЗЗ і ЗС (під час аварії) переносні прилади, періодично ЛЗД ЦРБ п.6.6.1.1, 6.6.2

2.5 ПД у СЗЗ і ЗС (під час аварії) АСКРО * безперервно ЛЗД ЦРБ п.2.3.4.5, 6.6.3

2.6 Концентрація ІРГ, радіонуклідів йоду, радіоактивних аерозолів у повітрі СЗЗ і ЗС (під час аварії)

Лабораторний контроль, періодично ЛЗД ЦРБ п.6.7.1

3 РК гріючих середовищ, що нагріваються, при відпустці тепла 3.1 ОА середовища, що гріює Вимірювальні канали

АКРБ, АСРК «Нуклон» *, безперервно ВП ЦРБ

п.2.3.1.2.2, 2.3.1.2.3, 2.3.1.2.6, 2.3.1.2.7,

2.3.1.2.10, 2.3.1.2.12

3.2 ОА мережевого теплоносія після підігрівачів


ВП ЦРБ п.2.3.5.1, 2.3.5.2

3.3 ОА та радіонуклідний склад води джерел госппитного водопостачання


ЛЗД ЦРБ п.6.5.1.3

3.4 ОА та радіонуклідний склад конденсату пари, що гріє, на буддвір

Лабораторний контроль, періодично один раз на тиждень

ЛIДК ЦРБ п.4.2.1.12, 4.2.2.8

3.5 ОА та радіонуклідний склад мережевого теплоносія

Лабораторний контроль, періодично один раз на добу

ЛIДК ЦРБ п.4.2.1.7, 4.2.2.3

3.6 ОА мережевого теплоносія

Лабораторний контроль, періодично один раз на зміну

ВП ЦРБ п.3.1.13

* - ця вимога набуває чинності після введення обладнання АСРК «Нуклон» і частини, що реконструюється, АСКРО в промислову експлуатацію



ВП ЮУАЕС

Стор. 60

Радіаційний контроль за умов, відмінних від режиму нормальної експлуатації

Радіаційний контроль за умов, відмінних від режиму нормальної експлуатації, забезпечує:

- вимірювання ПД, ОА інертних радіоактивних газів і йоду в герметичній частині оболонки реакторної установки;

- вимірювання ОА ІРГ, радіонуклідів йоду, радіоактивних аерозолів у викиді через вентиляційні труби АЕС;

- вимірювання ПД, концентрацію ІРГ, аерозолів, йоду в повітрі СЗЗ і ЗС. Параметри радіаційного контролю за умов, відмінних від режиму нормальної

експлуатації, представлено в таблиці 4.3.1.5.

Радіаційний контроль середовищ, що гріють і нагріваються, під час відпуску тепла

Радіаційний контроль середовищ, що гріють і нагріваються, під час відпуску тепла з ВП ЮУАЕС забезпечує безперервний (вимірювальними каналами АКРБ, АСРК «Нуклон») і періодичний (лабораторними методами) контроль об'ємної активності теплоносія та води, що відпускається з АЕС у систему теплопостачання.

У ВП ЮУАЕС відпустк тепла споживачам побудовано за другим варіантом відповідно до «Санітарних і технічним вимогам до проектуванню та експлуатації систем відпуску теплоти від атомних станцій, СТВ СВТ АС-91» (п.4.7), тобто мережевий теплоносій циркулює в третьому контурі по відношенню до теплоносія 1-го контуру з гарантованим перевищенням тиску теплоносія, що нагрівається, над тиском гріючого середовища. Відповідно до СТВ СВТ АС-91 (таблиця 2) радіаційний контроль середовищ, що гріють і нагріваються під час відпуску тепла з АЕС виконується за допомогою вимірювань, наведених у таблиці 4.3.1.5.

Структуру нормативної бази, що застосовується для забезпечення радіаційної безпеки ВП ЮУАЕС, наведено в розділі 4.1 цього звіту.

Нижче, на малюнку 4.3.1.7, представлено організаційну структуру цеху радіаційної безпеки ВП ЮУАЕС, а в таблиці 4.3.1.6 - перелік методичних, проектних і експлуатаційних документів радіаційного контролю ВП ЮУАЕС.



ВП ЮУАЕС

Стор.61

Малюнок 4.3.1.7 - Організаційна структура цеху радіаційної безпеки ВП ЮУАЕС



ВП ЮУАЕС

Стор.62

Таблиця 4.3.1.6 - Перелік методичних, проектних і експлуатаційних документів радіаційного контролю ВП ЮУАЕС №п/п Название документа

1 ДСЕПіН 6.6.1.-079/211.3.9.001-02. Державні санітарно-екологічні правила і норми з радіаційної безпеки при проведенні операцій з металобрухтом

2 МВВ 12-112-2012 Измерение эквивалентной дозы внешнего облучения термолюминесцентной дозиметрической системой RE-2000. Методика выполнения измерений

3 МПУ 12-075-2006 Метрология. Термолюминесцентная дозиметрическая система RE-2000. Методика поверки

4 Рекомендации по дозиметрическому контролю в районах расположения атомных электростанций (ПНАЭГ, направление 2)

5 Методические указания. Контроль доз гамма-излучения на местности вокруг АЭС (ПНАЭГ, направление 2)

6 Циркуляр «О допустимой величине и методике контроля протечки теплоносителя первого контура и нормировании активности радионуклидов технологических сред второго контура атомных электростанций с реакторами типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000». Приказ МАЭП СССР №61 от 17.05.91; Дополнение к циркуляру «О допустимой величине и методике контроля...» для обеспечения корректной диагностики протечек ПГВ-1000 с реконструированными системами водопитания и продувки Южно-Украинской АЭС». ВНИИАЭС 1995г.

7 Установка реакторная В-320. Технические требования по контролю герметичности оболочек твэлов ВВЭР-1000 во время работы и после остановки реакторной установки. 320.00.00.00.000 Д119, ОКБ «Гидропресс», 2003г.

8 Методическое обоснование контроля внутреннего облучения с применением счетчика излучения человека «СКРИННЕР» инструкции по оценке эффективной дозы внутреннего облучения работников АЭС согласованной с МЗУ. 2003г.

9 Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды, МЗ СССР, 1980г.

10 Методика экспрессного радиохимического определения стронция-90 в природных водах и технологических растворах с использованием волокнистого сорбента VS-15-M, ПП «Химтехсервис», 2009 г.

11 Методические указания по контролю сточных вод АЭС и подземных вод промплощадки

12 Определение активности трития в пробах объектов окружающей среды (Методическое руководство)

13 Методические рекомендации по проведению радиационного контроля в строительстве

14 Методика экспрессного радиометрического определения по гамма-излучению объёмной и удельной активности радионуклидов цезия в воде, почве, продуктах питания, продукции животноводства и растениеводства

15 ММ-И.0.03.025-14 Типовая методика выполнения измерений на гамма-спектрометрах активности гамма-излучающих радионуклидов в счетных образцах объектов технологических сред АЭС, ГП НАЭК «Энергоатом», 2014 г.

16 МВВ 12-111:2012 Активность, удельная активность и объемная активность гамма излучающих радионуклидов в счетных образцах технологических сред АЭС. Методика выполнения измерений с использованием спектрометров энергий гамма-излучения полупроводниковых типа CANBERRA i SBS, ОП ЮУАЭС, 2012 г.

17 ММ-И.0.03.026-14 Типова методика виконання вимірювань на гамма-спектрометрах активності гамма-випромінюючих радіонуклідів у лічильних зразках об`єктів навколишнього середовища району розташування АЕС», ДП НАЕК «Енергоатом», 2014р.



ВП ЮУАЕС

Стор.63

№п/п Название документа 18 МВУ 12-58:2010 Система контроля протечки из первого контура во второй в

парогенераторах SGLM 201/202. Методика выполнения измерений протечки из первого контура во второй в парогенераторах с реконструированными системами водопитания и продувки на энергоблоках с реакторам, ННЦ «Институт метрологии», 2010 г.

19 Контроль содержания бета-излучающих радионуклидов в технологических водах АЭС. Методика выполнения оперативного контроля содержания стронция-90 в технологических водах АЭС с помощью бета-спектрометра СЕБ-01 и программного обеспечения AKWIN, ООО «НПП «Атомплексприбор», 2014 г.

20 СТП 0.20.062-2006 «Методика планирования дозовых затрат персонала, занятого на ликвидации последствий аварий. Общие требования», ГП НАЭК «Энергоатом», 2006 г.

21 СТП 0.20.063-2006 «Методика проведения индивидуального дозиметрического контроля внешнего и внутреннего облучения персонала в условиях аварии». ГП НАЭК «Энергоатом», 2006 г.

22 Д 23 СОУ НАЕК 105:2015 «Забезпечення радіаційної безпеки. Дозиметричний контроль. Визначення ефективної дози внутрішнього опромінення персоналу ВП АЕС на основі біофізичних вимірів. Методичні вказівки» , ДП НАЕК «Енергоатом», 2015 р.

23 СОУ НАЕК 106:2015 «Забезпечення радіаційної безпеки. Дозиметричний контроль. Коефіцієнти, що використовуються для розрахунку ефективної дози внутрішнього опромінення», ДП НАЕК «Енергоатом», 2015 р.

24 СОУ НАЕК 115:2016 Забезпечення радіаційної безпеки. Дозиметричний контроль. Визначення ефективної дози зовнішнього опромінення персоналу атомних електростанцій. Методичні вказівки, ДП НАЕК «Енергоатом», 2016 р.

25 СОУ-Н ЯЕК 1.029:2011 Настанова з організації та проведення індивідуального дозиметричного контролю на АЕС. МЕВУ, 2011 р.

26 СОУ НАЕК 025:2013 «Забезпечення радіаційної безпеки. Контрольні рівні радіаційних параметрів на атомних станціях (радіаційно-гігіенічні регламенти I групи). Правила встановлення».

27 РГ.1.3810.007 Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока № 1.

28 РГ.2.3810.0018 Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока №2.

29 РГ.3.3810.0009 Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока №3.Техническое обоснование безопасности Блок №1 Южно-Украинская АЭС, книга №6.

30 Техническое обоснование безопасности Блок №2 Южно-Украинская АЭС, книга №6. 31 Техническое обоснование безопасности Блок №3 Южно-Украинская АЭС, книга №6. 32 РГ.2.0006.0027 Регламент химического и радиометрического контроля рабочей

среды системы концентрирования кубового остатка и хранилища жидких радиоактивных отходов №2.

33 РГ.0.0026.0136 Регламент радиационного контроля при отправке отработанного ядерного топлива.

34 ИН.0.0023.0016 Определение изотопного состава и удельной активности радионуклидов в пробах технологических и сбросных вод на гамма-спектрометрах. Инструкция.

35 ИН.0.0023.0019 Организация работ по межблочным перевозкам и отправке отработавшего ядерного топлива. Инструкция.

36 ИН.0.0023.0072. Инструкция по контролю герметичности оболочек тепловыделяющих элементов во время работы и после остановки реакторной установки.



ВП ЮУАЕС

Стор.64

№п/п Название документа 37 ИН.0.0023.0077 Инструкция по контролю протечек теплоносителя первого контура в

котловую воду парогенераторов. 38 МТ.0.0026.0074 Радиационный контроль окружающей среды. Методика выполнения

измерений мощности дозы гамма-излучения и годовой дозы на местности в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения ОП «Южно-Украинская АЭС».

39 МТ.0.0026.0075 Радиационный дозиметрический контроль. Методика выполнения измерений радиационных параметров на территории промышленной площадки ОП «Южно-Украинская АЭС».

40 МТ.0.0026.0076 Радиационный контроль окружающей среды. Методика выполнения измерений объемной активности 131I в воздухе газового и аэрозольного выбросов из вентиляционных труб ОП «Южно-Украинская АЭС».

41 МТ.0.0026.0073 Радиационный контроль за нераспространением радиоактивных загрязнений. Методика выполнения измерений уровня радиоактивного загрязнения поверхностей производственных помещений, оборудования и транспортных средств ОП «Южно-Украинская АЭС»

42 МТ.0.0026.0084. Радиационный контроль металлолома ОП «Южно-Украинская АЭС» Методика выполнения измерений радиационных параметров дозиметрами-радиометрами, радиометрами

43 МТ.0.0026.0027 Методика експресного визначення активності стронцію-90 в пробах води з використанням сорбенту Sr-resin

44 МТ.0.0026.0048 Методика експресного визначення активності стронцію-90 в золі ґрунтів, донних відкладень, рослин, біоматеріалів, харчових продуктів, фільтрів випадінь і водних суспензій з використанням сорбенту Sr-resin

4.4.3.2 Обсяг радіаційного контролю навколишнього середовища, що

здійснюється ВП ЮУАЕС У ВП ЮУАЕС радіаційний контроль навколишнього середовища здійснює

лабораторія зовнішньої дозиметрії (ЛЗД). Контроль здійснюється в радіусі 30 км від ЮУАЕС (зона спостереження) за нормальної радіаційної обстановки і за аварійної радіаційної обстановки. На малюнку 4.3.2.1 представлено точки радіаційного контролю та населені пункти, розташовані в зоні спостереження ВП ЮУАЕС.

Лабораторія ЗД входить до складу цеху радіаційної безпеки ВП ЮУАЕС. Виконання поставленого перед лабораторією ЗД завдання проводиться

виконанням таких функцій: відбір проб з об'єктів навколишнього середовища на стаціонарних постах

спостереження і в контрольованих точках, згідно з документами РГ.0.0026.0120 «Регламент радіаційного контролю ВП ЮУАЕС» і РГ.0.0027.0055 «Регламент продувки Ташліцької водойми-охолоджувача ВП ЮУАЕС у Олександрівське водосховище»;

контроль видалених у атмосферу радіоактивних аерозольних викидів за результатами аналізу проб, відібраних службою радіаційного контролю цеху; визначення вмісту радіонуклідів у воді скидних каналів, Ташлицького водосховища та річки Південний Буг, ґрунті, рослинності та рибі шляхом проведення радіометричних і спектрометричних вимірювань; контроль радіаційної обстановки в населених пунктах, що входять до зони спостереження; контроль вмісту радіонуклідів у питній воді; визначення радіонуклідного складу та концентрацій радіонуклідів у атмосферних опадах;



ВП ЮУАЕС

Стор.65

вимірювання потужності дози (ПД) зовнішнього гамма-випромінювання та інтегральної дози на місцевості; контроль джерел і шляхів забруднення навколишнього середовища радіоактивними речовинами; визначення сумарної активності в пробах води свердловин радіаційного контролю ґрунтових вод проммайданчика ВП ЮУАЕС; контроль району радіоактивного забруднення в разі аварійного викиду за даними метеослужби ВП ЮУАЕС; контроль вмісту природних радіонуклідів у будматеріалах і їх компонентах згідно з документом ДБН В.1.4-0.01-97 «Система норм і правил зниження рівня іонізуючих випромінювань природних радіонуклідів у будівництві»; визначення потужності поглиненої дози та концентрації радону в нововведених об'єктах будіндустрії згідно з ДБН В.1.4-0.01-97; підготовка та супровід договірних робіт з питань вдосконалення засобів і методів радіаційного контролю, контролю якості проведених вимірювань і за програмами, затвердженими керівництвом ВП ЮУАЕС; ведення баз даних радіаційного контролю; періодичний моніторинг потужності дози зовнішнього гамма-випромінювання на об'єктах ВП ЮУАЕС, що знаходяться в санітарно-захисній зоні; участь у роботі з введення в дію нормативних документів; розробка місячних, річних, перспективних планів у виробничій діяльності лабораторії ЗД; ведення документації лабораторії ЗД; забезпечення зберігання документів і записів у лабораторії ЗД; забезпечення безпечних умов праці персоналу лабораторії ЗД; підтримання безпечних умов праці та контроль стану охорони праці на робочих місцях персоналу; надання (за затвердженими термінами передачі обов'язкових звітних матеріалів) результатів радіаційного контролю начальнику зміни ЦРБ, заступнику начальника ЦРБ з експлуатації, начальнику ЦРБ, керівництву ВП ЮУАЕС.

У регламенті РГ.0.0026.0120 [13] передбачено обсяг контролю для нормальної

експлуатації ЮУАЕС і за умови незначних перевищень граничних величин викидів і скидів.

Обсяг контролю за умови максимальної проектної аварії та запроектних аваріях буде визначатися центром з управління аварійними роботами та проводитися відповідно до вимог документа «ПН.0.0040.0011 Аварійний план ВП «Южно-Українська АЕС».

В якості базових точок радіаційного контролю прийнято мережу стаціонарних постів. Ця мережа вибиралася на етапі проектування ЮУАЕС з урахуванням рози вітрів у районі розташування ЮУАЕС. Згідно з вимогами, закладених у «Рекомендаціях з дозиметричного контролю в районі розташування АЕС», у цих же точках проводиться відбір ґрунту, рослинності.

У с.Рябоконево (контрольний пост спостереження) проводиться повний обсяг відбору проб для фонового контролю.



ВП ЮУАЕС

Стор.66

Розміщення постів РК у районі розташування ВП ЮУАЕС наведено на малюнку 4.3.2.1. Параметри, які визначаються на постах РК, наведено в таблиці 4.3.2.1.

Об'єкти контролю, кількість і періодичність відбору проб, здійснюваного ЛЗД ЦРБ, а також визначені параметри навколишнього середовища, передбачені «Регламентом радіаційного контролю Южно-Української АЕС» РГ.0.0026.0120, представлено в таблицях 4.3.2.2 та 4.3.2.3.

Перелік використовуваних ЛЗД ЦРБ засобів вимірювальної техніки та їх технічні характеристики представлено в таблиці 4.3.2.4.

Контроль метеорологічних параметрів у місці розташування ВП ЮУАЕС здійснюється стаціонарною озерною гідрометеостанцією відділу охорони навколишнього середовища ВП ЮУАЕС. У разі аварії інформація про метеорологічні параметри передається до ЛЗД і кризових центрів для прогнозування та оцінки наслідків викиду радіонуклідів з АЕС.

Радіаційний моніторинг навколишнього середовища району розташування ВП ЮУАЕС проводиться в двох напрямках - постійний і періодичний контроль.

Постійний контроль - здійснюється за допомогою мережі стаціонарних постів

спостереження, розташованих в 30-ти км зоні ВП ЮУАЕС, за наступними параметрами:

потужністю експозиційної дози гамма-випромінювання на місцевості за допомогою вимірювачів радіаційного фону (ІРФ-02), на основі двох блоків детектування типу БДМГ-08 та інформаційного табло для відображення інформації (11 постів);

інтегральною експозиційною дозою гамма-випромінювання на основі термолюмінесцентних дозиметрів ТЛД-500К (44 пости з дозиметрами ТЛД);

сумарною бета-активністю та радіонуклідним складом (щільністю) атмосферних випадінь (25 кювет);

концентрацією радіонуклідів у атмосферному повітрі (приземний шар) (8 аспіраційних установок).

Періодичний контроль - здійснюється в стаціонарних пунктах спостереження та

контрольних точках методом відбору проб з подальшою їх доставкою, підготовкою та вимірами в лабораторних умовах за наступними величинами:

сумарною бета-активністю та радіонуклідним складом води водних систем у районі розташування ВП ЮУАЕС і проммайданчика;

сумарною бета-активністю та радіонуклідним вмістом у компонентах водного середовища (донні відкладення, водорості);

вмістом радіонуклідів у ґрунті, рослинності.

ДП «НАЕК« Енергоатом » Южно-Українська АЕС. Енергоблок № 3 Звіт з періодичної переоцінки безпеки


ОП ЮУАЕС

Стор.67

Малюнок 4.3.2.1 - Схема розміщення постів радіаційного контролю в 30-км зоні ВП ЮУАЕС



ВП ЮУАЕС

Стор.68

Таблиця 4.3.2.1 - Параметри, що визначаються на постах РК у районі розташування ВП ЮУАЕС

Пункт спостереження Відстань, напрямок

від венттруби блока № 1

Атмос- ферне

повітря, 1 раз на тиждень

Атмос-ферні

випади, 1 раз на місяць

Грунт, 1 раз

на рік

Рослинніст

ь, 1 раз

на рік

Потужність дози

-випр.

Доза на місцево

сті

0-радіус. Проммайданчик: 1 Пункт №1 (ВРУ-330кВ) 1,0 км 2 Пункт №2 (ВРУ-150кВ) 0,5 км 3 Пункт №3 (дизельгенераторна) 0,2 км 4 Пункт №4 (ССО) 0,6 км 5 Пункт №5 (насосна ГФК) 0,5 км I-радіус (СЗЗ - 2,5 км): 6 Гідродільниця 2,0 км

ПдЗх

II-радіус (8 км): 7 м.Южноукраїнськ 3,0 км

ПнЗх

8 База ВРП 9 ОСГПК (очисні споруди) 7,0 км

ПнСх

10 с.Богданівка 5,5 км Зх 11 смт Костянтинівка 6,0 км

ЗхПнЗх

12 с.Бузьке 7,5 км ПдПдЗх

13 с.Воля 4,5 км Сх 14 с.Агрономія 5,0 км

ПдСх

III-радіус (16 км): 15 с.Панкратове 8,0 км 16 с.Мар'янівка 10,0 км

СхПнСх

17 с.Аннетівка 13,0 км ПдЗх

18 смт Олександрівка 13,5 км ПдПдСх

19 с.В.Раздол 9,0 км ПдСх

20 с.Іванівка 11,0 км 21 пгт Арбузинка А 11,0 км

ПнСх

22 пгт Арбузинка В 12,5 км ПнСх

23 с.Олексіївка 10,5 км ПнЗх

24 с.Новоселівка 10,5 км Сх 25 с.Шуцьке 11,0км

ПдЗх

26 с. Н.Ставки 14,5 км 27 с.Семенівка 15,0 км 28 с.Жовтневе 15,0км

ЗхПнЗх

IV-радіус (24 км): 29 с.Трикрати 16,5 км 30 с.Р.Балка 24,0 км

ПнЗх

31 с.Полянка 18,0 км СхПнСх



ВП ЮУАЕС

Стор.69

Пункт спостереження Відстань,

напрямок від

венттруби блока № 1

Атмос- ферне

повітря, 1 раз на тиждень

Атмос-ферні

випади, 1 раз на місяць

Грунт, 1 раз

на рік

Рослинніст

ь, 1 раз

на рік

Потужність дози

-випр.

Доза на місцево

сті

32 с. Счастливівка 20,5 км 33 с. Бузьке (Вознесенського р-ну) 21,0 км 34 с.Степківка 22,0 км

ЗхПнЗх

35 с.Кузнецово 19,0 км ЗхПдЗх

36 с.Таборівка 25,0 км ПдПдСх

37 с.Коштове 14,5 км 38 с.Новокрасне 25,0 км

ПнПнСх

39 с.Прибужжя 17,5 км Пд 40 с.Любоіванівка 24,0 км Пн 41 с.Благодатне 21,0 км

ПнПнЗх

42 с.Воронівка 23,0 км ПдСх

43 с.Новомихайлівка 29,0 км 44 с.Рябоконево - КП 33,5

ПдПдСх

Примітка: 1. КП - Контрольний піст; 2. Затемнені позиції означають, що цей вид вимірювань проводиться в даному пункті спостереження. Таблиця 4.3.2.2 - Обсяг контролю інтегральної дози та потужності дози в районі розташування ВП ЮУАЕС

Об'єкт і пункт контролю Метод контролю Потужність дози -випромінювання 44 пости РК

Вимірювання радіометром під час кожного обслуговування поста: пости з аспіраційними установками - 1 раз на тиждень, пости з кюветами - 1 раз на місяць, пости з інтегральними дозиметрами - 1 раз на рік.

Інтегральна доза на місцевості

44 стаціонарних пункти контролю в районі розташування АЕС

ДПГ-03 (з детекторами ТЛД 500К), КТД-02 експозиція 12±2 міс.

Контроль потужності дози проводиться портативними дозиметричними

приладами (ДРГ-01Т, МКС-01р) дозиметристом ЛЗД ЦРБ у населених пунктах району розташування ВП ЮУАЕС (у місцях установки стаціонарних постів радіаційного контролю). Періодичність контролю – під час відбору проб атмосферних опадів і атмосферного повітря.

Безперервний контроль потужності дози в санітарно-захисній зоні та в зоні спостереження проводиться за допомогою стаціонарних постів контролю ПД на базі ІРФ-02 (з виведенням інформації за місцем вимірювання) та АСКРО з наданням інформації на ЦПК1-3, а також з виведенням інформації на інформаційне табло за місцем вимірювання на ППК - 1, ППК - 2, ППК - 8, ППК - 9.



ВП ЮУАЕС

Стор.70

Радіаційний контроль виробничих майданчиків підрозділів ВП ЮУАЕС, що розміщуються в санітарно-захисній зоні, а також приміщень, об'єктів і матеріалів, місць складування матеріалів, проводиться лабораторією зовнішньої дозиметрії у відповідності зі схемою розташування даних об'єктів і з періодичністю не рідше одного разу на рік. Місця складування металовиробів і металловідходов, розміщених на площах об'єктів ВП ЮУАЕС, контролюються з періодичністю не рідше одного разу на квартал. Результати радіаційного контролю оформлюються протоколом радіаційного обстеження. Таблиця 4.3.2.3 - Обсяг контролю радіоактивного забруднення місцевості

Об'єкт і пункт контролю Умова експозиції Обсяг проби Параметр Атмосферне повітря 8 стаціонарних аспіраційних установок, розміщених на проммайданчику ЮУАЕС, у населених пунктах і на контрольному посту

Безперервний відбір протягом 5-7 діб з

середньою витратою 1250 м3/год. через фільтр Петрянова

(ФПП-15-1,5) площею 0,14-0,22 м2,

аспіраційна установка на базі суднового

вентилятора типу РСС 16/40 - 1.1.1 .

200-500 тис. м3 -спектрометрія кожного фільтра 1 раз на тиждень,

90Sr з об'єднаних проб з кожного поста за квартал

Атмосферні опади 25 кювети 0,5м0,5м0,2 м на проммайданчику ЮУАЕС, у санітарно-захисній зоні, в населених пунктах і на контрольному посту

Безперервний збір протягом 25 30 днів,

відбір проб 1 раз на місяць

Природні опади на площу 0,25 м2

Сумарна бета-активність -спектрометрія об'єднаних

проб за радіусами спостереження за квартал:

- 0 проммайданчик АЕС - I радіус (2,5 км-СЗЗ)

- II радіус (8 км) - III радіус (16 км)

- IV радіус (24-30 км) - V контрольний пост

радіохімія об'єднаних проб за радіусами спостереження за 90Sr -

два рази на рік Вода ПЛК у місці скидання ПЛК у підвідний канал

Ручний одномоментний відбір 1 раз на квартал

0,002 0,1 м3 Сумарна бета-активність

Безперервний відбір проби системою

АСКРО

0,0045 м3

Cкидна вода Скидні канали блоків 1,2,3 Відбір за кожним

пунктом 1 раз на тиждень

0,001 0,1 м3 Сумарна бета-активність 1 раз на тиждень по кожній точці

спектрометрія при перевищенні сумарної -активності

1,1 Бк/дм3

радіохімія 90Sr, 137Cs, 137Cs по кожній точці 1 раз на квартал 3Н по кожній точці 1 раз на

місяць



ВП ЮУАЕС

Стор.71

Об'єкт і пункт контролю Умова експозиції Обсяг проби Параметр

Поверхневі водойми Водосховище-охолоджувач АЕС (3 точки): - район скидання термальних вод; - біля скидного шлюзу дамби; - у верхів'ї водосховища

на сумарну бета-активність (3 точки) один раз на місяць; на радіохімію (за

усередненою пробі води з 3-х точок) - 2

рази на рік

0,0010,1 м3

Сумарна бета-активність спектрометрія при

перевищенні сумарної -активності 1,1 Бк / дм3

радіохімія на 90Sr, 137Cs, 134Cs. контроль активності 3H один раз на місяць по кожній точці

Річка Південний Буг: - с.Олексіївка (7 км вище за течією м.Южноукраїнська); - с.Бузьке (7 км нижче за течією м.Южноукраїнська)

Відбір проб один раз на місяць з кожної точки, на радіохімію один раз

на квартал з кожної точки

0,001 0,05 м3

Сумарна бета-активність

радіохімія на 90Sr, 137Cs, 134Cs, контроль активності 3H

ОСГБК: - приймальний колектор (ГФК)

Відбір за кожним пунктом 1 раз на

місяць, на радіохімію 1 раз на квартал.

0,001 0,050 м3


радіохімія на 90Sr, 137Cs, 134Cs спектрометрія

контроль активності 3H

Вода річки Арбузинка (Трикратський ставок)

Один раз на квартал, на радіохімію 1 раз на

квартал.

0,001 0,050 м3 Сумарна бета-активність контроль активності 3H

радіохімія на 90Sr, 137Cs, 134Cs Вода 3-го біоставка ОСГПК

Один раз на місяць, на радіохімію 1 раз на

квартал.

0,001 0,050 м3 Сумарна бета-активність радіохімія на 90Sr, 137Cs, 134Cs

1 раз на квартал контроль активності 3H

Вода тепломережі, ЛЗД

Відбір один раз на місяць протягом

опалювального сезону, на радіохімію 2 рази на

рік протягом опалювального сезону

10 - 40 л Сумарна бета-активність радіохімія на 90Sr, 137Cs, 134Cs 2

рази на рік контроль активності 3H

Питна вода, ЛЗД

Відбір на сумарну бета-активність один раз на

місяць

2 л Сумарна бета-активність контроль активності 3H

Підземні води на території проммайданчика АЕС 118 свердловин

Відбір один раз на квартал

0,001 м3 Сумарна бета-активність контроль активності 3H

спектрометрія при перевищенні сумарної -активності 1,1 Бк/ м3.

Грунт За 6-ти радіусам спостереження 25 точок

Відбір 1 раз на рік у травні-червні

0,0625 м3 -спектрометрія радіохімія на 90Sr

Рослинність За 6-ти радіусами спостереження, 25 точок

Відбір 1 раз на рік у період максимуму

вегето-рослин (травень-червень)

3 кг

-спектрометрія радіохімія на 90Sr

Сільгосппродукція Злаки, овочі (картопля, цибуля) 4 пости РК

Відбір 1 раз на рік у період дозрівання

3 кг -спектрометрія

Молоко 4 пости РК Відбір 1 раз на рік на

початку пасовищного періоду

2 л -спектрометрія

Донні відкладення Водосховище-охолоджувач: - верхів'я (Арбузинський міст) - у місці скидання термальних

Ручний відбір 1 раз на рік у кінці літа

(серпень)

1 - 2 кг -спектрометрія радіохімія на 90 Sr



ВП ЮУАЕС

Стор.72

Об'єкт і пункт контролю Умова експозиції Обсяг проби Параметр вод - біля греблі

з кожного пункту контролю

Річка Південний Буг: - Насосна станція питного водопостачання міста в с.Олексіївка (вище м.Южноукраїнська за течією річки) - с. Бузьке (7 км нижче за течією річки) від місця скидання продувочних вод водойми-охолоджувача

Відбір 1 раз на рік у кінці літа (серпень) з кожного пункту

контролю

2 кг сирої ваги -спектрометрія радіохімія на 90Sr, 137Cs, 134Cs

Водорості - Насосна станція питного водопостачання міста в с.Олексіївка (вище м.Южноукраїнська за течією річки) - с. Бузьке (7 км нижче за течією річки) від місця скидання продувочних вод водойми-охолоджувача

Разовий відбір у кінці літа (серпень)

з кожного пункту контролю

3 кг сирої ваги -спектрометрія радіохімія на 90Sr

Таблиця 4.3.2.4 - Переліку використовуваних ЛЗД ЦРБ ВП ЮУАЕС засобів вимірювальної техніки та їх технічні характеристики

Найменування та умовне позначення Метрологічні характеристики

Гамма-спектрометрична система DSPEC-PLUS з германієвим детектором GEM60-83-SMP

- Діапазон реєстрованого гамма-випромінювання 40 - 3000 кеВ; - Енергетичне розрізнення по 60Со 1,95 кеВ; - Межа основної відносної похибки вимірювання активності не більше 20% (Р = 0,95).

Радіометр СРП68-01 - Діапазон вимірювання від 0 мкР / год до 3000 мкР/год ± 20% Дозиметр-радіометр МКС-1117А

- Діапазон вимірювання від 0,005 мР/год до 99,99 мР/год ± 20%

Радіометри МКС-01 Р - Діапазон вимірювання гамма-випромінювання: від 1 мкЗв/год до 10000 мкЗв/год ± 20% 1 мкЗв до 100000 мкЗв ± 20%

Дозиметр ДБГ-06Т - Від 0,10 мкЗв/год до 99,99 мкЗв/год; від 0,010 мР/год до 9,99 мР/год ± 30%

10-канальний лічильник низького рівня випромінювання LB770-215

- Діапазон вимірювання сумарної бета-активності від 22,5 Бк до 70000 Бк ± 30%; - Діапазон реєстрованого бета-випромінювання від 0,1 МеВ до 2,5 МеВ.

Установка з малим фоном УМФ-2000

- Діапазон вимірювання сумарної бета-активності від 0,1 Бк до 3000 Бк ± 15%.

Альфа-бета радіометр МРС 9604

- Діапазон вимірювання сумарної бета-активності від 0,01 Бк до 10000 Бк ± 50%.

Радіометр КРК-1 - Діапазон вимірювання від 10-12 Кі/л до 10-5 Кі/л ± 30%. (Свідоцтво про повірку №132 від 05.08.2010 р. видано ДП «Міколаївстандартметрологія »)

Ультра-низькофонова рідкосцинтиляційний спектрометр-радіометр

- Діапазон вимірювання активності тритію в рідких середовищах від 1 Бк до 1,0-106 Бк; - Межа допустимої основної відносної похибки вимірювання



ВП ЮУАЕС

Стор.73

Найменування та умовне позначення Метрологічні характеристики

Quantulus 1220 активності ± 5% при Р = 0,95 Радон-монітор AlphaGUARD PQ2000

- Діапазон вимірювання об'ємної активності 222Rh у повітрі від 2 Бк/м3 до 2-106 Бк/м3; - Межа основної відносної похибки вимірювання об'ємної активності 222Rh у повітрі не більше 30% (Р = 0,95)

Ваги лабораторні ВЛР-200

- Діапазон вимірювання від 0 г до 200 г 2 клас

Ваги EG 620-3NM - Діапазон вимірювання від 0 г до 620 г 3 клас Ваги KB 3600-2N - Діапазон вимірювання від 0 г до 3600 г 2 клас Ваги лабораторні ВЛКТ-500


Ваги лабораторні ВЛКТ-500


Ваги поштові рН 3Ц13П - Діапазон вимірювання від 5 г до 3 кг 4 клас. Комплект гир Г 4-111,10 - Межа вимірювання до 111,10 г 4 клас. Комплект гир Г-2-210 - Межа вимірювання від 1 г до 210 г 2 клас. Комплект гир Г 4-111,10 - Межа вимірювання до 111,10 м 4 клас. Психрометр аспіраційний МВ - 4М

- Діапазон вимірювання відносної вологості від 10% до 100% від ± 2% до ± 6%

Психрометр аспіраційний МВ - 4М






Ареометр АСПТ - Діапазон вимірювання від 60% до 100% ± 0,5% Ареометр АСПТ - Діапазон вимірювання від 60% до 100% ± 0,5% Набір ареометрів АОН- 1 - Діапазон вимірювання від 700 кг/м3 до 1840 кг/м3 ± 1,0 кг/м3 Термометр лабораторний ТЛ

- Діапазон вимірювання від 0°С до 360°С, ціна поділки шкали 1°С

Термометр лабораторний ТТ

- Діапазон вимірювання від 0°С до 400°С, ціна поділки шкали 5оС

Термометр лабораторний ТЛ

- Діапазон вимірювання від 0°С до 100°С, 1 клас

Термометр лабораторний ТЛ

- Діапазон вимірювання від 0°С до 100°С, 1 клас

Колба мірна - 50,100,250,1000,2000 см3 Стакан мірний - 50,100,250,400,600,1000,2000 см3 Циліндр мірний - 10,25,50,100,50,1000,2000 см3 Пробірки центрифужні - 100 см3 Піпетка мірна - 2,5-10 см3

Збір та зберігання інформації про викиди та скиди Дані про результати вимірювань викидів і скидів збираються та зберігаються

персоналом ЦРБ згідно з положенням про цех ПЛ.0.0026.0072. Інформацію про газо-аерозольні викиди та водні скиди радіоактивних речовин у довкілля ЦРБ у встановлені терміни, згідно з СТП 3.3104.053-2008, передає до ВТС для внесення до звіту про виробничу діяльність ВП «Южно-Української АЕС» за місяць. Цей звіт є офіційно зареєстрованим документом ВП ЮУАЕС і доступний для ознайомлення усіма підрозділами в архіві документів ВТС.



ВП ЮУАЕС

Стор.74

У ЦРБ готуються квартальні та річні звіти про стан радіаційної безпеки, які після реєстрації в ВТС, передаються до ДІЯРУ. Відповідальний за організацію та підготовку цих звітів - начальник ЦРБ. У квартальних і річних звітах міститься повна інформація про величини газо-аерозольних викидів і водних скидів радіоактивних речовин у навколишнє середовище за квартал і рік відповідно.

ЦРБ щотижня відправляє факс про величини газо-аерозольних викидів радіоактивних речовин у навколишнє середовище до ДІЯРУ.

Інформація про величини газо-аерозольних викидів радіоактивних речовин у навколишньому середовищі наводиться й у річному звіті про поточний рівень безпеки ТРБ, який також передається на узгодження до ДІЯРУ.

4.4.3.3 Основні відомості про систему АСКРО ВП ЮУАЕС. Сьогодні з метою виконання вимог НП 306.2.141-2008 «Загальні положення

забезпечення безпеки атомних станцій» [1], а також для дотримання чинного природоохоронного законодавства, у ВП ЮУАЕС введено в експлуатацію автоматизовану систему контролю радіаційної обстановки (АСКРО).

АСКРО за видом діяльності є автоматизованою системою безперервного контролю радіаційної обстановки та метеорологічних параметрів на проммайданчику, в санітарно-захисній зоні та в зоні спостереження ВП ЮУАЕС.

Метою АСКРО є оцінка та прогнозування радіаційної обстановки в режимі нормальної експлуатації АЕС, у разі проектних і запроектних аварій, а також зняття АЕС з експлуатації.

АСКРО є автономною складовою частиною системи радіаційного контролю на АЕС. АСКРО каналами зв'язку отримує інформацію про радіаційну обстановку в 30-км зоні, необхідну для реалізації її функцій, і передає на АЕС інформацію про радіаційний стан навколишнього середовища. Структурну схему АСКРО представлено на малюнку 4.3.3.1.

За своїм призначенням і впливу на безпеку технічні засоби (ТЗ) АСКРО належать до систем нормальної експлуатації, важливих для безпеки:

класифікаційне позначення - 3Н (НП306.2.141-2008); категорія сейсмостійкості (по ПН АЕ Г-5-006-87) - ІІ. Як система, важлива для безпеки, АСКРО спроектоване так, щоб зберігати

працездатність і достовірність даних при зовнішніх і внутрішніх впливах, включаючи сейсмічні, втрату електропостачання, пожежі і т.д.

Ці вимоги виконуються шляхом створення трьох рівнозначних центральних постів контролю - ЦПК1 (ЦЩРК), ЦПК2 (Кризовий центр) і ЦПК3 (ЛЗД) з дублюванням каналів зв'язку між ЦПК, а також організацією мережі периферійних постів контролю з дублюванням за напрямками рози вітрів і виконанням програмними засобами математичного моделювання та прогнозування радіаційної обстановки.

Місця розташування постів контролю АСКРО в зоні спостереження та додаткових точок контролю на проммайданчику представлено в таблиці 4.3.3.1, а також на малюнах 4.3.3.2 і 4.3.3.3.

На малюнку 4.3.3.4 зображене надання інформації, що надходить з постів контролю на екран оператора АРМ АСКРО.



ВП ЮУАЕС

Стор.75

Таблиця 4.3.3.1 - Місця розташування постів контролю АСКРО Пост

контролю Ідентифіка-

катор Розташування

Центральний пост контролю ЦПК1 XS71 ВП ЮУАЕС, блок №3, спецкорпус №2, ЦЩРК ЦПК2 XS72 ВП ЮУАЕС, адміністративна будівля, кризовий центр ЦПК3 XS73 м.Южноукраїнськ, лабораторія зовнішньої дозиметрії

Периферійний пост контролю ППК1 XS01 м.Южноукраїнськ, с/к «Олімп» ППК2 XS02 м.Южноукраїнськ, лабораторія зовнішньої дозиметрії ППК3 XS03 м.Южноукраїнськ, Інструментальне виробництво ППК4 XS04 смт Арбузинка, вузол зв'язку ППК5 XS05 с.Благодатне, поштове відділення ППК6 XS06 с.Новоселівка, поштове відділення ППК7 XS07 с.Агрономія, поштове відділення ППК8 XS08 м.Вознесенськ, РВВС ППК9 XS09 смт Олександрівка, сільська рада

ППК10 XS10 с.Акмечетські ставки, сільська рада ППК11 XS11 смт Доманівка, будівля обленерго ППК12 XS12 с.Кузнецово, середня школа ППК13 XS13 с.Іванівка, відділення ощадбанку

Точка контролю ТК1 XS31 Скидний канал ВП ЮУАЕС ТК2 XS32 Прохідна ВРУ-750 ВП ЮУАЕС ТК3 XS33 Прохідна, блок №4 ВП ЮУАЕС ТК4 XS34 Санітарно-побутовий блок ВП ЮУАЕС ТК5 XS35 Ацетилено-заправна станція ВП ЮУАЕС ТК6 XS36 Їдальня ВП ЮУАЕС ТК7 XS37 Інженерно-лабораторний корпус ВП ЮУАЕС ТК8 XS38 Штаб ВП ЮУАЕС ТК9 XS39 Бризкальний басейн, ВП ЮУАЕС ТК10 XS41 Сховище слабоактивних відходів ВП ЮУАЕС ТК11 XS42R01 Скидний канал ВП ЮУАЕС (у районі бл.№1) ТК12 XS42R02 Промливнева каналізація ВП ЮУАЕС (у районі бл.№1)

Аспіраційні пости АП1 XS84 смт Костянтинівка АП2 XS85 с.Бузьке АП3 XS86 смт Арбузинка АП4 XS86 с.Агрономія

Метеорологічні пости МП1 XS61 м.Южноукраїнськ, територія АТГ МП2 XS62 м.Южноукраїнськ, територія УВТК



ВП ЮУАЕС

Стор.76

Малюнок 4.3.3.1 - Структурна схема АСКРО ВП ЮУАЕС



ВП ЮУАЕС

Стор.77

Малюнок 4.3.3.2 - Схема розміщення постів РК АСКРО в зоні спостереження



ВП ЮУАЕС

Стор.78

Малюнок 4.3.3.3 - Схема розміщення постів РК ПЕД АСКРО на проммайданчику ВП ЮУАЕС



ВП ЮУАЕС

Стор.79

Малюнок 4.3.3.4 - Надання інформації, що надходить з постів контролю на екран оператора АРМ АСКРО



ВП ЮУАЕС

Стор.80

Пости контролю АСКРО складаються з наступних основних частин: Периферійний пост контролю: блок детектування гамма-випромінювання БДБГ-09; блок вимірювання та контролю БВК-1; радіошкаф РМФ-1; система безперебійного живлення СБЖ220-800; антена одного з типів: P158-4, CRX-150В; грозозахист IS-50NX-C2; оптоакустична сигналізація ОАС-01; нагрівач Delonghi. ППК №№1, 2, 8, 9 додатково комплектуються зовнішнім табло GRANLENO

32CT. Центральний пост контролю: блок вимірювання та контролю БВК-1; радіошкаф РМФ-1 система безперебійного живлення СБЖ220-800; антена одного з типів: 1504S, CRX-150В; грозозахист IS-50NX-C2 станція збору даних СЗД-1; блок виносної індикації БВІ-12М; автоматизоване робоче місце оператора. ЦПК3 має поєднаний з ППК2 радіошкаф, блок вимірювання та контролю і

антенно-фідерну систему. Загальний вигляд обладнання ЦПК зображено на малюнку 4.3.3.5.

Ретранслятор: блок вимірювання та контролю БВК-1; радіошкаф РМФ-1 система безперебійного живлення СБЖ220-800; антена 1504S; грозозахист IS-50NX-C2. оптоакустична сигналізація ОАС-01. Основний (РТ1) і резервний (РТ2) ретранслятори мають загальну антену. Метеорологічний пост контролю: автоматична станція погоди MAWS 301; метеорологічний комплекс Doppler SODAR PA2 (тільки для МП1); радіошкаф (тільки для МП2); блок вимірювання та контролю БВК-1; система безперебійного живлення СБЖ220-800; оптоакустична сигналізація ОАС-01;



ВП ЮУАЕС

Стор.81

грозозахист IS-50NX-C2 (тільки для МП2); антена CRX-150В (тільки для МП2). Склад постів контролю АСКРО наведено в таблиці 4.3.3.2.

Таблиця 4.3.3.2 - Склад постів контролю АСКРО

пост

БДБГ

-09

РМФ

-1

БВК-

1

СБЖ

220-

800

ОА

С-01

БВІ-

12М

СЗД

-1

CRX

-150

В

1504

S

P158

-4

IS-5

0NX

-C2

GRA

NLE

NO

32

CT

MA

WS

301

Soda

r

нагр

івач

АРМ

ЦПК1 + + + + + + + ЦПК 2 + + + + + + + ЦПК3 + + +1 + + + + ППК1 + + + + + + + ППК2 + + + + + + ППК3 + + + + + + ППК4 + + + + + + + ППК5 + + + + + + + ППК6 + + + + + + + ППК7 + + + + + + + ППК8 + + + + + + + + ППК9 + + + + + + + + ППК10 + + + + + + + ППК11 + + + + + + + ППК12 + + + + + + + ППК13 + + + + + + +

РТ1 + + + + + + РТ2 + + + + МП1 + + + + + МП2 + + + + + +

1) До складу ЦПК3 входить дизель-генератор потужністю 16 кВт, модель GEKO 20000 ED-S / DEDA.

Взаємодія ТЗ АСКРО Робота постів контролю АСКРО відбувається в автоматичному режимі.

Результати вимірювань потужності дози в районі розміщення ППК1-ППК13 і інформація про статус обладнання постів контролю передається радіоканалом через ретранслятор на ЦПК, який веде опитування постів. ЦПК1-ЦПК3 об'єднано в єдину інформаційну мережу за допомогою оптоволоконних ліній зв'язку.

Дані метеорологічних вимірювань, виконані МП2, передаються на ЦПК радіоканалом, дані метеорологічних вимірювань, виконані МП1, передаються на ЦПК за допомогою оптоволоконної лінії зв'язку, підключеної до оптоволоконної інформаційної мережі між ЦПК1-ЦПК3.

У разі виходу з ладу основного ретранслятора автоматично вмикається в роботу резервний ретранслятор.

Основним центральним постом контролю вважається ЦПК1. Взаємодія між ЦПК1-ЦПК3 організовано таким чином, що в разі виходу з ладу ЦПК1 опитування



ВП ЮУАЕС

Стор.82

постів буде здійснюватися одним з резервних постів контролю (ЦПК2, ЦПК3). Перемикання між постами відбувається автоматично.

Організацією збору даних з постів контролю управляє СЗД з встановленим прикладним програмним забезпеченням, що входить до складу ЦПК. СЗД забезпечує:

управління збором і зберіганням даних, одержуваних з постів контролю; управління ТЗ постів контролю; резервування даних і передача пакета даних на резервні ЦПК. Інформація, що надходить з постів контролю, відображається на екрані АРМ

оператора. АРМ оператора підключено до СЗД за допомогою інформаційної мережі LAN (Ethernet).

У разі перевищення вимірюваними величинами своїх встановлених меж вмикається блок виносної індикації (БВІ-12М) для привертання уваги оператора.

У разі несанкціонованого доступу до ТЗ постів контролю за місцем спрацьовує охоронна опто-акустична сигналізація з одночасним виведенням повідомлення на екран АРМ оператора та вмиканням БВІ-12М на ЦПК.

Доступ до програмних засобів керування постами контролю та бази даних результатів вимірювання блокується за допомогою пароля.

Для підтримки допустимої температури навколишнього повітря в приміщеннях, де встановлені ТЗ ППК, використовуються нагрівачі та кондиціонери. Вмикання / вимикання нагрівачів відбувається автоматично за результатами вимірювань температури. Роботою нагрівачів управляє БВК.

Основні характеристики ТЗ АСКРО наведено в таблиці 4.3.3.3.

Таблиця 4.3.3.3 - Основні характеристики ТЗ АСКРО Найменування параметру Значення

Випромінювання, що детектується гамма-випромінювання

Вимірюваний діапазон енергій 0,05 - 3,00 МеВ Діапазон вимірювання ПЕД 0,05 107 мкЗв/год. Основна відносна похибка вимірювання при Р = 0,95 15 + 2/ПЕД Швидкість передачі даних радіоканалом 9600 біт/с Робоча частота 157,65 МГц Кількість радіоканалів 2 Крок канальної сітки 12,5 / 20/25 кГц Стабільність частоти 210-6

Антена CRV-150B (F23 Diamond): - посилення Ку - хвильовий опір - КСВ (номінальне) - тип антени

7,8 дБ 50 Ом 1,5: 1 3 x 5/8λ

Антена 1504S (ВРА 12.136.08): - посилення Ку - хвильовий опір - КСВ (номінальне) - спрямованість

8 дБ 50 Ом 1,5: 1 кругова в гориз. площині



ВП ЮУАЕС

Стор.83

Найменування параметру Значення Антена P158-4 (BPA 03.136.08): - посилення Ку - хвильовий опір - КСВ (номінальне) - тип діаграми - поляризація

8 дБ 50 Ом 1,5: 1 спрямована вертикальна

Грозозахист IS-50NX-C2: - напруга спрацьовування - енергія проводима - опір

± 600 В 125 Вт 50 Ом

Пристрій дистанційного зондування Sodar: - діапазон висот - діапазон горизонтальної швидкості вітру - діапазон вертикальної швидкості вітру

25 ... 1500 м 0 ... 30 м / с -4 ... + 4 м / с

Автоматична станція погоди MAWS: - швидкість вітру - напрямок вітру - температура повітря - відносна вологість повітря - атмосферний тиск - кількість опадів - інтенсивність опадів - щільність потоку сонячної радіації - щільність потоку повного нічного випромінювання

0,5 ... 35 м / с 0 ... 2 -35 ... + 45 оС 0 ... 100% 800-1100 гПа 0-200 мм 0,02 ... 75 мм / год 100 ... 1000 Вт / м2

-500 ... 500 Вт / м2 Генератор GEKO 20000 ED-S / DEDA: - тип палива - ємність паливного бака - витрата палива при повному навантаженні - тип масла - ємність масляної системи

дизельне паливо 36 л 5 л / год 10W40 8 л



ВП ЮУАЕС

Стор.84

а) автоматизоване робоче місце (АРМ) оператора. б) станція збору даних СЗД-3; в) шафа системи безперебійного живлення СБЖ220-800;

г) щити пожежної сигналізації ПС-1, енергопостачання та оптоволоконного зв'язку ЩР-7, щит розподільчий ЩР-6. д) радіошкаф РМФ-1

Малюнок 4.3.3.5 - Загальний вид обладнання центрального поста контролю ЦПК3 (ЛЗД)



ВП ЮУАЕС

Стор.85

а) насос і блок детектування б) бокс ТК11

Малюнок 4.3.3.6 - Загальний вигляд точки контролю ТК11

(скидний канал у районі блока №1 на дамбі, що розділяє скидний і підвідний канал)



ВП ЮУАЕС

Стор.86

а) с.Олександрівка ППК-9 (радіошкаф, пульт пожежної сигналізації, щиток розподільний) б) ЛЗД ЦРБ ВП ЮУАЕС ППК-2 (табло інформаційне)

в) с.Олександрівка ППК-9 (радіошкаф, пульт пожежної сигналізації, щиток

розподільчий, шафа системи безперебійного живлення, грозозахист) г) смт Арбузинка ППК-4 (щогла з антеною)

Малюнок 4.3.3.7 - Обладнання АСКРО



ВП ЮУАЕС

Стор.87

а) смт Доманівка ППК - 11 (антена з щоглою) б) метеомачта, метеопост №1 (АТС ВП ЮУАЕС) пост. №27

Малюнок 4.3.3.8 - Обладнання АСКРО



ВП ЮУАЕС

Стор.88

4.4.4 Результати контролю радіаційного стану в районі розташування ВП ЮУАЕС. Інформування громадськості. 4.4.4.1 Радіаційна обстановка навколо Южно-Української АЕС (у санітарно-захисній і зоні спостереження) в передпусковий період. Зняття «нульового фону».

Програма та обсяг радіацінно-гігієнічних досліджень в передпусковий період у районі розташування ВП ЮУАЕС. Вивчення радіаційної обстановки в зоні впливу Южно-Української АЕС було

розпочато за 2 роки до передбачуваного пуску станції і закінчено в грудні 1980 р. Одночасно з цим були використані дані обласної СЕС про радіаційну обстановку в досліджуваному районі, накопичені в минулі роки.

Відповідно до Програми вивчення радіаційної обстановки передбачалися: - радіометричний і радіохімічний аналіз змісту штучних (90Sr и 137Сs) і

природних радіонуклідів (уран і радій-226) у пробах атмосферного повітря, опадів, грунту, наземної та водної рослинності, води та донних відкладень;

- вимірювання природного гамма-фону на місцевості; - дослідження рівня вмісту штучних радіонуклідів у організмі людей і дозових

навантажень за рахунок інкорпорованого всередину організма 137Сs; - збір відомостей про клімато-географічні особливості району розташування

ВП ЮУАЕС; - збір демографічних відомостей, що включають відомості про населені

пункти, розташовані в радіусі 30 км від АЕС, чисельність населення, його водопотреби та структуру харчування;

- збір відомостей про господарську діяльність у досліджуваному районі.

Природні рівні гамма-випромінювання на відкритій місцевості. Згідно зі звітом «Радіаційна обстановка навколо Южно-Української АЕС у

передпусковий період (зняття нульового фону)» [15], виконаного Інститутом ядерних досліджень АН УРСР, Інститутом біофізики МОЗ СРСР і Миколаївською обласною санепідстанцією в період 1976-1980 рр., середні показники потужності дози за даними вимірівань, наведених у 1979 і 1980 рр., були практично ідентичними та становили 16,3 ± 0,6 і 15,6 ± 0,7 мкР/год відповідно.

При цьому найбільші рівні потужності дози гамма-випромінювання характерні для місць, де є скельні породи, представлено в основному рожево-сірими гранітами, що виходять на поверхню. Ці місця розташовані уздовж берега р. Південний Буг. На відстані 5-10 км від русла річки гранітні масиви частково покриті осадовими породами і тут потужність дози знижується до 16 мкР/год, зменшуючись до 10-11 мкР/год на відстані 20-30 км від русла р. Південний Буг.

У цілому потужність дози гамма-випромінювання в санітарно-захисній зоні та зоні спостереження АЕС відповідає середнім рівням, які характерні для Миколаївської області - 15-17 мкР/год.

Згідно з результатами вимірювань гамма-випромінювання, проведеними з використанням дозиметрів ІКС, експозиційна доза в точках вимірювання коливається від 75 до 195 мРад на рік і в середньому становить 113 мРад (1,13 мГр/рік).

Результати радіометричних вимірювань рівнів гамма-фону на відкритій місцевості за 36 точками спостереження наведено в таблиці 4.4.1.1; на малюнку 4.3.2.1 зображено географічне розташування населених пунктів, у яких проводилася гамма-зйомка.



ВП ЮУАЕС

Стор.89

Таблиця 4.4.1.1 - Рівні гама-фону в районі розташування ЮУАЕС - «нульовий фон» (виміряні в 1979-1980 рр.) № п/п

Найменування населеного пункту

Дата вимірів

Результати замірів мкР/год

Похибка вимірювання %

1 Мигія 1979 р. 1980 р.

1. 20,0; 2. 21,0; 3. 20,0; 4. 20,0;

± 0,8

2 Бузьке 1979 р. 1980 р.

1. 20,0; 2. 21,0; 3. 21,0; 4. 20,0;

± 0,5

3 Куйбишевка 1979 р. 1980 р.

1. 20,0; 2. 20,0; 3. 21,0; 4. 20,0;

± 0,5

4 Мар’ївка 1979 р. 1980 р.

1. 20,0; 2. 20,0; 3. 17,0; 4. 18,0;

± 1,4

5 Богданівка 1979 р. 1980 р.

1. 20,0; 2. 15,0; 3. 20,0; 4. 17,0;

± 2,0

6 Виноградний Сад 1979 р. 1980 р.

1. 17,0; 2. 20,0; 3. 21,0; 4. 20,0;

± 1,4

7 Іванівка 1979 р. 1980 р.

1. 18,0; 2. 25,0; 3. 13,0; 4. 17,0;

± 8,0

8 Каменівка 1979 р. 1980 р.

1. 17,0; 2. 20,0; 3. 21,0; 4. 20,0;

± 1,4

9 Семенівка 1979 р. 1980 р.

1. 13,0; 2. 12,0; 3. 15,0; 4. 17,0;

± 0,7

10 Червоний Київ 1979 р. 1980 р.

1. 17,0; 2. 16,0; 3. 17,0; 4. 18,0;

± 0,1

11 Петропавлівка 1979 р. 1980 р.

1. 13,5; 2. 15,0; 3. 20,0; 4. 21,0;

± 2,6

12 Веселий Роздол (Агрономія)

1979 р. 1980 р.

1. 13,0; 2. 11,0; 3. 12,0; 4. 17,0;

± 0,5

13 Великовка 1979 р. 1980 р.

1. 13,0; 2. 11,0; 3. 12,0; 4. 10,0;

± 0,5

14 Вікторівка 1979 р. 1980 р.

1. 11,0; 2. 13,0; 3. 12,0; 4. 14,0;

± 0,3

15 Воронівка 1979 р. 1980 р.

1. 11,0; 2. 10,0; 3. 10,0; 4. 11,0;

± 0,13

16 Семихатки 1979 р. 1980 р.

1. 10,0; 2. 10,0; 3. 12,0; 4. 16,0;

± 0,5

17 Олексіївка 1979 р. 1980 р.

1. 13,0; 2. 14,0; 3. 12,0; 4. 12,0;

±

18 Колос Добра 1979 р. 1980 р.

1. 10,0; 2. 10,0; 3. 11,0; 4. 11,0;

± 0,5

Примітка: Вимірювання проводилися радіометром СРП-2 №401014 свідоцтво про повірку 34 від 25.04.79.

Радіоактивність атмосферного повітря та осідаючого пилу в передпусковий період ЮУАЕС.

У таблицях 4.4.1.2 і 4.4.1.3 наводяться усереднені значення проведених радіометричних і радіохімічних досліджень осідаючого пилу та атмосферного повітря в постійних пунктах спостереження, розташованих від АЕС на відстані від 1 до 30 км.

У таблиці 4.4.1.2 представлено середні значення сумарної бета-активності та концентрацій 90Sr и 137Сs у пробах атмосферного повітря. Таблиця 4.4.1.2 - Середні значення сумарної бета-активності та концентрацій радіонуклідів в пробах атмосферного повітря [15]



ВП ЮУАЕС

Стор.90

Рік Кіль-кість

визначень


Концентрація радіонукліду

10-15 Кі/л

мкБк/м3 90Sr 137Сs 10-17 Кі/л

мкБк/м3 10-17 Кі/л

мкБк / м3

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 1 369 259 Середні показники радіоактивності досліджених проб зменшилися в 1977 р. у

порівнянні з 1976 р. за сумарною бета-активність приблизно в 3 рази, а за концентрацією довгоживучих радіонуклідів глобального походження в 2 рази. Як у 1976 р., так і в 1977 р. концентрація 137Сs в атмосферному повітрі була в 1,5 рази більшою, ніж 90Sr, що добре узгоджується з середньомісячними значеннями цього показника.

У таблиці 4.4.1.3 наведено середні показники радіоактивності осідаючого пилу.

Таблиця 4.4.1.3 - Середні показники радіоактивності осідаючого пилу [15] № п/п

Рік Сумарна бета-активність Випадіння

мКі/км2 міс.

Бк/м2 міс.

90Sr 137Сs мКі/км2

міс. Бк/м2 міс. мКі/км2

міс. Бк/м2 міс.

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

Примітка: в дужках наведено кількість спостережень. Аналізуючи наведені в таблицях значення, можна зазначити, що сумарна бета-

активність випадів у значній мірі обумовлювалася 90Sr и 137Сs, рівні яких становили протягом усього періоду спостережень близько 10 Бк/м2 на місяць.

Концентрація радіонуклідів у грунті та рослинах на місцевості в передпусковий період ЮУАЕС. У таблиці 4.4.1.4 наведено середні значення концентрації радіонуклідів 90Sr і 137Сs

в грунті, а в таблиці 4.4.1.5 - у рослинах.

Таблиця 4.4.1.4 - Середні значення концентрації радіонуклідів 90Sr і 137Сs у грунті [15] № п/п

Рік спостереження

Концентрація радіонуклідів 10-4 Кі/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)



ВП ЮУАЕС

Стор.91

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

Таблиця 4.4.1.5 - Середні значення концентрації радіонуклідів 90Sr і 137Сs у рослинах [15]

№ п/п

Рік спостереже

ння

Сумарна бета-активність, мКі/кг

Зміст, пікоКі/кг 90Sr 137Сs

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)

Дані, наведені в таблицях 4.4.1.4 та 4.4.1.5, свідчать про зниження концентрації

глобальних радіонуклідів у 1979 р. у порівнянні з 1976–1977рр. як у грунті, так і в рослинному покриві. Розбіжність у рівнях зниження активності за роками в грунті та рослинах, мабуть, можна пояснити зменшенням рухомої частини активності в грунті та переважання її в хімічно зв'язаному стані. Особливо це стосується 137Сs, який, як відомо, добре проникає в кристалічну решітку глинистих частинок, що містять такі мінерали, як вермикуліт і бентоніт. У той же час валовий вміст 90Sr и 137Сs у грунті та концентрація їх у рослинах відповідають даним, отриманим у степовій зоні України.

Концентрація радіонуклідів у компонентах водної системи р. Південний Буг у передпусковий період ЮУАЕС

У таблиці 4.4.1.6 наведено відомості про вміст 90Sr і 137Сs, а також сумарну бета-активність води р. Південний Буг, водоростей, донних відкладень і риби. Таблиця 4.4.1.6 - Середні показники радіоактивності водної системи [15] № п/п

Рік


Зміст у пікоКі/кг 90Sr 137Сs

наноКі/(л) кг

Бк/м3 пікоКі/л (кг) Бк/м3 пікоКі/л (кг) Бк/м3

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

водорості наноКі/кг Бк/кг пікоКі/кг Бк/кг ПікоКі/(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 донні відкладення наноКі / кг Бк/кг пікоКі/кг Бк/кг пікоКі/кг Бк/кг 7 1979 - 57,9 ± 11,8 (7) 2,14 ± 0,43 81,2 ± 17 (6) 3,00 ± 0,62

Риба (тушка, кістки) наноКі / кг Бк/кг пікоКі/кг Бк/кг пікоКі/кг Бк/кг 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

Рівні вмісту радіонуклідів глобального походження в компонентах річкової

системи за рахунок різного ступеня концентрування не однакові; в той же час за



ВП ЮУАЕС

Стор.92

даними 1979 - 1980 рр. мають низькі значення. Зміст 90Sr и 137Сs в неїстівної частини риби значно перевищує вміст цих радіонуклідів в м'яких тканинах.

В цілому, радіоактивність р. Південний Буг по обраним показниками характерна для прісних водойм.

Радіоактивність харчових продуктів тваринного та рослинного походження, раціонів харчування та питної води в передпусковий період ЮУАЕС У таблиці 4.4.1.7 наведено дані про радіоактивність харчових продуктів,

вироблених в зоні впливу ВП ЮУАЕС. Таблиця 4.4.1.7 - Середні показники радіоактивності харчових продуктів [15]

№ п/п


Сумарна бета-активність, наноКі/(л)кг

пікоКі/кг 90Sr 137Сs

Картопля 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) Морква 3 1979 1,2 ± 0,7 (4) 3,4 ± 0,96 (4) 3,4 ± 0,92 (2) Буряк 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) Огірки 8 1979 2,2 (2) 1,6 ± 0,07 (2) 5,6 ± 0,3 (2) Помідори 9 1979 2,1 (2) 0,95 ± 0,2 (2) 2,4 ± 0,99 (2) Яблука 10 1979 0,75 ± 0,2 (4) 5,98 ± 2,98 (4) 6,3 ± 2,0 (4) Пшениця 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) Хліб пшеничний сортовий 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) Риба прісноводна та морська (їстівна частина) 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) Яловичина 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)



ВП ЮУАЕС

Стор.93

№ п/п


Сумарна бета-активність, наноКі/(л)кг

пікоКі/кг 90Sr 137Сs

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-яловичина 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 питна 32 - 0,29 ± 0,24 (8) -

Дані, наведені в таблиці 4.4.1.7, добре підтверджують тенденцію повільного,

але постійного з року в рік зниження вмісту глобальних радіонуклідів у харчових продуктах, яку зазначено повсюдно. За даними останніх спостережень радіоактивність різних харчових продуктів практично однакова і становить одиниці пікокюрі на кілограм (літр) і не залежить від їх походження. Вміст радіонуклідів у харчових продуктах тваринного походження цілком пов'язано з рівнем вмісту їх у грубих і соковитих кормах. У таблиці 4.4.1.8 наведено дані про фоновий вміст радіонуклідів у об'єктах навколишнього середовища до будівництва ЮУАЕС. Таблиця 4.4.1.8 - Зведені дані про фоновий вміст радіонуклідів у об'єктах навколишнього середовища до будівництва ЮУАЕС

Радіонуклід Фоновий вміст Повітря (аспіраційні проби)

смт Костянтинівка. Район зони спостереження АЕС 1977р. 90Sr 0,97Е + 03 мкБк/м3

137Сs 1,46Е + 03 мкБк/м3 Повітря (опади)

смт Костянтинівка. Район зони спостереження АЕС 1977р. Сумарна бета-активність 38,1 + 13,7 Бк/м2 рік

90Sr 7,8 + 8,2 Бк/м2 рік 137Сs 11,8 + 13,0 Бк/м2 рік

1978р. Сумарна бета-активність 25,6 + 14,1 Бк/м2 рік 90Sr 3,3 + 2,2 Бк/м2 рік

137Сs 3,3 + 1,1 Бк/м2 рік 1979р. Сумарна бета-активність 17,4 + 17,0 Бк/м2 рік

90Sr 8,2 + 6,7 Бк/м2 рік 137Сs 9,3 + 8,9 Бк/м2 рік

1980р. Сумарна бета-активність 22,2 + 22,2 Бк/м2 рік 90Sr 2,2 + 3,3 Бк/м2 рік

137Сs 2,96 + 3,7 Бк/м2 рік Вода Річка Південний Буг

1976р. 90Sr 46 + 31 Бк/м3

1977р. 90Sr 7,0 + 0,7 Бк/м3 1978р. 90Sr 13 +3,0 Бк/м3



ВП ЮУАЕС

Стор.94

Радіонуклід Фоновий вміст 1979р. 90Sr 11 + 13 Бк/м3

137Сs 7,0 + 5,0 Бк/м3 Донні відкладення (сира маса)Річка Південний Буг (1979-1980 рр.)

с.Олексіївка (7 км вище за течією річки) 90Sr

2,09Е + 00 Бк/кг

137Сs 2,97Е + 00 Бк/кг с.Бузьке (7 км нижче за течією річки)

90Sr

2,38Е + 00 Бк/кг 137Сs 3,07Е + 00 Бк/кг

Водорості (сира маса) Річка Південний Буг (1979-1980 рр.) с.Олексіївка (7 км вище за течією річки)

90Sr

7,93Е + 00 Бк/кг 137Сs 2,41Е + 00 Бк/кг

с.Бузьке (7 км нижче за течією річки) 90Sr

4,63Е + 00 Бк/кг

137Сs 1,19Е + 00 Бк/кг Риба (тушка, кістки) Річка Південний Буг

1980р. 90Sr 0,3 + 0,1 Бк/кг 137Сs 0,4 + 0,1 Бк/кг

1980р. 90Sr 3 + 1 Бк/кг 137Сs 1,3 + 0,7 Бк/кг

Гамма-фон на місцевості в районі ЮУАЕС 1979-1980 рр.

1,13 мГр/год

До характерних особливостей радіаційного стану навколишнього середовища в

районі розташування ЮУАЕС у передпусковий період слід віднести порівняно високі з середніми показниками по Україні рівні гамма-випромінювання на окремій місцевості, що досягають у низці населених пунктів 20 і більше мкР/год. за середнього значення близько 15 мкР/год.

Зазначені рівні гамма-фону обумовлені природними причинами, пов'язані з наявністю гранітних порід, що виходять на поверхню, і обумовлюють індивідуальні та популяційні дози на рівні 135 мбер/рік та 105 ос. Бер на рік.

Що стосується вмісту довгоживучих радіонуклідів глобального походження, то в усіх досліджених пробах об'єктів навколишнього середовища воно коливається на рівні одиниць пікоКюрі на кг(л), зрідка досягає 10-20 пікоКюрі на кг, і лише в донних відкладеннях р.Південний Буг і водоростях перевищує 50 пікоКюрі на кг, що пов'язано з кумулятивними властивостями річкових мулів.

Аналіз рівнів радіоактивності об'єктів зовнішнього середовища, проведений за час спостережень, показує постійне з року в рік зниження вмісту радіонуклідів 90Sr і 137Сs у біосфері за рахунок їх розсіювання та перерозподілу. При цьому слід зазначити, що рівні вмісту зазначених радіонуклідів досить низькі, на 2-3 порядки нижче, ніж рівні вмісту природного калію-40.

У цілому радіаційна обстановка в районі будівництва ЮУАЕС формується за рахунок природних джерел радіації і може розглядатися як благополучна з радіаційно-гігієнічної точки зору.



ВП ЮУАЕС

Стор.95

4.4.4.2 Дані про радіаційну обстановку в районі розташування ЮУАЕС за період її експлуатації

Майданчик Южно -Української АЕС розташований уМиколаївській області на лівобережжі річки Південний Буг. Відстань від берегової лінії річки до найближчого головного корпусу (блока №1) складає 2,7 км. Впритул до АЕС розташоване Ташлицьке водосховище площею 8,6 км2, що забезпечує охолодження конденсаторів турбоагрегатів енергоблоків. На південний захід від АЕС розташовуються об'єкти гідрокомплексу разом з Ташлицькою ГАЕС.

Санітарно-захисна зона ВП ЮУАЕС установлена радіусом 2,5 км. Житлові будівлі в СЗЗ відсутні.

Зона спостереження навколо ЮУАЕС встановлена 30 км. З метою підтвердження відповідності встановлених розмірів ЗС вимогам документа НП 306.2.173-2011 «Вимоги щодо визначення розмірів і меж зони спостереження атомної електрічної станції» ВП ЮУАЕС було виконано роботу, результати якої відображено в звіті ІТ-2013.03.1 «Звіт з обгрунтування відповідності розміру зони спостереження ВП ЮУАЕС вимогам НП 306.2.173-2011». За результатами проведення держекспертизи звітних матеріалів під час спільного розгляду ДІЯРУ та Інститутом радіаційного захисту АТН України, згідно з листом ДІЯРУ вих. №15-33 / 3-7050 від 08.10.2013 р., отримано висновок: «представлені в Технічному звіті ІТ-2013.03.1. результати розрахунків щодо уточнення (обґрунтування) розмірів зони спостереження ВП ЮУАЕС відповідають радіологічним критеріям (наведеним у п.2.1-2.3 НП 306.2. 173-2011) неперевищення нижніх меж виправданості для евакуації та йодної профілактики на кордоні та за межами існуючої 30-ти кілометрової зони спостереження ВП ЮУАЕС; таким чином, існуючий розмір зони спостереження можна вважати підтвердженим».

Межі зони спостереження, розташування населених пунктів, транспортних шляхів у районі розміщення ВП ЮУАЕС зображено на малюнку 4.3.2.1.

Місто-супутник АЕС - м.Южноукраїнськ з населенням 42 тис. осіб розташоване за 2,5 км від ЮУАЕС. У 30-ти кілометровій зоні спостереження, крім м.Южноукраїнська, розташовано такі міста та селища міського типу:

м. Вознесенськ з населенням 43,5 тис. осіб, розташоване за 30 км; смт Костянтинівка з населенням 4,7 тис. осіб, розташоване за 5 км; смт Арбузинка з населенням 9,6 тис. осіб, розташоване за 12 км; смт Олександрівка з населенням 7,5 тис. осіб, розташоване за 16 км; смт Доманівка з населенням 7,8 тис. осіб, розташоване за 26 км; смт Братське з населенням 8,3 тис. осіб, розташоване за 29 км; населені пункти сільського типу. Усього в 30-ти кілометровій зоні проживає - 173,7 тис. осіб. Щільність

населення становить - 50,8 осіб/км2. На малюнку 4.3.2.1 наведено населені пункти, розташовані в 30 км зоні. Серед решти, за межами 30-ти кілометрової зони найближчим великим містом є:

- обласний центр м. Миколаїв з населенням 450 тис. осіб, розташоване за 112 км від АЕС;

- середнє за чисельністю населення м. Первомайськ з населенням 60 тис. осіб, розташоване за 34 км від АЕС.

У районі розташування АЕС дитячих та оздоровчих закладів обласного або державного значення немає. Профілакторій АЕС розташовано за 2,8 км від АЕС на березі р. Південний Буг. Річка перетинає 30-ти кілометрову зону ВП ЮУАЕС з північного заходу на південний схід за 2,7 км від станції. Лісові масиви в районі АЕС



ВП ЮУАЕС

Стор.96

відсутні. Найближчі до ВП ЮУАЕС аеропорти знаходяться в м. Кропивницький на відстані 110 км від АЕС і в м. Миколаїв - 112 км.

Хімічних і нафтопереробних заводів, шахт, кар'єрів, нафтопроводів, бурових установок і свердловин, підземних газосховищ, доків, портів, аеропортів і інших об'єктів підвищеної небезпеки в районі розташування ВП ЮУАЕС немає.

За проміжок часу після введення ЮУАЕС у експлуатацію змін у використанні території навколо ВП ЮУАЕС не відбулося, а також немає ніяких нових населених пунктів або об'єктів, де могли б перебувати люди, опромінення яких було б потенційно можливим.

Контроль за потужністю дози гамма-випромінювання на місцевості Вимірювання потужності дози гамма-випромінювання на місцевості

проводилися за допомогою переносних радіометрів типу СРП-68-01 і МКС-01Р на момент відбору проб навколишнього середовища в різних населених пунктах, розташованих на різних відстанях від АЕС у місцях стаціонарних постів спостереження. Потужність дози гамма-випромінювання вимірювалася з похибкою 20% на рівні 1 метра від поверхні землі.

У таблиці 4.4.2.1 наведено значення середньорічної потужності дози гамма-фону району розташування ВП ЮУАЕС за 34 роки спостережень (1983-2017 рр.) у мкР/год. З наведених у таблиці 4.4.2.1 даних видно, що значення середньорічної потужності дози в зоні спостереження не перевищують значень потужності дози, заміряних до пуску першого блока ВП ЮУАЕС і знаходяться в межах від 7 до 19 мкР/год. (див. таблицю 4.4.1.1) при похибці вимірювання 15%. Середнє значення потужності дози гамма-випромінювання за період експлуатації ЮУАЕС у зоні спостереження становить від 12,5 до 15,0 мкР/год.

Винятком є 1986 рік, пов'язаний з подіями на Чорнобильській АЕС. У період з січня по 26 квітня значення потужності дози в районі розташування ЮУАЕС знаходилися в межах від 11 до 17 мкР/год.; у період травень-червень значення потужності дози в зоні спостереження досягали показників від 46 до 82 мкР/год.; у період липень-жовтень потужність дози знизилася до 22-27 мкР/год і лише в листопаді-грудні встановилася на значеннях 12-17 мкР/год.

Наочно динаміку зміни потужності дози гамма-випромінювання на проммайданчику ЮУАЕС, у м.Южноукраїнську та на контрольному посту в с.Рябоконеве за період 1983-2017 роки зображено на мал. 4.4.2.1-4.4.2.3.



ВП ЮУАЕС

Стор.97

Малюнок 4.4.2.1 - Динаміка зміни потужності дози гамма-випромінювання в м.Южноукраїнськ за період 1983-2017 рр.

Малюнок 4.4.2.2 - Динаміка зміни потужності дози гамма-випромінювання на

контрольному посту с.Рябоконево за період 1983-2017 рр.



ВП ЮУАЕС

Стор.98

Малюнок 4.4.2.3 - Динаміка зміни потужності дози гамма-випромінювання на проммайданчику ВП ЮУАЕС за період 1983-2017 рр.



ВП ЮУАЕС

Стор.99

Таблиця 4.4.2.1 - Значення середньорічної потужності дози гамма-фону в районі розташування ВП ЮУАЕС в 1983-2017 рр. Пункт спостереження 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000

мкР/год Пост № 1 (ВРП-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 13,0 12,0 13,0 12,8 12,8 Пост № 2 (ВРУ-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 12,0 13,0 13,0 13,0 13,0 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 12,0 13,0 13,0 13,0 12,9 Пост № 4 (ССО) 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 13,0 13,0 12,5 Пост № 5 (Насосна ГФК) 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 13,0 13,0 13,0 12,9 13,1 Гідродільниця 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 13,0 12,5 12,5 12,5 12,8 м.Южноукраїнськ 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 7,0 7,0 9,5 13,4 12,7 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 13,0 13,0 13,0 13,0 12,9 с. Агрономія 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 13,0 13,0 12,5 13,0 13,2 смт Костянтинівка 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 13,0 13,0 13,0 12,9 13,0 База ВРП 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 13,0 12,0 13,5 ОСГПК 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 12,0 12,5 13,0 13,0 13,6 с. Богданівка 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 13,0 13,0 12,5 с. Бузьке 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 13,0 13,0 13,0 12,7 12,7 с. В.Разділ 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 12,0 12,5 13,0 13,0 12,9 с. Мар'янівка 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 13,0 13,0 13,0 12,4 12,3 с. Олексіївка 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 12,5 12,5 12,5 12,3 13,2 смт 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 13,0 12,0 13,0 12,9 13,2 смт 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 13,0 13,0 13,0 13,0 13,3 с. Анетівка 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 12,5 12,0 13,0 13,2 13,2 с. Коштове 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 12,0 12,5 13,5 смт Олександрівка 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 12,5 12,0 13,0

с. Новокрасне 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 12,5 13,0 13,0 13,0 13,0 с. Таборівка 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 12,5 12,5 13,0 12,5 13,1 с. Рябоконево (контрольний 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 12,5 13,0 12,5 12,8 13,2

Середнє значення за районами розташування 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 12,44 12,44 12,78 12,85 13,00



ВП ЮУАЕС

Стор.100


Пункт спостереження 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

Ср.знач. за 35 років

мкР/год Пост № 1 (ВРП-330) 13,2 13,2 13,6 13,1 12,9 12,9 13,0 13,2 13,0 12,8 11,7 11,3 10,9 10,7 10,9 10,8 11,0 13,02 Пост № 2 (ВРУ-150) 13,1 13,5 13,8 13,6 12,7 12,8 13,3 12,7 11,1 13,2 11,6 11,2 11,1 10,8 10,9 10,6 10,8 13,24 Пост № 3 (ДГ) 13,1 13,3 13,9 13,2 13,1 13,1 13,3 13,0 12,9 13,3 11,4 11,7 12 11,3 11,0 10,8 11,2 13,21 Пост № 4 (ССО) 13,2 12,9 11,5 12,7 11,7 11,3 11,1 10,6 11,0 10,8 10,7 12,85 Пост №5 (Насосна ГФК) 13,2 13,6 13,8 13,3 12,7 12,8 13,2 13,3 13,0 13,1 11,8 11,7 12,0 10,9 11,7 10,8 11,1 13,07 Гідродільниця 13,1 13,5 13,7 13,4 12,8 12,8 12,7 13,3 12,7 12,3 11 10,5 12,0 11,0 10,3 10,3 10,3 12,96 м.Южноукраїнськ 12,9 13,6 13,6 12,5 9,6 10,5 11,6 11,8 12,5 12,7 10,7 10,6 10,2 10,3 10,4 10,5 10,5 11,99 с. Воля 13,1 13,2 13,8 12,8 12,6 12,9 13,0 12,9 12,9 13 10,6 10,5 10,7 10,3 10,1 10,2 10,3 13,15 с. Агрономія 13,1 13,5 13,5 13,4 12,9 12,8 12,9 12,8 13,0 12,6 13,6 12,9 10,4 12,8 12,2 12,8 11,5 13,44 смт Констянтинівка 13,3 13,5 13,6 13,6 12,9 12,8 12,8 12,7 12,5 13,2 11,5 11,1 10,3 10,9 10,7 10,3 10,5 13,19 База ВРП 12,7 12,5 12,3 12,8 10,8 10,4 13,1 10,8 10,3 10,6 10,4 13,43 ОСГПК 13,4 13,2 13,4 13,1 13,0 12,8 12,8 12,8 12,5 12,5 12,7 13,3 12,1 11,9 11,3 11,1 11,1 13,59 с. Богданівка 13,2 13,3 12,6 13 10,9 10,2 10,8 10,5 10,2 10,4 10,1 12,82 с. Бузьке 13,0 13,2 13,5 13,2 12,2 13,0 12,8 12,5 12,9 12,5 11,1 10,7 10,7 10,3 10,7 10,5 10,9 13,33 с. В.Раздол 13,2 13,4 13,6 13,5 13,0 12,5 12,5 12,3 12,8 13 12,5 11,8 12,6 11,0 10,9 10,9 10,5 13,81 с. Мар'янівка 13,3 13,0 12,5 13 11,3 12,3 11,6 11,6 11,1 10,8 10,7 13,69 с. Олексіївка 13,5 13,0 13,4 13,5 12,2 12,8 12,5 12,5 12,7 12,5 10,4 10,6 10,3 10,3 10,3 10,4 10,8 13,33 смт Арбузинка А 13,3 13,0 13,5 13,4 13,0 12,9 13,0 12,5 13,0 12,9 11,5 11,1 11,2 11,0 10,9 10,5 10,7 13,39 смт Арбузинка В 13,7 13,7 14,0 13,2 12,7 12,7 13,0 13,0 12,5 12,7 11 10,8 10,9 10,7 10,5 10,9 10,3 13,43 с. Аннетівка 13,0 13,5 13,6 13,3 13,5 12,7 12,7 13,0 12,7 11,6 10,6 9,9 10,5 10,5 10,2 10,6 10,4 13,03 с. Коштове 12,5 12,9 12,8 12,9 10,8 10,8 10,3 10,7 10,4 10,3 10,8 12,91 смт Олександрівка 12,7 12,5 12,6 13.0 11,3 11,2 10,3 11,1 10,2 10,6 10,6 13,34 с. Новокрасне 13,1 13,4 13,7 13,6 13,2 12,8 12,8 12,7 12,9 12,7 11 10,7 10,3 10,4 10,3 10,4 10,8 13,57 с. Таборівка 13,2 13,7 13,5 13,5 12,3 12,4 12,5 11,6 12,8 12,3 9,5 9,9 9,8 10,2 10,0 10,3 10,4 13,54 с. Рябоконево (Контрольний пост) 13,3 13,4 13,5 13,4 12,9 12,3 12,3 13,0 13,0 12,6 11,5 11,1 11,1 11,2 11,1 10,7 10,7 13,29

Середнє значення за районами розташування 13,2 13,38 13,6 13,2 12,6 12,6 12,8 12,7 12,6 12,24 11,30 11,10 11,05 10,87 10,70 10,68 10,68 13,22



ВП ЮУАЕС

Стор.101

Контроль вмісту радіонуклідів у приземному шарі атмосферного повітря Поширення та розсіювання викиду АЕС у атмосфері відбувається в результаті

перенесення його вітром і турбулентної дифузії, зумовленої наявністю в атмосфері безладних завихрень, які складним чином взаємодіють між собою та з поверхнею землі. Локальна концентрація розсіюваних у атмосфері радіоактивних речовин залежить від безліч технологічних і метеорологічних факторів, у зв`язку з чим задача прогнозування радіаційної обстановки є складною як щодо фізики явища, так і математичного опису.

Штучна радіоактивність приземного повітря зони спостереження обумовлена, в основному, ізотопом 137Сs s на тлі природних і космогенних радіонуклідів (40K, 7Be). Радіонукліди 137Сs, 60Co, 58Co, 54Mn, 134Сs реєструються в 50-100% відібраних проб. Радіонукліди 51Cr, 131I, 110mAg, 95Nb, 103Ru присутні в повітрі епізодично, в період планово-попереджувальних ремонтів (ППР).

Для визначення ступеню забруднення атмосферного повітря радіоактивними аерозолями використовується аспіраційний метод відбору проб, що дозволяє отримати дані про концентрацію їх на одиницю об'єму повітря. Для цього застосовуються витяжні шафи, що складаються з вентилятора з електродвигуном, фільтротримача, повітровідводу, призначеного для відводу відфільтрованого повітря.

Контроль за вмістом радіоактивних речовин у атмосферному повітрі ведеться у восьми пунктах стаціонарного спостереження, розташованих з урахуванням рози вітрів у переважаючих напрямках по відношенню до венттруби енергоблока №1 АЕС.

Відбір проб аерозолів здійснюється шляхом прокачування повітря через фільтруючу тканину Петрянового типу ФПП-15-1,5 з використанням аспіраційних установок на базі суднових вентиляторів 12ЦС-34 з площею фільтруючої тканини 0,32 м2. Експозиція фільтра становить п'ять-сім діб за умови безперервного режиму роботи електроустановок.

Зняті фільтри доставляються до лабораторії та витримуються до 3-х діб, для розпаду короткоживучих радіонуклідів, а потім піддаються попередній обробці. Спочатку фільтри пресуються в формі таблетки, ідентичною за розмірами до детектора, з метою дотримання геометрії вимірювання та надання їм форми еталонного каліброваного джерела, а потім вимірюються на спектрометричній установці DSPEC-PLUS з напівпровідниковим детектором за кожним пунктом спостереження. Якщо отримані результати вимірювання менше МДА, то згідно з СОУ-Н ЯЕК 1.009:2008, значення приймаються рівними МДА/2. Після проходження гамма-спектрометричного аналізу фільтри піддаються озоленню в муфельних печах при температурі озолення не вище 450С. Накопичена зола за квартал за кожним пунктом спостереження надходить на радіохімічний аналіз з метою визначення 90Sr.

У таблиці 4.4.1.2 наведено середні значення концентрацій 90Sr і 137Сs у пробах атмосферного повітря, заміряних до пуску ЮУАЕС [15]. З таблиці видно, що концентрації довгоживучих радіонуклідів глобального походження в 1977 році у порівнянні з 1976 р. зменшилися в 2 рази, що наочно зображено на мал. 4.4.2.4. Концентрації радіонуклідів у атмосферному повітрі знаходилися на досить низьких рівнях і часто були близькими до меж чутливості використаних у процесі досліджень методів визначень [15].

У таблиці 4.4.2.2 наведено середньорічні значення питомої концентрації радіонуклідів у приземному шарі атмосферного повітря за період спостережень з 1983 року по 2017 рік. Зміст 137Сs і 90Sr у повітрі розглянутого району зберігається на рівні минулих років і рівномірно розподілений за постами радіаційного контролю.



ВП ЮУАЕС

Стор.102

Кількісні показники цих радіонуклідів значно нижче допустимих концентрацій згідно з НРБУ 97 (див. вище п. 4.4.2.2, таблиця 4.2.2.4).

У графі за 1986 рік у колонці 1 наведено середні значення концентрацій радіонуклідів приземного шару атмосферного повітря за період травень-червень у зв'язку з подіями що відбулися на ЧАЕС, у колонці 2 - за період з липня по грудень. Протягом року переважно в атмосферному повітрі, за винятком наведених у таблиці радіонуклідів, спостерігалися радіонукліди Ce (церію), Ru (Рутенія), Zr (Цирконію), Nb (ніобію).

На мал. 4.4.2.4 - 4.4.2.6 наведено динаміку зміни середньорічної концентрації радіонуклідів 90Sr і 137Сs у приземному шарі атмосферного повітря за 34-річний період спостережень на стаціонарних постах радіаційного контролю - м.Южноукраїнськ, проммайданчик ВП ЮУАЕС і с. Рябоконеве (контрольний пост). У останні роки вміст 137Сs у повітрі знизився до рівня, що передує чорнобильській аварії.



ТОВ «ЕнергВП ЮУАЕСОРІСК»

Стор.103

Малюнок 4.4.2.4 - Динаміка змін питомої концентрації радіонуклідів у приземному шарі атмосферного повітря на проммайданчику ВП

ЮУАЕС за період з 1976 по 2017 рр.




Стор.104

Малюнок 4.4.2.5 - Динаміка змін питомої концентрації радіонуклідів у приземному шарі атмосферного повітря в м.Южноукраїнськ за

період з 1983 по 2017 рр.




Стор.105

Малюнок 4.4.2.6 - Динаміка змін питомої концентрації радіонуклідів у приземному шарі атмосферного повітря в с. Рябоконево

(контрольний пост) за період з 1983 по 2017 рр.

Примітка: Максимальні середні значення питомої концентрації в повітрі 137Cs у першому півріччі 1986 р. склала: проммайданчик АЕС - 12506 мкБк/м3, м.Южноукраїнськ - 18167 мкБк/м3, с.Рябоконево - 37888 мкБк/м3, що не перевищує допустимі значення згідно з НРБУ, для 137Cs = 0,8 Бк/м3.

Максимальні середні значення питомої концентрації в повітрі 90Sr у першому півріччі 1986 р. склали: с. Воля - 17390 мкБк/м3, що не перевищує допустимі значення згідно з НРБУ, для 90Sr = 0,2 Бк/м3.




Стор.106

Таблиця 4.4.2.2 - Середньорічні значення питомої концентрації радіонуклідів у приземному шарі атмосферного повітря за період спостережень з 1983 по 2017 рік, мкБк/м3

Пункт спостереження

Радіо-нуклід 1983 1984 1985 1986 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999

Проммайданчик 90Sr 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 0,37 0,37 0,37 0,74 137Сs 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 3,7 1,85 4,44 5,55 134Сs 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 1,85 1,11 3,33 3,7 54Mn 10,73 62,9 15,17 53,65 25,53 27,01 33,67 12,6 11,5 13,0 9,62 5,92 1,48 1,48 60Co 6,29 44,4 8,88 44,03 32,19 66,6 33,67 14,4 10,4 8,14 23,3 7,03 7,4 2,59 51Cr

м.Южноукраїнськ

90Sr 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 0,74 0,37 1,48 0,74 137Сs 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 7,77 5,55 7,03 9,99 134Сs 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 3,33 2,59 4,81 6,66 54Mn 4,81 2,22 48,47 22,57 9,62 9,25 2,22 5,18 11,5 10,4 7,77 1,11 2,96 60Co 5,92 46,99 36,26 40,33 8,51 2,96 6,66 10,4 7,77 8,51 3,33 7,77 51Cr

смт Костянті-нівка

90Sr 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 0,37 0,37 137Сs 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 8,51 4,44 134Сs 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 4,81 2,22 54Mn 19,61 21,46 72,15 85,84 201,65 17,39 33,7 16,3 9,99 5,55 4,07 5,18 2,22 60Co 31,82 44,77 40,7 51,8 19,24 52,2 11,8 8,51 4,81 3,33 2,22 4,07 51Cr

с. Бузьке 90Sr 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 0,37 1,48 137Сs 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 15,9 5,92 134Сs 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 8,51 1,85 54Mn 80,66 41,81 240,5 277,5 6,29 3,7 6,29 8,14 6,66 7,77 2,22 60Co 64,38 73,26 87,69 83,25 8,51 4,07 4,44 13,7 51,8 8,88 3,33 51Cr

с. Воля 90Sr 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 1,11 0,74 137Сs 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 9,25 7,03 134Сs 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 5,18 4,07 54Mn 2,22 85,47 70,67 96,2 4,44 7,03 3,7 2,22 8,88 2,22 0,74 1,85 60Co 34410 455,1 56,98 41,44 51,8 30,71 11,8 4,07 3,33 8,14 1,48 8,88 6,29

с. Агрономія 90Sr 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 0,37 0,74 137Сs 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 5,55 4,44




Стор.107


Радіо-нуклід 1983 1984 1985 1986 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 134Сs 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 1,85 1,85 54Mn 33,67 3,7 7,03 2,96 3,7 8,51 3,33 7,03 5,18 0,74 1,85 60Co 27,01 4,07 5,18 3,7 2,22 4,81 2,96 7,77 5,92 2,22 2,22 51Cr

смт Арбузинка 90Sr 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 0,37 0,37 137Сs 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 12,2 4,81 134Сs 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 5,92 2,22 54Mn 1,48 8,14 5,18 62,9 9,99 4,81 6,66 3,33 5,92 4,44 6,29 3,33 60Co 7,4 4,81 25,9 48,1 9,62 3,33 9,62 2,22 8,14 5,92 3,7 2,96

с.Рябоконево -контрольний 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 0,74 0,74 0,37 1,11 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 4,44 3,33 6,66 9,99 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 2,96 2,22 4,44 4,81 54Mn 8,51 11,1 54,39 46,62 18,5 24,79 1,11 3,33 1,11 0,37 0,37 0,37 0,37 60Co 74 63,27 60,68 36,26 11,8 2,22 4,81 0,74 0,74 0,74 0,74 51Cr

Продовження таблиці 4.4.2.2 Пункт спостереження

Радіо-нуклід 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

Проммайданчик

90Sr 0,34 0,24 0,24 0,18 0,21 0,23 0,52 0,49 1,38 0,85 0,93 1,26 0,56 0,49 0,56 0,22 0,16 0,15 137Сs 2,98 3,29 1,36 2,89 1,95 1,14 1,07 1,6 3,3 1,28 1,32 8,93 1,20 1,89 1,68 2,28 0,83 0,37 134Сs 2,38 2,62 1,08 0,94 1,44 0,97 0,97 1,19 1,0 1,05 0,97 6,8 1,05 1,02 0,99 0,99 0,36 0,74 54Mn 2,74 3,12 1,23 0,92 1,00 1,13 1,6 1,16 1,0 1,05 0,99 1,14 1,12 1,14 1,12 0,93 0,39 0,30 60Co 3,54 3,81 1,3 1,06 2,46 1,13 1,14 1,26 1,09 1,08 1,13 1,32 1,27 1,30 1,32 1,44 0,43 0,33 51Cr 25,3 25,9 10,8 8,76 8,12 8,65 9,5 12,2 11,2 13,5 13,08 14,26 11,52 15,35 15,84 16,04 6,48 4,77

м.Южноукраїнськ

90Sr 0,52 0,18 0,33 0,54 0,26 0,34 0,33 1,42 0,4 0,57 0,72 1,73 0,52 0,26 0,32 0,32 0,14 0,11 137Сs 5,35 3,42 1,74 2,85 2,16 1,04 1,0 1,35 1,07 1,21 1,1 2,36 1,08 1,23 1,45 1,62 0,47 0,43 134Сs 3,42 2,11 1,48 0,87 0,78 0,88 0,85 1,22 0,94 1,12 0,98 1,96 0,92 0,97 0,99 0,94 0,34 0,70 54Mn 3,63 2,53 1,42 0,85 0,82 1,07 0,89 1,2 0,95 1,05 1 1,05 1,03 1,06 1,09 1,05 0,37 0,29 60Co 3,83 2,78 1,58 0,93 0,88 1,09 0,95 1,25 0,99 1,05 1,05 1,23 1,15 1,18 1,23 1,18 0,41 0,33 51Cr 28,8 10,2 12,9 15,33 14,66 10,13 14,98 15,46 16,25 5,88 4,74

смт Костянти-нівка

90Sr 0,33 0,17 0,18 0,38 0,21 0,19 0,39 0,63 1,17 0,73 1,27 1,25 0,64 0,59 0,30 0,23 0,17 0,11 137Сs 4,08 2,92 1,58 4,3 1,76 0,93 0,89 1,17 1,05 1,1 1,19 11,6 1,23 1,28 1,43 1,71 0,70 0,43




Стор.108


Радіо-нуклід 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 134Сs 3,16 1,93 1,26 1,12 0,92 0,8 0,75 1,07 1,53 0,98 1,03 9,76 1,13 0,99 1,00 0,96 0,34 0,26 54Mn 3,52 2,36 1,34 1,05 1,01 0,87 0,8 1,04 0,93 1,02 1,05 1,23 1,2 1,05 1,09 1,05 0,37 0,26 60Co 3,86 2,67 1,48 0,99 1,04 0,91 0,85 1,06 1,64 1,01 1,1 1,38 1,3 1,22 1,23 1,23 0,42 0,30 51Cr 21,1 10,6 11,3 14,33 16,42 12,82 14,41 16,00 15,79 5,77 4,58

с. Бузьке 90Sr 0,92 0,68 0,50 * 0,98 0,61 0,98 2,79 0,79 0,47 0,28 0,15 0,17 0,13 137Сs 37,5 9,72 3,1 * 1,02 1,25 1,17 18,72 1,23 1,24 1,48 1,85 0,55 0,29 134Сs 9,25 7,76 2,8 * 1,65 1,06 1 15,75 1,11 0,90 0,98 0,97 0,34 0,25 54Mn 12,5 8,87 3,1 * 0,89 1,1 1,06 1,23 1,17 1,06 1,12 1,05 0,36 0,26 60Co 11,3 10,2 3,28 * 0,91 1,09 1,09 1,35 1,28 1,19 1,23 1,20 0,40 0,29 51Cr 79,1 10,9 13,2 14,54 16,53 11,25 14,40 15,75 16,38 6,18 4,61

с. Воля 90Sr 2,13 0,63 0,77 2,86 1,00 0,34 0,27 0,22 0,12 0,13 137Сs 1,01 1,07 1,12 11,46 1,09 1,19 1,43 1,72 0,50 0,29 134Сs 0,88 0,93 0,96 10,13 0,98 0,96 0,97 0,94 0,33 0,25 54Mn 0,9 0,99 1 1,08 1,03 1,02 1,05 1,04 0,36 0,26 60Co 0,92 0,95 1,04 1,21 1,15 1,15 1,19 1,19 0,40 0,29 51Cr 15,96 15,96 5,89 4,61

с. Агрономія 90Sr 0,33 0,49 0,24 0,36 0,26 0,41 0,37 0,27 0,58 0,63 0,79 1,64 0,54 0,51 0,28 0,38 0,16 0,13 137Сs 4,51 6,68 3,3 5,98 1,97 0,97 0,84 1,28 1,02 1,15 1,05 11 1,28 1,22 1,40 1,58 0,44 0,29 134Сs 3,52 5,74 2,78 1,33 0,92 0,86 0,7 1,08 0,83 0,95 0,93 9,65 1,1 1,00 0,97 0,97 0,34 0,26 54Mn 3,51 6,62 3,1 1,48 0,99 0,95 0,76 1,11 0,89 0,95 0,95 1,23 1,18 1,06 1,10 1,09 0,36 0,26 60Co 3,87 7,42 3,39 1,58 1,05 1,0 0,78 1,11 0,93 0,96 1,03 1,33 1,24 1,22 1,23 1,18 0,42 0,29 51Cr 45,0 10,3 10,9 11,48 15,23 11,14 14,40 15,92 15,88 5,43 4,66

смт Арбузинка 90Sr 0,68 0,34 1,03 1,27 0,53 0,34 0,34 0,13 0,13 0,10 137Сs 9,92 0,98 0,94 14,83 1,16 1,27 1,53 2,05 0,82 0,38 134Сs 4,52 0,87 1,65 13,15 1,04 0,98 0,97 0,94 0,34 0,26 54Mn 4,67 0,85 0,84 1,43 1,1 1,02 1,09 1,06 0,36 0,26 60Co 5,14 0,89 0,91 1,65 1,21 1,17 1,19 1,21 0,40 0,30 51Cr 15,83 16,21 6,04 4,83

с.Рябоконево -контрольний пост

90Sr 0,47 0,22 0,34 0,49 0,38 0,74 0,49 1,72 0,94 0,78 0,94 1,53 0,6 0,32 0,11 0,23 0,13 0,11 137Сs 7,4 6,28 2,08 4,32 1,39 0,98 1,1 1,3 1,29 1,08 0,76 7,9 1,14 1,34 1,48 1,71 0,74 0,32 134Сs 3,64 4,26 1,39 2,57 0,74 0,73 0,73 1,13 1,09 1,02 0,68 6,92 1,03 0,97 0,98 0,96 0,34 0,28 54Mn 4,85 1,04 1,0 0,7 1,12 1,08 1,04 1,11 1,05 0,37 0,29




Стор.109


Радіо-нуклід 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 60Co 5,66 1,3 1,07 0,79 1,27 1,21 1,18 1,25 1,23 0,42 0,32 51Cr 37,6 11,7 12,0 9,83 14,06 11,12 14,55 15,88 15,68 6,02 4,63

Примітка: порожні графи - вимірювання не проводилися; * - вимірювання виконано протягом січня-квітня.



ВП ЮУАЕС

Стор.110

Спостереження, проведені в районі розташування ВП ЮУАЕС за питомою концентрацією 137Сs в атмосферному повітрі протягом 34 років, показали, що питома концентрація цезію зменшується з року в рік (без урахування внеску від ЧАЕС), хоч у викидах АЕС присутній 137Сs у кількостях, значно нижче допустимих за НРБУ-97. Пояснюється це тильки тим, що спостереження фіксують не лише цезій з АЕС, а й цезій глобального походження, на фоні якого чутливість приладів не дозволяє виділити цезій, що надходить у атмосферу від працюючої ЮУАЕС. Зменшення питомої концентрації 137Сs глобального походження в приземному шарі атмосфери (як це наочно видно з малюнків 4.4.2.4 - 4.4.2.6) пов'язане з виснаженням його запасів у стратосфері (розпад, надходження в нижні шари атмосфери).

На підставі наведених даних таблиці 4.4.2.2 і графіків 4.4.2.4 - 4.4.2.6 видно, що радіаційний стан на поточний момент не відрізняється або практично не відрізняється від того, що був зафіксований у цій місцевості до подій на ЧАЕС. Іншими словами, радіаційний стан поблизу нормально працюючої ЮУАЕС практично визначається випромінюванням природних радіонуклідів, радіонуклідів космогенного походження і радіонуклідів глобального забруднення атмосфери продуктами поділу, що утворилися під час випробування ядерної зброї та підземних вибухах.

Тому під час нормального режиму експлуатації вплив ВП ЮУАЕС на радіаційний стан навколишнього середовища незначний - рівні викидів і скидів у більшості вимірювань виявляються нижче МДА, так що система РК не завжди здатна виявити цей вплив.

На підставі наведених даних і з урахуванням викладеного, можна зробити наступний висновок:

концентрації радіонуклідів 90Sr і 137Сs в атмосферному повітрі за період експлуатації ВП ЮУАЕС не перевищували нормативних величин згідно з НРБУ-97 навіть у 1986 році:

для цих радіонуклідів значення концентрації, виміряної до пуску ЮУАЕС і в нинішній час, знаходяться практично на рівні значень, виміряних у перші роки експлуатації ЮУАЕС. Контроль вмісту радіонуклідів у атмосферних випадах Газові та аерозольні викиди радіоактивних речовин, що надійшли в атмосферу

через висотну вентиляційну трубу, розсіюються в атмосфері, утворюючи так звану хмару викиду. Під час руху хмари в атмосфері гамма-випромінювання та бета-частки перенесених нею радіонуклідів досягають людини і зумовлюють її зовнішнє опромінення. Одночасно гамма-випромінювання та бета-частки хмари викиду впливають і на інші об'єкти живої природи, що перебувають під хмарою (представники флори та фауни регіону АЕС). Аерозольні частки випадають з хмари, осідають на місцевості та мігрують у елементах, прилеглих до АЕС екологічних систем.


Пункт спостережен

ня

Рік Максимально спостережена концентрація,

Бк/м3

Допустима концентрація за НРБУ-97,

Бк/м3

% Від допустимого

значення

137Сs с.Рябоконево 1986-1 0,037 0,8 4,62 90Sr с.Воля 1986-1 0,017 0,2 8,5



ВП ЮУАЕС

Стор.111

У режимі нормальної експлуатації АЕС у атмосферу надходять досить дрібні аерозолі, і вони рухаються, по суті, так само, як газ, у якому вони зважені. Результатами численних досліджень доведено, що поширення їх у атмосфері відбувається за тими ж законами, що й поширення газу. Необхідно враховувати ту обставину, що аерозолі можуть вимиватися атмосферними опадами з хмари викиду (ефект мокрого осадження аерозолів), а гази не можуть.

Контроль вмісту радіоактивних речовин у атмосферних випадах проводять седиментаційним методом. Седиментаційний метод – це метод збору атмосферних опадів на спеціальні планшет-кювети з певною площею збору. Седиментаційний метод дає можливість визначити кількість радіоактивних речовин, що випадають з атмосфери з пилом і опадами на 1 км2 за певний час (добу, місяць і т.д.). Ефективність цього методу складає 30%.

Для збору атмосферних випадів лабораторією зовнішньої дозиметрії використовуються кювети з нержавіючої сталі з площею дна 0,25м2 і висотою стінок 0,2 м. Дно кювети застеляється фільтрувальним папером типу ФНС-3. Кювети розташовані в 25 пунктах спостереження, згідно проекту прив'язки на основі багаторічних передпускових метеоспостережень на місці будівництва ЮУАЕС (за розою вітрів) переважно в населених пунктах зони спостереження. Періодичність відбору проб атмосферних випадів за «Регламентом РК» - 1 раз на місяць. Зібрані за час експозиції проби доставлялись до лабораторії, де вони проходили попередню підготовку до аналізів (сушіння, озолення, подрібнення золи та зважування). Підготовлені проби вимірювалися на сумарну бета-активність на установках типу УМФ-2000, КРК-1, МРС9604 і низкорівневому 10-ти канальному радіометрі LB 770 фірми «BERTHOLD».

Після вимірювання лічильної мішені на радіометричній установці за кожним з пунктів, зола проб випадів об'єднувалась за пунктами, що знаходяться на однаковій відстані від АЕС (тобто за радіусами з центром - вентиляційна труба). Таких радіусів п'ять і контрольний пост у с. Рябоконеве - на відстані 33,5 км до АЕС з навітряного боку.

Щокварталу накопичена за кожним з радіусів зола вимірювалась для визначення радіонуклідного складу на спектрометричній установці DSPEC-PLUS. Після спектрометричних вимірювань зола надходила на радіохімічний аналіз для концентрування та виділення 90Sr з подальшим вимірюванням і розрахунком щільності випадіння 90Sr. Згідно з «Регламентом РК», радіохімічне виділення 90Sr з атмосферних випадів проводиться 1 раз на півріччя з постів спостереження, об'єднаних за радіусами. Визначення вмісту 90Sr у пробах навколишнього середовища включає в себе наступні стадії:

- вилуговування золи проб у азотній кислоті (для переведення стронцію в розчин);

- виділення стронцію за оксалатною методикою з подальшим радиохімічнним очищенням від супутніх радіонуклідів;

- екстракція стронцію хлороформним розчином діціклогексіл-18-краун-6 з азотнокислого розчину через селективний волокнистий сорбент VS-15M1;

- вимірювання бета-активності органічної фази на радіометричній установці. Перш ніж аналізувати наведені нижче дані, необхідно пояснити деякі

закономірності атмосферних явищ і процесів. Проведені раніше, до 1980 року, випробування ядерної зброї на землі та в

атмосфері, а також використання атомної енергії, зумовили необхідність прогнозування викидів до 30 км і вище. Оскільки ядерні вибухи були в основному



ВП ЮУАЕС

Стор.112

повітряними, то в стратосферу надійшли практично всі продукти вибуху (до 99%), при цьому було сформовано основний (до 70%) стратосферний запас довгоживучих техногенних радіонуклідів. У 1967-1974 роках Китаєм були проведені випробувальні вибухи в атмосфері (загальна потужність - 18 Мт). Продукти вибухів стали причиною збільшення рівнів забруднення атмосфери короткоживущими радіонуклідами (141Ce, 95Zr, 95Nb та ін.). На рівень забруднення атмосфери довгоживучими радіонуклідами, такими як 137Cs і 90Sr, ці вибухи істотно не вплинули 16.

Перемішування в атмосфері залежить від вертикального температурного градієнта. З віддаленням від землі температура зменшується на 6,5С на кожен кілометр і так до 11 км, далі до 32 км йде ізотермальная область атмосфери, коли температура не змінюється. Ілюстрацію змін температурного градієнта зображено на малюнку 4.4.2.7.

Малюнок 4.4.2.7 - Схема зміни температурного градієнта

Стабільність атмосфери дуже залежить від температурного градієнта, а від

цього й швидкість випадіння забруднень на землю. Атмосфера слугує середовищем перенесення радіоактивності до грунту та води.

Вибухи ядерних зарядів, проведені в північній півкулі, сприяли більшому надходженню радіонуклідів у стратосферу (особливо в зимовий час), ніж вибухи в екваторіальній частині земної кулі. Потрапивши в стратосферу, радіонукліди потім випадали на земну поверхню протягом багатьох років. Кількість випадів носить виражений широтний характер - у північній півкулі більше, ніж південній (особливо в перші роки після вибуху) і часовий характер - навесні та влітку істотно більше, ніж восени та взимку 16.

У таблиці 4.4.2.3 наведено середньорічні значення сумарної бета-активності щільності атмосферних випадів за період з 1983 року по 2017 рік. Як видно з таблиці, значення середньорічної сумарної бета-активності перебувають практично на одному й тому ж рівні. Виняток становить 1986 рік, пов'язаний з подіями на ЧАЕС. У графі 1 таблиці 4.4.2.3 за 1986 рік наведено середні значення сумарної бета-активності за період травень-червень, у графі 2 тієї ж таблиці - значення за період з липня по грудень.

До чорнобильської аварії в 1983-1985 роках на території зони спостереження ВП ЮУАЕС середньорічна сумарна -активність атмосферних випадів перебувала в межах від 17,4 до 38,1 Бк/м2 на рік. Сумарна бета-активність випадів і вміст у них



ВП ЮУАЕС

Стор.113

137Cs і 90Sr за період спостережень з 1983 р. по 2017 р. відповідають рівню глобальних випадів і не залежать від віддаленості пункту спостереження від АЕС.

Необхідно зазначити, що в період зняття «нульового фону» 15 з 1977 по 1980 роки середні значення сумарної бета-активності незалежно від місця спостереження мали значення, наведені в таблиці 4.4.1.3. Порівняння даних зі звіту «нульового фону» 15 з даними таблиці 4.4.2.3 показує, що середні значення сумарної бета-активності випадів, отримані лабораторією зовнішньої дозиметрії в процесі контролю, знаходяться практично на одному рівні, а в окремих населених пунктах навіть нижче в 2-3 рази від значень, отриманих до пуску ЮУАЕС у експлуатацію.

У таблиці 4.4.2.4 представлено середньорічні значення щільності атмосферних випадінь за радіусами спостереження за 34-річний період, а в таблиці 4.4.2.5 - середні квартальні (для 90Sr - піврічні) значення для окремих радіонуклідів.

На мал. 4.4.2.9 зображено динаміку зміни щільності радіоактивних атмосферних випадів за період з 1983 по 2017 рр. за радіусами спостереження. Як видно з наведеного графіка, щільність випадів за сумарною бета-активністю знаходиться практично на одному рівні за всіма радіусами віддалення від АЕС від 14,0 до 5,5 Бк/м2 на рік, що навіть менше значень «нульового фону», за винятком 1986 і 1987 років, пов'язаних з подіями на ЧАЕС.

На мал. 4.4.2.10 і 4.4.2.11 зображено динаміку зміни концентрації радіонуклідів 90Sr і 137Cs в атмосферних випадах за 34 роки роботи ВП ЮУАЕС за радіусами спостереження.

На підставі аналізу наведених даних у розглянутому розділі можна зробити наступний висновок:

Радіаційний стан у районі розташування ВП ЮУАЕС не відрізняється від того, який був на цій місцевості до будівництва ЮУАЕС.

Іншими словами, радіаційний стан поблизу нормально працюючої АЕС практично визначається випромінюванням природних радіонуклідів, радіонуклідів космогенного походження (Be7 та ін.) і радіонуклідів глобального забруднення атмосфери продуктами поділу, що утворилися під час випробуваннь ядерної зброї, що проводилися на земній кулі до 1980 року.

Таким чином, радіоактивні випади з атмосферного повітря в усіх контрольованих точках спостереження району розташування ВП ЮУАЕС обумовлені в основному глобальними випадами та незначними викидами АЕС, за винятком даних, заміряних у 1986 році, що мають безпосереднє відношення до подій на ЧАЕС.



ВП ЮУАЕС

Стор.114

Таблиця 4.4.2.3 - Середньорічні значення сумарної бета-активності атмосферних випадінь, Бк/м2 Пункт спостереження

1983 1984 1985 1986-1 1986-2 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999

Проммайданчик - 0 радіус спостереження: 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 10,7 11,1 6,66 8,0 9,3 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 13,0 10,4 10,7 12,2 13,7 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 9,25 9,25 7,4 8,2 8,9 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 9,62 8,51 8,88 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 9,25 8,88 9,25 10,4 11,5 I - радіус спостереження - 2,5 км або СЗЗ: База ВРП 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 9,25 10,7 8,14 Гідродільниця 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 7,4 7,77 8,14 8,7 9,3 II - радіус спостереження - 8 км: м. Южноукраїнськ 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 9,25 8,14 7,77 7,8 7,8 смт Костянтинівка 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 9,62 8,51 7,77 8,5 9,3 ОСГПК 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 9,99 9,25 7,4 7,0 6,7 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 7,77 7,77 8,88 7,6 6,3 с.Богданівка * 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 44,4 53,6 26,3 с.Бузьке 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 12,6 11,1 11,5 10,4 9,3 с.Агрономія 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 7,4 6,29 8,88 8,7 8,5 III - радіус спостереження - 16 км: смт 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 7,77 8,51 7,77 7,8 7,8 смт 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 9,62 7,77 9,62 9,5 9,3 с.Мар'янівка 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 9,99 8,88 10,7 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 11,1 7,77 8,88 7,8 6,7 смт Олександрівка 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 10,4 8,88 8,51 с.Аннетівка 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 8,14 7,77 8,51 7,2 5,9 с.Олексіївка 10,7 IV - радіус спостереження -24 км: с.Новокрасне 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 7,4 6,66 9,99 8,5 7,0 с.Таборівка 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 9,62 8,14 11,5 8,7 5,9 с.Коштове 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 7,03 6,66 7,77 Контрольний 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 9,25 9,25 8,88 8,9 8,9



ВП ЮУАЕС

Стор.115


Пункт спостереження 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

Проммайданчик - 0 радіус спостереження: Пост №1 9,4 7,8 7,4 7,1 7,5 5,7 5,8 10,0 14,3 10,3 9,4 7 10,9 8,0 9,2 10,8 9,2 8,7 Пост №2 12,1 9,5 7,1 5,9 7,4 8,1 7,5 11,3 10,6 10,7 8,8 7,6 12,6 8,8 9,8 11,5 10 9,8 Пост №3 13,4 9,4 5,5 8,0 6,9 4,7 5,5 12,6 12,5 8,7 9,4 8,7 10,2 8,6 10,1 11,2 7,5 9,1 Пост №4 11,2 10,4 9,2 7,8 8,3 10,4 9,6 9,9 10,3 9,3 9,7 Пост №5 13,1 10,0 7,5 8,9 9,9 22,6 9,1 14,6 14,7 9,9 10,4 9,4 9,9 8,6 10,5 11,7 10,3 9,7 I - радіус спостереження - 2,5 км або СЗЗ: База ВРП 12,6 11,8 11,2 7,3 9,6 11,2 8,6 9,4 10,1 9,9 9,4 Гідродільниця 7,2 7,0 6,3 7,2 7,4 6,5 6,6 10,0 12,3 10,8 8,5 9,9 10,4 8,4 10,2 11,4 10,1 9,0 II - радіус спостереження - 8 км: м. Южноукраїнськ 10,0 9,6 5,6 6,5 7,1 6,9 5,8 16,4 15,7 10,9 8,7 9,2 11 8,9 10,9 12,3 10,9 10,8 смт Костянтинівка 8,4 9,2 7,2 7,9 6,4 8,6 7,0 10,5 15,5 10,6 8,7 9,6 13,8 9 10,6 12,6 10,9 9,2 ОСГПК 10,3 7,8 5,9 6,5 6,8 5,8 7,5 9,6 12,7 8,9 9,1 9,6 10,5 7,9 9,4 9,7 8,8 9,0 с.Воля 10,2 8,6 5,6 5,2 6,4 6,9 7,2 11,1 11,7 9,3 7,2 8,1 10,8 9,1 9,4 12,1 11,1 10,7 с.Богданівка * 8,7 12,6 10,2 8,3 10,1 10,6 9 9,3 11,3 9,5 8,6 с.Бузьке 11,8 9,8 7,4 7,0 7,5 8,6 9,7 16,1 14,0 13,1 7,8 8,8 12 9,1 11,1 12,3 11,9 9,6 с.Агрономія 10,6 7,9 5,9 6,2 5,3 6,8 8,4 13,7 15,9 10,1 8,3 9,1 12,1 9,6 10,3 10,6 9,2 9,5 III - радіус спостереження - 16 км: смт Арбузинка А 12,1 8,4 6,6 5,5 6,4 6,0 7,1 11,7 12,9 12,3 8,2 9,5 11,4 9,5 9,6 11,4 10,4 8,8 смт Арбузинка В 10,6 7,9 6,6 6,4 5,6 5,9 6,6 14,9 13,2 12,0 8,3 9 12,2 9,2 9,7 11,3 10,2 8,2 с.Мар'янівка 12,0 10,4 7,9 9,1 9,8 8,8 9 10,2 11,3 10,3 8,4 с.В.Раздол 10,8 11,0 6,6 6,3 6,7 6,5 8,3 12,0 11,6 10,4 9 9,3 9,3 8,9 8,8 12,8 9,7 9,0 смт Олександрівка 10,7 13,0 8,2 10 9,4 9,2 8,3 9,4 11 8,1 9,0 с.Аннетівка 9,1 9,0 6,5 5,6 5,6 7,2 7,1 12,5 10,6 7,8 8,9 10,4 8,8 9,1 8,9 8,7 9,3 с.Олексіївка 8,8 8,9 6,2 6,7 6,2 9,6 8,6 18,5 12,0 9,2 7,8 7,4 10,4 8,1 9,1 10,7 9,3 8,6 IV - радіус спостереження -24 км: с.Новокрасне 10,1 9,7 6,1 5,7 5,9 5,4 6,9 10,3 11,1 8,8 8,7 9,1 10,8 8,1 10,9 11,3 9,0 9,2 с.Таборівка 10,4 7,2 5,3 5,4 6,0 7,5 6,2 11,8 11,3 8,9 6,7 10,4 9,5 7,2 9,9 10,3 8,6 8,8 с.Коштове 13,0 12,0 12,0 9,5 8,8 10,8 9,4 8,3 10,7 8,1 8,5 Контрольний пост - 33,5 км: с.Рябоконево (КП) 9,2 8,7 5,9 7,2 5,6 6,2 7,7 10,4 12,8 9,2 8 10,3 11,9 9,2 11,2 12,6 10,9 9,7



ВП ЮУАЕС

Стор.116

Малюнок 4.4.2.8 - Динаміка зміни середньорічних значень сумарної бета-активності атмосферних випадінь

Примітка: сумарна бета-активність випадінь у 1986 році склала: проммайданчик АЕС - 2730 Бк/м2; м.Южноукраїнськ - 2950 Бк/м2; с.Рябоконеве - 3230 Бк/м2.

1

10

100

1000

10000

1983 198419851986-11986-219871988 1989 1990 19911992 1993 1994 19951996 1997 1998 19992000 2001 20022003 2004 2005 20062007 2008 2009 20102011 2012 2013 20142015 2016 2017

Бк/м2

РокиПроммайданчик. Пост №2 м. Южноукраїнськ с. Рябоконево (КП)



Т«ВП ЮУАЕС

Стор.117

Таблиця 4.4.2.4 - Середньорічні значення щільності атмосферних випадінь за радіусами спостереження району розташування ВП ЮУАЕС за період з 1983 по 2017 рр. у Бк/м2

Пункт спостереження 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000

Проммайданчик - 0 радіус спостереження: 11,4 17,7 8,1 2732 22,8 14,6 11,1 9,3 9,5 9,3 12,3 12 10,3 9,6 8,5 9,7 10,8 12 I - радіус спостереження - 2,5 км або 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 9,2 8,1 8,7 9,3 7,2 II - радіус спостереження - 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 14,9 11,2 8,3 7,9 10,2 III - радіус спостереження - 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 8,2 8,9 8,07 8,08 10,28

IV - радіус спостереження -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 7,1 9,7 8,6 6,4 10,2

Контрольний пост - 33,5 км 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 9,2 8,8 8,9 8,9 9,2


Пункт спостереження 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

Проммайданчик - 0 радіус спостереження: 9,1 6,8 7,4 7,92 10,2 6,9 11,9 12,5 9,76 9,2 8,2 10,8 8,7 10,1 11,2 9,3 9,6 I - радіус спостереження - 2,5 км або СЗЗ: 7 6,3 7,2 7,4 6,5 6,6 11,3 12,05 11 7,9 9,8 10,8 8,5 9,7 11,1 9,7 8,9 II - радіус спостереження - 8 км: 8,8 6,2 6,5 6,5 7,2 7,6 12,3 14,01 10,4 8,3 9,2 11,5 8,9 10,1 11,4 10,3 9,6

III - радіус спостереження - 16 км: 9,04 6,5 6,1 6,1 7 7,5 12,4 12,22 10,0 8,6 9,0 10,2 8,8 9,3 11 9,4 8,7

IV - радіус спостереження -24 км: 8,4 5,7 5,5 5,9 6,4 6,5 11,7 11,4 9,9 8,3 9,4 10,4 8,2 10,4 10,8 8,7 9 Контрольний пост - 33,5 км с.Рябоконево (КП)

8,7 5,9 7,2 5,6 6,2 7,7 10,4 12,8 9,2 8,0 10,3 11,9 9,2 11,2 12,6 10,9 9,7



Т«ВП ЮУАЕС

Стор.118

Малюнок 4.4.2.9 - Динаміка зміни середньорічних значень щільності радіоактивних атмосферних випадінь за радіусами

спостереження району розташування ВП ЮУАЕС за період з 1983 по 2017 рр.

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 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

Бк/м2

Роки0-й радіус 1-й радіус (0-2,5 км) 2-й радіус (2,5-8 км) 3-й радіус (8-16 км) 4-й радіус (16-24 км) Контрольний пункт 33,5 км



Т«ВП ЮУАЕС

Стор.119

Таблиця 4.4.2.5 - Середньорічні щільності атмосферних випадінь радіонуклідів за квартал (для 90Sr за півроку), Бк/м2

Радіус 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 Територія

АЕС 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 0,19 0,074 0,43

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 1,0 3,0 3,74 134Cs 1,83 60Co 1,24

54Mn 0,34 I радіус

спостереження - СЗЗ (0-3

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 0,11 0,037 0,36 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 0,30 0,67 0,80 134Cs 0,22 60Co 0,39

54Mn 0,19 II радіус


(3-8 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 0,11 0,037 0,70 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 0,52 0,52 0,47 134Cs 0,16 60Co 0,22

54Mn 0,18 III радіус


(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 0,33 0,074 0,22 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 0,44 0,19 0,35 134Cs 0,19 60Co 0,26

54Mn 0,21 IV радіус


(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 0,41 0,15 0,70 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 0,52 0,67 0,57 134Cs 0,25 60Co 0,29

54Mn 0,26 Контрольний

пост - с.Рябоконево

(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 0,22 0,074 0,30 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 0,30 0,26 0,77 134Cs 0,21 60Co 0,28

54Mn 0,21



Т«ВП ЮУАЕС

Стор.120

Продовження таблиці 4.4.2.5 Радіус 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

Територія АЕС

90Sr 0,21 0,43 0,65 0,40 0,52 0,27 0,22 0,63 0,82 1,1 0,6 1,02 0,79 0,78 0,34 0,30 0,32 137Cs 2,28 0,92 0,86 1,20 0,28 0,57 0,37 0,55 0,29 0,21 0,23 0,15 0,18 0,18 0,21 0,12 0,06 134Cs 1,17 0,16 0,26 0,12 0,147 0,107 0,134 0,130 0,107 0,11 0,08 0,09 0,11 0,09 0,10 0,05 0,05 60Co 0,96 0,47 0,30 0,42 0,185 0,078 0,307 0,143 0,115 0,26 0,13 0,29 0,18 0,16 0,15 0,06 0,06 54Mn 0,37 0,13 0,17 0,12 0,168 0,121 0,139 0,133 0,0835 0,1 0,12 0,14 0,13 0,11 0,11 0,05 0,05

I радіус спостереженн

я - СЗЗ (0-3 км)

90Sr 0,12 0,20 0,22 0,10 0,185 0,11 0,492 0,69 0,605 1,24 0,4 0,40 0,30 0,25 0,19 0,12 0,14 137Cs 0,64 0,17 0,28 0,30 0,174 0,26 0,13 0,127 0,212 0,12 0,14 0,12 0,12 0,08 0,13 0.02 0,02 134Cs 0,12 0,049 0,063 0,067 0,181 0,037 0,051 0,06 0,47 0,04 0,05 0,06 0,06 0,04 0,05 0.02 0,02 60Co 0,26 0,13 0,069 0,091 0,121 0,39 0,223 0,07 0,049 0,08 0,06 0,10 0,07 0,06 0,06 0.03 0,03 54Mn 0,11 0,046 0,063 0,065 0,08 0,039 0,059 0,069 0,048 0,05 0,05 0,06 0,07 0,06 0,05 0.02 0,02

II радіус спостереженн

я (3-8 км)

90Sr 0,33 0,18 0,075 0,056 0,215 0,065 0,37 0,32 0,435 0,37 0,38 0,55 0,21 0,22 0,08 0,08 0,10 137Cs 0,26 0,078 0,21 0,11 0,236 0,186 0,105 0,091 0,126 0,08 0,22 0,07 0,07 0,09 0,05 0,06 0,02 134Cs 0,045 0,44 0,041 0,038 0,045 0,0205 0,043 0,045 0,031 0,03 0,03 0,03 0,03 0,03 0,03 0,01 0,01 60Co 0,16 0,039 0,045 0,042 0,051 0,023 0,045 0,046 0,032 0,05 0,04 0,05 0,05 0,04 0,04 0,02 0,02 54Mn 0,074 0,034 0,045 0,068 0,047 0,023 0,0405 0,045 0,0305 0,04 0,03 0,03 0,03 0,11 0,03 0,01 0,01

III радіус спостереженн

я (8-16 км)

90Sr 0,27 0,15 0,20 0,24 0,27 0,57 0,91 0,485 0,55 0,81 0,44 0,63 0,16 0,19 0,13 0,08 0,10 137Cs 0,12 0,11 0,22 0,29 0,125 0,115 0,096 0,057 0,088 0,12 0,09 0,14 0,11 0,09 0,08 0,02 0,02 134Cs 0,069 0,056 0,069 0,056 0,052 0,045 0,057 0,050 0,047 0,06 0,05 0,04 0,04 0,05 0,05 0,02 0,02 60Co 0,18 0,07 0,073 0,078 0,186 0,053 0,059 0,052 0,049 0,08 0,06 0,08 0,07 0,13 0,05 0,02 0,03 54Mn 0,093 0,061 0,070 0,063 0,057 0,051 0,055 0,051 0,048 0,05 0,06 0,06 0,05 0,09 0,05 0,02 0,02

IV радіус спостереженн

я (16-24 км)

90Sr 0,40 0,37 0,48 0,25 0,355 0,2 0,245 0,57 0,76 0,77 0,3 0,60 0,62 0,23 0,15 0,33 0,23 137Cs 0,41 0,28 0,16 0,17 0,101 0,113 0,161 0,125 0,197 0,15 0,25 0,22 0,21 0,15 0,17 0,08 0,05 134Cs 0,13 0,14 0,14 0,12 0,073 0,053 0,147 0,112 0,104 0,13 0,11 0,09 0,12 0,10 0,10 0,05 0,03 60Co 0,43 0,16 0,15 0,12 0,104 0,115 0,154 0,118 0,109 0,16 0,14 0,16 0,17 0,13 0,14 0,06 0,04 54Mn 0,17 0,14 0,14 0,14 0,097 0,058 0,146 0,117 0,105 0,15 0,13 0,12 0,16 0,12 0,09 0,05 0,04

Контрольний пост -

с.Рябоконево (33,5 км)

90Sr 0,38 0,21 0,29 0,27 0,25 0,18 0,53 0,82 0,61 0,87 0,77 0,67 0,24 0,36 0,24 0,26 0,22 137Cs 0,19 0,084 0,16 0,092 0,09 0,08 0,134 0,172 0,189 0,08 0,12 0,13 0,08 0,13 0,12 0,06 0,04 134Cs 0,11 0,053 0,077 0,077 0,078 0,053 0,095 0,085 0,08 0,07 0,08 0,08 0,07 0,07 0,08 0,03 0,03 60Co 0,13 0,078 0,081 0,091 0,092 0,057 0,10 0,022 0,084 0,1 0,11 0,12 0,12 0,12 0,10 0,05 0,05 54Mn 0,1 0,065 0,077 0,085 0,088 0,058 0,097 0,089 0,082 0,08 0,09 0,10 0,09 0,11 0,08 0,04 0,04



Т«ВП ЮУАЕС

Стор.121

Малюнок 4.4.2.10 - Динаміка зміни концентрації радіонукліда 90Sr в атмосферних випадах за радіусами спостереження за

період 1983-2017 рр.

0,001

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 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

Бк/м2

Роки0-й радіус 1-й радіус (0-2,5 км) 2-й радіус (2,5-8 км) 3-й радіус (8-16 км) 4-й радіус (16-24 км) Контрольний пост 33,5 км



Т«ВП ЮУАЕС

Стор.122

Малюнок 4.4.2.11 - Динаміка зміни концентрації радіонукліда 137Cs в атмосферних випадах за радіусами спостереження за

період 1983-2017 рр.

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 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

Бк/м2

Роки0-й радіус 1-й радіус (0-2,5 км) 2-й радіус (2,5-8 км) 3-й радіус (8-16 км) 4-й радіус (16-24 км) Контрольний пост 33,5 км



ВП ЮУАЕС

Стор.123

Контроль вмісту радіонуклідів у водних об'єктах Для контролю радіаційного стану відкритих водойм відбираються проби води в

річці Південний Буг і Ташлицькому водосховищі. Радіаційний контроль за вмістом радіонуклідів у воді Ташлицького водосховища проводився в наступних точках акваторії водосховища:

район скидання термальних вод (точка 1); біля скидного шлюзу дамби (точка 2); біля верхів'ї водосховища (точка 3). Контроль активності води скидних каналів проводився шляхом пробовідбору

та подальшого лабораторного аналізу. Контроль ґрунтових вод проммайданчика проводився шляхом свердловинного

відбору проб води та подальшого лабораторного аналізу. Через низьку питому активність проб води її аналіз на вміст радіонуклідів

стронцію та цезію передбачав попередню стадію іоннообмінного концентрування. Для цього проба води пропускалася послідовно через дві колонки: з волокнистим сорбентом VS-15М, на якому сорбувався стронцій, і сорбентом марки «Фежел», на якому сорбувався цезій. Вміст радіонуклідів цезію визначався безпосереднім виміром сорбенту на спектрометричній установці.

Радіаційний контроль водного середовища під час продувки Ташлицького водосховища проводився відповідно до «Регламенту продувки...» у наступних точках:

- точка 1 - насосна підживлення водосховища на річці Південний Буг; - точка 2 - паводковий водоскид біля шлюзу водосховища; - точка 3 - нижче фільтруючої дамби на паводковому водовипуску; - точка 5 - контр.створ (500 м від місця скидання) нижче за течією р.Південний

Буг; - точка 6 - с. Бузьке (7 км нижче за течією річки від місця скидання продувних

вод). Вимірювання концентрації тритію проводилося на установці «Qvantulus»

моделі з мінімально-детектованою активністю 0,3 Бк на пробу. За звітний період лабораторією ЗД проводився контроль вмісту радіоактивних

речовин у воді річки Південний Буг у точках: с.Олексіївка (насосна питного водопостачання міста, в 7 км вище за течією річки від міста) з 1983 року та с.Бузьке (в 7 км нижче за течією річки від м.Южноукраїнська) з 1988 року. Точки контролю було визначено з органами Держнадзору на стадії узгодження розроблюваних і переглядаємих «Програм радіаційного контролю зовнішнього середовища», з урахуванням радіаційного стану на момент узгодження документа.

На малюнку 4.4.2.12 зображено схему відбору проб води в річці Південний Буг.



ВП ЮУАЕС

Стор.124

Малюнок 4.4.2.12 - Схема відбору проб води в р.Південний Буг

Контроль активності води проводився методом пробовідбору та подальшого

лабораторного аналізу (радіометричного, радіохімічного та спектрометричного). У таблицях 4.4.1.6, 4.4.1.8 наведено середні значення концентрації радіонуклідів

90Sr і 137Cs у воді річки Південний Буг за даними звіту «нульового фону» за період 1976-1979 рр. 15.

Радіаційний стан водосховища-охолоджувача та річки Південний Буг представлено таблицею 4.4.2.6, де наведено середні значення сумарної бета-активності та концентрації нуклідів у р. Південний Буг за встановленими точками контролю за період з 1983 по 2014 роки. Радіонукліди корозійного походження (60Co, 58Co, 54Mn та ін.) у воді розглянутих водойм не виявлено. Вміст довгоживучих радіонуклідів 90Sr і 137Cs у р. Південний Буг рівномірний по всій розглянутій ділянці річки від с.Олексіївка до с. Бузьке і знаходиться в межах фонових значень від 4631 до 70,7 Бк/м3 на рік для 90Sr і від 1113 до 7,05,0 Бк/м3 на рік для 137Cs (таблиці 4.4.1.6, 4.4.1.8).

З огляду на те, що р. Південний Буг має значення як джерело господарсько-питного постачання, то для радіонуклідів 90Sr і 137Cs застосовано вимоги ДР-2006 («Допустімi рiвнi») від 03.05.2006р. (Наказ №256), які мають такі значення: 90Sr- 2000 Бк/м3; 137Cs- 2000 Бк/м3 - для питної води.

З огляду на те, що р. Південний Буг є і джерелом господарсько-питного постачання, то допустимі рівні вмісту радіонуклідів 90Sr і 137Cs у ній регламентуються вимогами ДР-2006 ( «Допустімi рiвнi») від 03.05.2006г. (Наказ №256), згідно з якими ці рівні для питної води не мають перевищувати значень 2000 Бк/м3 для 90Sr і 2000 Бк/м3 для 137Cs.

На малюнках 4.4.2.13, 4.4.2.14 і в таблиці 4.4.2.6 наведено динаміку змін радіонуклідів 90Sr і 137Cs у воді р. Південний Буг у точках контролю за весь період спостереження.

У таблиці 4.4.2.6 також наведено середні значення вмісту тритію у воді річки Південний Буг у точках контролю з 1989 по 2017 рік. Згідно з НРБУ-97, ДКВ тритію в питній воді - 3 · 107 Бк/м3.



ВП ЮУАЕС

Стор.125

Таблиця 4.4.2.6 - Вміст радіонуклідів і тритію в воді р. Південний Буг, Ташлицького водосховища та скидних каналів, Бк/м3 Водойма Точка контролю Роки Сум. β-акт. 90Sr 137Cs 134Cs 3Н річка Південний Буг

с.Олексіївка - вище за течією від міста

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 48 241 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 403 34,75 5,14 3,55 16,5Е+03 2010 449 28,25 11,38 * 4,46 * 15417 2011 401 38,75 9,63 * 7,13 * 15825 2012 420 31,75 9,38 * 7,25 * 16750 2013 310 31,5 10,1 6,4 15083 2014 370 26,8 10,6 8,8 17750 2015 300 22,3 10,9 9,0 12588 2016 300 22 4,0 3,7 12083 2017 350 19,8 2,2 1,8 12500

с.Бузьке - нижче за течією від міста

Точку введено з пуском енергоблока №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



ВП ЮУАЕС

Стор.126

Водойма Точка контролю Роки Сум. β-акт. 90Sr 137Cs 134Cs 3Н

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 313 45,2 4,53 3,35 18,2Е+03 2010 293 33,5 8,75 * 6,88 * 16667 2011 304 38,2 9,5 * 7,5 * 16333 2012 384 27,5 9,88 * 8,0 * 17917 2013 310 27,0 10,0 7,8 17333 2014 350 27 10,3 8,8 18,833 2015 280 22 9,6 8,8 15750 2016 220 23 4,2 3,6 12167 2017 310 20 2,2 1,8 13583

Ташлицьке водосховище

Акваторія водосховища-охолоджувача (середн. з 3-х точок)

1983 266 13 1984 390 4 7 <10 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 12,7Е+04 2010 502 31,5 8,38 * 6,4 * 13,8Е+04 2011 567 28 12,0 * 8,13 * 15,3Е+04 2012 536 34,75 11,25 * 8,0 * 16,9Е+04 2013 510 16,0 11,8 8,3 15,3Е+04 2014 500 36 10,8 8,3 140667 2015 430 20 9,3 8,5 101 778 2016 367 22 2,1 3,7 105639 2017 470 20 2,1 1,8 136389

Cкидна вода Скидні канали блоків 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



ВП ЮУАЕС

Стор.127

Водойма Точка контролю Роки Сум. β-акт. 90Sr 137Cs 134Cs 3Н

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 2010 616 35 9,5 6,9 13,6Е+04 2011 621 43,5 9,9 6,8 18,9Е+04 2012 582 41,1 9,6 6,9 17,3Е+04 2013 482 34,2 11,4 7,8 16,7Е+04 2014 490 33,5 10,4 8,2 155886 2015 400 22,1 9,9 7,0 107413 2016 480 21,8 5,0 3,2 112500 2017 600 22,5 2,2 2,0 140138

Примітка: 1. Якщо отримані значення вимірювань були менше МДА, то згідно з СОУ-Н ЯЕК 1.009:2008, значення приймалися рівними МДА/2; 2. * - значення наведені 0,5 МДА спектрометра під час вимірювання конкретної проби.

Малюнок 4.4.2.13 - Динаміка змін змісту радіонукліда 90Sr у воді р. Південний Буг у

контрольних точках

0

20

40

60

80

100

120

140Бк/м3

РокиОлексіївка Бугське



ВП ЮУАЕС

Стор.128

Малюнок 4.4.2.14 - Динаміка змін змісту радіонукліда 137Cs у воді р. Південний Буг у контрольних точках

На підставі наведених даних і з урахуванням викладеного можна зробити

наступні висновки: концентрації радіонуклідів 90Sr і 137Cs у водних об'єктах за час експлуатації ЮУАЕС не перевищували нормативних величин згідно з НРБУ-97 і знаходяться в діапазоні фонових значень від 4631 до 70,7 Бк/м3 на рік для 90Sr і від 1113 до 7,05,0 Бк/м3 на рік для 137Cs.

для цих радіонуклідів значення концентрації, заміряної до пуску

ЮУАЕС і в нинішній час, знаходяться практично на рівні значень, заміряних у перші роки експлуатації ЮУАЕС.

Контроль вмісту радіонуклідів у мережі тепло- та водопостачання У таблиці 4.4.2.7 наведено вміст радіонуклідів у гарячій і питній воді, що

надходить до системи водопостачання м. Южноукраїнська. Вміст тритію в питній воді значно нижче допустимого рівня (3*107 Бк/м3).

Вміст 137Cs і 134Cs у тепломережі знаходяться в межах мінімального детектуємого рівня.

0

50

100

150

200

250

30019

8319

8419

8519

8619

8719

8819

8919

9019

9119

9219

9319

9419

9519

9619

9719

9819

9920

0020

0120

0220

0320

0420

0520

0620

0720

0820

0920

1020

1120

1220

1320

1420

1520

1620

17

Бк/м3

РокиОлексіївка Бугське



Рік Максимально спостережена концентрація,

Бк/м3

ДР-2006, Бк/м3 для

питної води


Бк/м3

% Від допустимого значення за

НРБУ-97

137Cs р. П. Буг с.Олексіївка

1988 241 2000 1·105 0,241

90Sr р. П. Буг с.Бузьке 1990 119 2000 1·104 1,19

3Н Ташлик 2007 88·104 - 3·107 0,293



ВП ЮУАЕС

Стор.129

Таблиця 4.4.2.7 - Вміст радіонуклідів у системі тепло- та водопостачання м. Южноукраїнська, Бк/м3

Пункт контролю Рік Сумарна β-акт.

90Sr 137Cs 134Cs 3Н

Вода тепломережі (гаряче водопостачання -лабораторія ЗД)

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 2010 330 28 10,5 7,5 16,7Е+03 2011 320 30 11,0 7,5 27,3Е+03 2012 320 25 11,3 8,8 22,5Е+03 2013 350 29 9,8 8,5 20,5Е+03 2014 340 24 11,3 9,8 25,0 Е + 03 2015 290 13 10,5 8,5 15,7 Е + 03 2016 320 17 2,1 1,75 25,0 Е + 03 2017 360 24 2,1 1,78 14,5 Е + 03

Питна вода (лабораторія ЗД)

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



ВП ЮУАЕС

Стор.130

Пункт контролю Рік Сумарна β-акт.

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 11,0Е+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 2010 272 14,1Е+03 2011 270 14,2Е+03 2012 230 16,3Е+03 2013 240 15,0Е+03 2014 240 16,6Е + 03 2015 290 16,5Е + 03 2016 230 13,1Е + 03 2017 290 15,3Е + 03

На підставі наведених даних можна зробити наступний висновок: концентрації радіонуклідів 90Sr і 137Cs у мережі водо- та теплопостачання за час експлуатації ЮУАЕС не перевищували нормативних величин згідно з НРБУ-97.

для цих радіонуклідів значення концентрації, заміряної до пуску ЮУАЕС і в нинішній час, знаходяться практично на рівні значень, заміряних у перші роки експлуатації ЮУАЕС. Контроль води в свердловинах радіаційного контролю Радіаційний контроль за станом ґрунтових вод на території проммайданчика

ВП ЮУАЕС здійснювався щокварталу за допомогою мережі спостережних свердловин. Контроль ґрунтових вод проводився методом свердловинного відбору проб води та подальшого лабораторного аналізу. Через низьку питому активність


Пункт спостереж

ення

Рік Максимально спостережна

концентрація, Бк/м3

ДР-2006, Бк/м3 для

питної води


Бк/м3

% Від допустимого значення за

НРБУ-97 137Cs

мережа тепло-

постачання

1988

1991 44,4 2000 1*105 0,044

90Sr мережа тепло-

постачання 1988 37 2000 1*104 0,37

3Н мережа водо-

постачання 2008 22,0 * 103 - 3*107 0,0073



ВП ЮУАЕС

Стор.131

проб води її аналіз на вміст радіонуклідів стронцію та цезію передбачав попередню стадію іоннообмінного концентрування.

Середньорічні значення сумарної бета-активності та активності тритію в воді свердловин наведено в таблицях 4.4.2.7.1, 4.4.2.7.2. Сумарна бета-активність води в свердловинах становила 140 - 2390 Бк/м3. Така активність характерна для підземних і поверхневих вод регіону. Під час гамма-спектрометричного дослідження зазначених проб води штучних радіонуклідів не виявлено. Верхню межу значень сумарної бета-активності в пробах обумовлено збільшенням мінералізації води і, як наслідок, збільшення сумарної бета-активності, зумовленої природним радіонуклідом 40К.

Вимірювання активності тритію (3Н) проводилися на установці «Qvantulus» моделі з мінімально-детектуємою активністю 3,3 Бк на пробу. Спостереження за активністю тритію проводилися з періодичністю 1 раз на квартал. Підвищені значення тритію спостерігалися в свердловинах у районі розташування спецкорпусів 1, 2 і бризкальних басейнів відповідальних споживачів -8,6·106 Бк/м3. Ймовірною причиною зростання вмісту тритію в зазначених свердловинах є ремонт гідроізоляції на бризкальних басейнах системи технічного водопостачання відповідальних споживачів. Для встановлення причини зростання активності тритію у ВП ЮУАЕС ведуться додаткові дослідження.

Значення сумарної бета-активності та активності тритію в воді свердловин не перевищували значень, регламентованих НРБУ-97 для питної води -3·107 Бк/м3.



ВП ЮУАЕС

Стор.132

Таблиця 4.4.2.7.1 - Сумарна бета-активність води (Бк/м3) свердловин радіаційного контролю проммайданчика (свердловини радіаційного контролю ґрунтових вод I-ої черги)

№ Розташування свердловини

Середня бета-активність, Бк/м3 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

1 XCВ 270 500 440 250 310 250 220 270 240 290 360 550 570 620 600 530 670 560 330 350 2 XCВ 330 530 490 200 200 210 240 210 300 270 330 630 610 490 690 660 570 550 270 420 3 XCВ 390 580 360 240 180 610 520 140 270 380 380 300 290 440 500 490 350 290 450 370 4 XCВ 670 1400 330 320 220 230 170 160 240 310 320 450 580 640 540 510 610 510 310 410 5 XCВ 440 580 310 290 220 220 260 220 290 320 350 330 420 440 600 600 560 640 260 400 6 XCВ 400 580 350 470 220 220 160 230 210 290 390 290 610 720 620 640 630 520 430 450 7 XCВ 850 650 390 610 190 230 330 260 230 330 290 410 730 840 720 640 660 600 460 350 8 XCВ 400 1160 460 740 360 260 320 210 320 430 440 360 420 550 560 580 610 500 320 380 9 XCВ 510 630 430 620 310 380 180 220 250 430 350 290 390 470 590 650 550 460 320 350

10 XCВ 1100 730 390 440 430 260 390 370 610 560 580 470 380 470 650 620 620 740 300 560 11 XCВ 960 1300 570 510 440 470 490 320 390 430 450 540 540 610 680 600 520 440 400 410 12 XCВ 400 660 440 300 210 200 190 190 250 280 300 350 440 440 490 610 530 570 280 520 13 XCВ 790 710 380 370 230 220 350 260 250 360 360 490 470 640 630 570 640 410 330 420 14 XCВ 540 850 290 280 310 260 390 430 330 400 430 420 440 460 630 690 550 580 300 310 15 XCВ 760 960 230 280 250 350 270 320 450 440 480 580 510 560 650 590 610 510 270 630 16 XCВ 550 1030 710 600 650 560 550 480 490 530 550 590 690 790 680 750 600 530 540 290 17 XCВ 310 570 200 280 250 180 170 190 250 300 320 430 510 610 560 550 610 540 200 340 18 XCВ, машзала 460 1520 240 540 600 540 220 540 490 520 590 590 440 500 570 690 520 340 400 290 20 Спецкорпус 1130 1 290 580 670 520 290 360 380 510 640 610 620 370 510 580 690 570 570 360 500 21 Спецкорпус 570 1010 860 440 270 180 430 220 300 380 430 710 720 750 650 480 610 610 550 510 22 Спецкорпус 690 950 250 270 240 210 390 180 200 360 380 360 520 610 540 460 370 470 350 610 23 Спецкорпус 700 1 040 250 470 710 600 350 520 530 560 670 400 360 410 480 550 440 430 450 610 24 Спецкорпус 990 660 170 290 320 210 210 230 250 330 380 420 440 510 550 590 510 430 280 370 25 Спецкорпус 1510 1260 590 830 550 610 430 540 660 630 620 550 510 570 620 630 480 490 220 370 26 Спецкорпус 900 1420 400 310 490 570 510 суха суха суха суха суха суха суха суха суха суха 670 670 670 27 Спецкорпус 1260 650 350 350 330 480 300 300 360 440 420 490 590 590 580 540 660 600 470 440 28 Спецкорпус 670 1630 650 720 570 680 460 590 540 590 610 560 350 550 690 620 600 510 540 380



ВП ЮУАЕС

Стор.133

Продовження таблиці 4.4.2.7.1


Середня бета-активність, Бк/м3 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

29 Спецкорпус 910 930 210 280 суха 440 480 суха суха суха суха суха суха суха суха суха суха 690 690 690 30 Спецкорпус 430 190 260 460 680 770 780 970 850 780 880 770 650 660 720 650 580 700 870 870 31 Спецкорпус 1410 1360 940 650 600 290 400 380 470 520 510 530 560 590 580 640 510 520 280 500 32 Спецкорпус 460 2020 690 460 680 540 400 710 620 660 740 840 860 800 740 720 630 540 380 590 33 Спецкорпус 950 1100 320 330 350 200 380 270 320 340 460 630 620 510 590 350 560 400 320 34 Спецкорпус 1650 2000 570 770 440 470 220 270 400 480 610 690 690 600 650 580 630 390 420 35 Машзала 480 490 550 500 550 470 690 600 710 445 410 39 XCВ, машзала 790 1810 410 590 330 550 440 330 430 450 460 560 590 650 620 620 390 630 370 360 40 XCВ, машзала 1690 500 490 370 260 420 340 280 330 420 420 550 640 670 560 460 570 420 450 350 41 XCВ, машзала 2390 1750 730 720 540 430 410 360 470 530 640 630 590 610 580 530 430 380 240 320 45 XCВ, машзала 280 1200 380 450 650 680 580 480 0 620 540 630 600 610 530 540 510 510 390 340 47 XCВ, машзала 1390 560 200 180 170 260 280 200 220 240 280 380 450 490 550 630 500 330 370 450 48 XCВ, машзала 710 950 350 510 400 180 150 310 240 270 330 410 360 410 450 510 420 460 340 560 49 XCВ, машзала 830 520 210 470 300 370 270 320 340 420 390 500 460 540 490 580 560 390 330 300 50 XCВ, машзала 760 680 260 290 240 360 270 220 240 310 330 430 480 530 470 530 590 390 360 370 51 XCВ, машзала 750 1100 340 490 440 310 210 290 330 400 360 510 530 600 630 690 560 470 440 400 52 XCВ, машзала 390 780 310 390 240 250 180 170 210 220 240 390 460 480 480 620 340 360 400 410 53 XCВ, машзала 520 790 190 260 370 250 210 170 200 250 250 380 480 530 500 590 450 540 370 330 60 Спецкорпус 450 460 160 170 260 260 170 180 230 260 450 470 510 560 530 460 470 460 270 250 61 Спецкорпус 980 590 190 310 310 310 240 300 340 430 400 440 430 480 560 640 520 490 490 420 62 Спецкорпус 510 770 300 180 360 340 200 400 350 440 440 650 600 660 610 600 390 500 340 590 70б Бризк.басейн 440 850 220 360 380 190 240 240 390 380 540 860 суха суха суха суха суха суха суха суха 68б Бризк.басейн 1530 1 610 400 580 620 460 210 680 610 620 660 450 490 550 630 540 590 суха 240 240 63б Бризк.басейн 600 520 240 350 260 450 340 340 510 540 610 520 600 650 660 710 710 530 280 390 57б Бризк.басейн 630 630 250 580 270 210 170 580 350 360 380 210 490 610 620 530 590 500 330 420 55б Бризк.басейн 690 540 230 390 380 500 330 460 550 470 610 640 суха суха суха



ВП ЮУАЕС

Стор.134

Таблиця 4.4.2.7.2 - Актівність тритію (кБк/м3) у воді свердловин радіаційного контролю проммайданчика (cкважини радіаційного контролю ґрунтових вод I-ої черги)


Концентрація 3Н, кБк/м3 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

1 XCВ 10 18 20 38 64 44 37 52 53 34 63 52 71 151 79 88 75 85 2043 2 XCВ 20 23 29 44 63 64 45 30 33 28 47 59 118 105 99 111 82 87 1049 3 XCВ 27 25 32 38 44 58 45 38 70 76 75 53 69 95 96 126 101 129 1206 4 XCВ 9 16 14 35 31 44 34 33 32 36 41 57 62 68 70 135 64 50 2002 5 XCВ 21 31 35 33 43 39 44 28 33 28 48 51 84 80 108 88 88 147 1087 6 XCВ 33 51 46 31 60 41 53 38 46 62 85 356 528 645 876 798 1 433 2508 1742 7 XCВ 25 32 37 33 60 51 50 44 41 60 50 144 169 161 161 744 271 803 1 694 8 XCВ 37 141 76 65 685 293 154 57 55 52 91 97 216 201 254 168 906 3255 3679 9 XCВ 24 99 109 89 605 133 85 35 59 70 87 1674 358 456 4414 712 1507 2765 1937 10 XCВ 31 32 25 29 46 39 26 20 17 21 29 43 43 52 119 67 547 3316 2142 11 XCВ 23 26 29 29 35 60 24 11 17 33 32 28 26 34 584 85 856 1332 1437 12 XCВ 15 21 21 23 30 25 27 25 20 23 37 40 44 49 43 57 79 134 2485 13 XCВ 16 24 18 34 30 41 30 41 42 27 39 48 50 60 87 75 616 109 1937 14 XCВ 13 31 27 21 30 22 34 23 31 34 38 44 53 66 83 78 583 1361 796 15 XCВ 12 19 18 24 57 49 73 79 102 68 161 147 185 168 153 135 162 85 1045 16 XCВ 60 28 21 22 26 23 31 15 25 30 29 43 72 91 171 216 127 648 311 17 XCВ 13 19 17 32 50 39 44 42 46 56 48 67 72 64 274 163 62 74 1573 18 XCВ, машзала 39 23 23 40 31 30 31 29 29 28 28 31 36 37 35 30 57 34 33 20 Спецкорпус 5866 1971 1725 1641 1207 1304 1817 1386 1172 1121 2573 3229 2405 1666 2114 1852 1340 1832 1088 21 Спецкорпус 8249 1476 1113 1849 1609 1696 1794 1621 1682 1152 1443 2071 1526 1234 1477 1250 919 1211 1057 22 Спецкорпус 682 324 227 336 544 368 1 043 710 697 546 1289 1478 1302 1323 1025 995 867 581 745 23 Спецкорпус 77 223 289 417 338 225 368 426 320 346 165 48 69 74 73 353 304 523 669 24 Спецкорпус 505 366 325 419 332 153 375 356 308 335 406 279 222 311 583 351 184 376 241 25 Спецкорпус 648 745 299 353 356 468 1109 1852 913 1146 955 583 622 921 928 631 369 607 502 26 Спецкорпус 275 281 119 62 706 13 суха суха суха суха суха суха суха суха суха суха 399 399 399 27 Спецкорпус 111 89 73 64 75 42 66 74 66 67 118 135 137 133 129 471 263 312 332 28 Спецкорпус 5416 1152 2108 2148 752 926 1244 1002 812 413 1165 1514 1 163 1046 1 846 2877 2208 3820 3592

Продовження таблиці 4.4.2.7.2



ВП ЮУАЕС

Стор.135


Концентрація 3Н, кБк/м3 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

29 Спецкорпус 2676 1753 520 суха 273 54 суха суха суха суха суха суха суха суха суха суха 692 692 692 30 Спецкорпус 105 71 258 377 225 120 104 87 100 108 94 111 120 94 296 1050 259 143 143 31 Спецкорпус 91 58 404 661 685 1508 1 519 1123 1162 861 645 761 676 553 645 708 594 589 977 32 Спецкорпус 1 594 1 594 192 267 280 266 221 204 238 248 299 312 334 636 378 303 262 212 759 33 Спецкорпус 68 51 243 15 100 27 20 0 34 47 46 50 51 47 39 86 143 127 706 34 Спецкорпус 139 79 59 35 34 67 40 0 72 50 55 477 550 798 860 770 416 545 503 35 Машзала 0 0 0 0 0 0 0 0 131 85 72 168 160 175 167 242 172 163 507 39 XCВ, машзала 95 73 71 75 160 91 100 123 87 79 107 77 74 86 116 157 102 115 2504 40 XCВ, машзала 126 59 45 32 48 72 63 67 71 60 56 58 59 54 48 57 79 107 402 41 XCВ, машзала 145 201 130 72 82 122 107 114 107 88 88 64 86 134 216 206 93 142 410 45 XCВ, машзала 120 92 0 51 83 98 71 0 72 79 90 163 172 180 218 280 104 143 137 47 XCВ, машзала 58 36 94 129 164 243 284 275 271 241 259 141 132 121 116 77 126 62 55 48 XCВ, машзала 170 89 158 151 149 145 254 164 168 145 156 124 117 102 88 639 117 81 45 49 XCВ, машзала 448 388 42 320 348 382 336 362 354 272 220 152 171 190 215 216 156 217 226 50 XCВ, машзала 1157 1073 152 648 713 675 555 531 543 392 389 329 252 279 331 313 178 232 352 51 XCВ, машзала 549 509 405 336 286 239 160 162 159 106 103 91 112 144 238 326 152 278 285 52 XCВ, машзала 52 38 50 59 69 58 43 43 47 59 63 57 54 67 64 56 42 41 228 53 XCВ, машзала 49 34 37 39 76 65 110 67 64 36 54 92 99 93 76 65 56 36 111 60 Спецкорпус 21 16 20 38 40 44 32 51 49 47 31 37 44 43 54 42 69 65 48 61 Спецкорпус 116 97 67 74 60 38 55 59 53 43 50 54 53 54 52 77 79 48 36 62 Спецкорпус 697 40 79 196 381 763 483 443 375 314 307 1246 1885 1790 1514 6310 3634 1 821 1 519

70б Бризк. басейн 45 39 40 62 126 167 50 35 36 54 2561 суха суха суха суха суха суха суха суха 68б Бризк. басейн 12 27 29 45 51 83 30 29 27 32 67 87 124 122 385 1877 суха 730 730 63б Бризк. басейн 545 117 280 58 68 54 30 33 30 80 801 890 964 1160 3318 1489 4405 1268 2079 57б Бризк. басейн 2420 1281 1238 79 218 190 75 84 71 90 182 190 189 190 1060 479 1605 318 2365 55б Бризк. басейн 166 469 3692 1622 1524 2183 8671 6856 5951 4885 3787 3847 суха суха суха



ВП ЮУАЕС

Стор.136

Контроль вмісту радіонуклідів в донних відкладеннях і водоростях Накопичення радіонуклідів у донних відкладеннях значною мірою визначається

дисперсністю відкладень і вмістом в них органічних речовин. Зростання концентрацій у донних відкладеннях пояснюється акумулятивними властивостями мулів. У той же час слід зазначити, що значення радіонуклідів у донних відкладеннях річки Південний Буг і Ташлицького водосховища кореспондуються з їх «фоновими» характеристиками (таблиці 4.4.1.6 і 4.4.1.8). У таблиці 4.4.2.8 наведено середні значення вмісту 90Sr і 137Cs у донних відкладеннях і водоростях річки Південний Буг у порівнянні з «нульовим фоном» (за період 1979-1980 рр.) і за період спостережень 1983-2009 рр., у Бк/кг сирої ваги. Таблиця 4.4.2.8 - Середні значення вмісту радіонуклідів у донних відкладеннях і водоростях р.Південний Буг. Період спостережень 1983-2017 рр.

Точка контролю Радіонуклід Донні відкладення, Бк/кг

Водорості, Бк/кг

Спостереження 1979-1980 рр. ( «нульовий фон») с. Олексіївка - вище 90Sr 2,09 7,93

за течією річки 137Cs 2,97 2,41

с. Бузьке - нижче за 90Sr 2,38 4,63 течією річки 137Cs 3,07 1,19

Середнє значення за період спостереження 1983-2017 рр. 1985-2005 рр.

с. Олексіївка - вище 90Sr 5,67 3,97 за течією річки 137Cs 19,63 8,1

с. Бузьке - нижче за 90Sr 3,24 2,98

течією річки 137Cs 13,45 4,60

Вміст радіонуклідів у водоростях і донних відкладеннях району розташування ВП ЮУАЕС за період спостережень 1984-2017 рр. представлено в таблицях 4.4.2.9 і 4.4.2.10.



ВП ЮУАЕС

Стор.137

Таблиця 4.4.2.9 - Вміст радіонуклідів у водоростях, Бк/кг

Пункт контролю Рік 90Sr 137Cs Пункт контролю Рік 90Sr 137Cs

Річка Південний Буг

1985 0,66 3-й біоставок ОСГПК (скидання 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 2010 0,64 0,915 2010 - - 2011 0,73 2,08 2011 - - 2012 0,49 0,57 2012 - - 2013 1,47 0,55 2013 - - 2014 2,1 0,21 2014 - - 2015 1,1 0,32 2015 - - 2016 0,64 0,14 2016 - - 2017 0,6 0,12 2017 - -



ТОВ «ВП ЮУАЕС

Стор.138

Таблиця 4.4.2.10 - Вміст радіонуклідів у донних відкладеннях району розташування ВП ЮУАЕС за 1983-2017 рр., Бк/кг


Радіонуклід 90Sr

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 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 р. Південний Буг (с. Олексіївка) 8,51 1,11 7,4 4,81 2,99 4,44 2,41 15,2 4,78 6,2 13,4 1,89 2,65 6,40 4,51 5,59 4,59 5,33 3,71 2,4 3,01 3,51

р. Південний Буг (с.Бузьке) 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 3,85 4,51 5,22 3,68 3,89 2,54 2,89 3,87

Ташлицьке водосховище: - верхів’я (Арбузинський міст)

6,29 1,63 0,09 6,29 11,1 7,03 11,5 5,55 5,55 2,78 5,6 7,4 4,5 3,9 7,5 0,89 8,14 6,70 4,11 7,84 7,73 4,33 3,52 2,09 2,38 3,54

- скидання термальних вод

0,93 3,37 6,29 2,96 10,8 5,55 2,59 9,25 4,81 1,03 9,0 7,6 5,6 5 0,48 4,70 2,07 7,47 6,40 4,04 3,38 3,65 3,02 2,78 3,64

- біля греблі 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 6,99 5,92 2,36 2,30 3,51 2,87 2,94 3,64



Радіонуклід 137Cs

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 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 р. Південний Буг (с. Олексіївка) 188 30,7 48,1 10,4 3,55 5,42 9,43 14,5 6,39 7,19 1,07 1,87 0,48 2,27 2,95 0,59 0,64 0,79 0,49 0,18 3,79

р. Південний Буг (с.Бузьке) 37,0 34,8 8,03 25,9 3,7 24,8 12,9 17,8 9,43 10,8 3,04 2,21 0,95 7,89 25,1 3,49 0,87 0,75 0,41 1,13 2,84


77,7 40,3 11,7 4,44 33,3 37,7 2,22 3,56 11,3 12,2 4,91 7,29 7,15 11,9 11,0 4,14 1,90 4,26 14,8 3,88 5,08 9,15 5,38 0,43 0,17 5,16

- скидання термальних вод 7,77 12,6 25,0 28,9 13,3 13,7 9,36 16,3 1,12 1,06 11,8 11,8 6,12 7,81 9,25 3,14 2,78 4,41 6,31 8,13 10,4 6,59 3,1 2,07 4,22

- біля греблі 2,89 8,88 25,2 1,11 11,0 37,7 38,1 14,1 8,14 13,3 18,1 7,73 9,97 24,3 6,52 7,39 16,7 16,0 4,49 0,23 6,67 3,49 4,45 3,29 4,7 3,06 0,16 2,9




Стор.139



Радіонуклід 134Cs

1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 р. Південний Буг (с. Олексіївка) 3,74 7,77 0,74 0,15 0,85 0,36 0,18 0,27 0,47 0,17 0,07 0,15 0,41 0,32 0,27 0,34 0,37 0,46 0,38 0,15 0,105

р. Південний Буг (с.Бузьке) 2,78 5,92 0,37 0,74 0,18 0,16 0,37 0,29 0,05 0,17 0,26 0,27 0,36 0,27 0,35 0,42 0,26 0,15 0,106


69, 6 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 0,35 2,65 0,31 0,75 0,66 0,62 0,36 0,35 0,29 0,39 0,36 0,14 0,108

- скидання термальних 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 0,27 0,26 0,28 0,20 0,43 0,34 0,43 0,37 0,29 0,36 0,65 1,53 0,096

- біля греблі 2,18 1,96 4,59 2,96 0,74 0,37 0,48 14,3 0,56 1,60 0,42 2,78 0,35 0,89 0,33 0,31 0,22 0,46 0,31 0,48 0,32 0,30 0,29 0,31 0,14 0,12


Радіонуклід 60Co

1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

р. Південний Буг (с. Олексіївка) 0,22 0,15 0,7 0,39 0,19 0,26 0,41 0,15 0,09 0,23 0,43 0,41 0,31 0,41 0,30 0,38 0,49 0,16 0,10

р. Південний Буг (с.Бузьке) 0,15 0,79 0,20 0,14 0,36 0,16 0,06 0,22 0,27 0,33 0,38 0,29 0,41 0,44 0,32 0,16 0,12

Ташлицьке водосховище:

- верхів’я (Арбузинський міст)

2,81 1,48 3,33 2,78 0,56 1,85 0,94 0,43 0,26 0,88 0,34 0,33 0,32 0,3 0,18 0,57 0,88 0,45 0,41 0,46 0,41 0,42 0,14 0,085

- скидання термальних 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 2,77 0,38 0,31 0,42 0,75 0,65 0,45 0,50 0,41 0,32 0,08 0,087

- біля греблі 2,59 1,11 0,71 0,52 2,59 0,59 3,33 0,50 4,99 1,89 2,32 1,88 0,34 0,50 0,86 0,73 0,62 0,49 0,48 0,45 0,44 0,14 0,12




Стор.140



Радіонуклід 54Mn

1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

р. Південний Буг (с. Олексіївка) 0,93 0,19 0,15 0,52 0,36 0,18 0,26 0,36 0,07 0,13 0,22 0,43 0,41 0,37 0,32 0,33 0,41 0,32 0,14 0,095

р. Південний Буг (с.Бузьке) 0,07 0,76 0,19 0,14 0,37 0,16 0,16 0,23 0,21 0,32 0,32 0,27 0,36 0,64 0,19 0,15 0,11

Ташлицьке водосховище:

- верхів’я (Арбузинський міст)

5,18 1,11 0,37 0,19 0,93 0,59 0,37 0,19 0,18 0,32 0,30 0,42 0,29 0,14 0,26 0,46 0,42 0,44 0,21 0,33 0,32 0,14 0,095

- скидання термальних вод 0,29 1,85 1,11 0,22 0,32 1,67 0,49 0,24 0,21 0,33 0,42 0,40 0,31 0,29 0,21 0,30 0,35 0,64 0,24 0,33 0,42 0,39 0,11 0,088

- біля греблі 0,74 0,41 0,65 4,26 0,45 1,54 0,44 0,37 0,30 0,30 0,31 0,29 0,25 0,29 0,22 0,43 0,29 0,37 0,39 0,32 0,13 0,15

Примітка: якщо значення вимірювань були менше МДА, то згідноз СОУ-Н ЯЕК1.009: 2008, значення приймалися рівними МДА/2.




Стор.141

Контроль вмісту радіонуклідів у грунті та рослинності Дані про вміст радіонуклідів у пробах ґрунту та рослинності в зоні

спостереження ВП ЮУАЕС наведено в таблицях 4.4.2.11 і 4.4.2.12. Відбір грунту в пунктах постійного спостереження проводився одночасно з відбором проб трав’янистої рослинності. Вміст радіонуклідів у грунті та рослинності визначалося, в основному, радіонуклідами глобального походження: 90Sr і 137Cs; низький рівень викидів (нижче МДА вимірювань) не дозволяє часто виявити радіонукліди станційного походження. Вміст 90Sr рівномірно в усіх зонах за віддаленістю від АЕС, що підтверджує дуже низький рівень викиду 90Sr у довкілля об'єктами ВП ЮУАЕС. Внесок, пов'язаний з експлуатацією об'єктів ВП ЮУАЕС, у радіоактивне забруднення грунту та рослинності значно нижче значень, регламентованих НРБУ-97. Таблиця 4.4.2.11 - Питома активність радіонуклідів у пробах грунту та рослинності в зоні спостереження ВП ЮУАЕС у 1999-2017 рр.

Місце відбору Грунт, кБк/м2 Рослинність, Бк/кг 137Cs 90Sr 40K 137Cs 90Sr 40K

с. Панкратове 0,3 27,1 24 530 м.Южноукраїнськ 0,48÷0,43 0,12 28,6÷15,8 19÷0,63 3,2 680÷195 смт Костянтинівка 0,36÷0,17

30,8÷16,4 32÷0,66

380÷238

с.Агрономія 0,32÷0,48 0,38 26,1÷23,1 10÷0,48 5,5 690÷234 с.Бузьке 0,30÷0,12 26,9÷15,8 31÷1,05 990÷202 с.Богданівка 0,46÷0,18 0,28 30,7÷17,6 13÷0,51 3,7 420÷267 с.Виноградний Сад 0,35 27,1 35 780




Стор.142

Таблиця 4.4.2.12 - Вміст радіонуклідів у грунті та рослинності району розташування ВП ЮУАЕС за 1983-2017 рр., Бк/кг Радіус, пункт

спостереження Грунт, 90Sr

1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 0-й радіус 7,44 5,77 4,66 8,88 2,99 12,21 4,81 5,55 14,43 13,69 13,8 1-й радіус 4,19 5,33 17,87 12,21 5,99 3,26 10,55 4,07 7,77 12,95 5,18 9,1 2-й радіус 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 3-й радіус 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 4-й радіус 4,13 9,21 11,66 18,87 3,89 3,63 12,95 11,1 7,77 8,51 19,98 11,9

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 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017

0-й радіус 9,2 13,80 10,03 5,15 3,40 9,04 16,30 6,07 3,70 1,63 5,33 7,88 8,75 8,75 0,45 0,54 0,51 1-й радіус 8,3 7,10 5,80 13,10 6,79 6,66 5,85 9,62 5,07 1,74 9,10 7,29 1,89 11,67 0,45 0,68 0,55 2-й радіус 6,8 6,60 6,14 4,30 13,43 11,66 9,36 13,8 9,75 3,19 7,33 11,95 9,2 9,09 0,60 0,49 0,42 3-й радіус 5,1 8,70 10,40 6,29 7,44 15,96 3,92 9,44 13,0 14,58 10,18 5,48 3,61 3,47 0,66 0,52 0,46 4-й радіус 5,8 5,70 8,03 7,90 5,48 13,91 8,20 11,14 8,0 2,26 12,10 10,47 6,32 11,79 1,03 0,44 0,76

с.Рябоконево 6,0 10,60 8,50 10,14 8,03 12,80 11,20 7,44 11,0 10,03 5,55 5,07 4,83 5,42 0,83 0,49 0,63 Радіус, пункт

спостереження Грунт, 137Cs

1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 0-й радіус 87,69 49,56 19,32 34,15 6,89 17,12 14,62 139,2 40,41 1,68 8,85 1-й радіус 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 2-й радіус 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 3-й радіус 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 4-й радіус 122,1 78,29 100,2 75,18 14,8 51,25 61,86 85,35 17,76 12,08 17,94

с.Рябоконево 41,96 106,3 40,52 4,63 6,66 37,37 18,13 5,51 13,21 15,91 29,51 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017


с.Рябоконево 5,43 15,58 18,17 4,31 0,87 12,87 26,71 6,77 6,58 7,74 24,35 6,12 7,42 8,88 15,53 8,4 10,91




Стор.143


Радіус, пункт спостереження

Рослинність, 90Sr 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000

0-й радіус 0,63 1,41 0,44 0,59 5,98 0,76 1,37 0,37 0,26 0,41 0,39 1-й радіус 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-й радіус 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 3-й радіус 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 4-й радіус 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 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

2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 0-й радіус 0,34 0,44 0,52 0,67 0,32 1,44 0,30 0,67 0,11 0,10 0,86 0,43 0,30 0,75 0,35 0,35 0,174 1-й радіус 2,2 0,81 0,27 0,49 0,43 0,21 0,28 0,41 0,21 0,34 1,05 0,31 0,93 0,59 0,41 0,36 0,157 2-й радіус 0,96 0,78 0,59 0,64 0,80 1,10 0,48 0,30 0,49 0,25 0,23 0,57 0,43 0,5 0,37 0,34 0,186 3-й радіус 3,5 0,48 0,85 0,45 0,34 0,71 0,26 0,48 0,30 0,096 0,64 0,26 0,44 0,44 0,41 0,40 0,201 4-й радіус 0,49 1,11 0,59 0,79 0,73 0,84 0,70 0,47 0,67 0,32 0,74 0,39 0,61 0,37 0,33 0,32 0,213

с.Рябоконево 1,6 0,89 0,44 1,11 0,62 1,11 0,78 0,89 0,41 0,27 0,68 0,41 0,61 0,32 0,26 0,30 0,210 Радіус, пункт

спостереження Рослинність, 137Cs

1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 0-й радіус 6,33 0,54 3,25 2,57 4,81 1,92 3,52 1,04 1,59 61,29 0,77 1-й радіус 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 2-й радіус 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 3-й радіус 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 4-й радіус 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

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 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017


с.Рябоконево 0,38 2,05 21,35 28,02 4,25 0,52 0,42 0,38 0,39 0,39 0,94 0,82 0,45 0,48 0,53 0,27 0,26




Стор.144

Контроль вмісту радіонуклідів у сільськогосподарській продукції Вміст радіонуклідів у сільськогосподарській продукції досліджувався для проб

злаків, молока, картоплі та цибулі, відібраних на фермах і в населених пунктах, розташованих у зоні спостереження ВП ЮУАЕС: смт Арбузинка, смт Костянтинівка, с. Бузьке, с. Рябоконево (контрольний пост).

У таблиці 4.4.2.13 наведено зміст радіонукліда 137Cs у харчових продуктах району розташування ВП ЮУАЕС за 2016 і 2017 рр. Як випливає з таблиці, вміст радіонукліда 137Cs у досліджуваних продуктах не перевищує 0,56% допустимих рівнів вмісту в харчових продуктах, що регламентуються нормативним документом «Допустимі рівні вмісту радіонуклідів 137Cs і 90Sr у продуктах харчування та пітній воді» (ДР-2006), затвердженим наказом МОЗ України від 03.05.2006 № 256.

Таблиця 4.4.2.13 - Зміст радіонукліда137Cs у харчових продуктах району розташування ВП ЮУАЕС за 2016 і 2017 рр.


Харчовий продукт

Концентрація радіонукліда 137Cs*, Бк/кг Примітка 2016 р 2017р.

смт Арбузинка (А)

Злаки 0,089 0,185 Згідно ДР-2006 від 03.05.2006 р. допустимий рівень вмісту Cs-137 у харчових продуктах становить: у злаках - 50 Бк/кг; у молоці - 100 Бк/кг; у картоплі - 60 Бк/кг; у цибулі - 40 Бк/кг.

Молоко 0,096 0,097 Картопля 0,076 0,221 Цибуля 0,102 0,223

с. Костянтинівка

Злаки 0,085 0,158 Молоко 0,078 0,088 Картопля 0,113 0,185 Цибуля 0,125 0,181

с. Бузьке


с. Рябоконево (контрольний пост)


Примітка: * - значення наведено 0,5 МДА спектрометра під час вимірювання конкретної проби

4.4.4.3 Інформування громадськості У ВП ЮУАЕС інформування громадськості здійснює структурний підрозділ

Управління інформації та громадських зв'язків (УІГЗ), воно включає в себе редакції телебачення, газети «Енергетик», місцевого радіомовлення та групу зв'язків з засобами масової інформації та громадськістю.

У своїй роботі персонал УІГЗ керується: Законом України «Про інформацію» № 2657-ХІІ від 02.10.1992 р; Законом України «Про інформаційні агентства», № 74/95-ВР від

28.02.1995 р.; Законом України «Про використання ядерної енергії та радіаційну

безпеку» № 39/95-ВР від 08.02.1995 р.; Законом України «Про поводження з радіоактивними відходами»

№255/95-ВР від 30.06.1995 р.




Стор.145

До основних завдань УІГЗ відноситься: інформування за допомогою відомчих, галузевих, районних, обласних

засобів масової інформації працівників ВП ЮУАЕС, населення Миколаївської області та м. Миколаєв, органів державного управління та громадських організацій про стан атомної енергетики України, про результати роботи ВП ЮУАЕС;

ведення роз'яснювальної роботи з питань розвитку ядерної енергетики в Україні шляхом організації щотижневих випусків газети «Енергетик», програм телебачення та радіомовлення;

проведення інформаційно-роз'яснювальної роботи з населенням, засобами масової інформації, громадськістю в частині радіаційної безпеки та екологічної чистоти об'єктів ядерної енергетики.

Для здійснення поставлених завдань УІГЗ виконує наступні функції: розробляє щоквартальні та річні плани заходів щодо формування

об'єктивної громадської думки про ядерну енергетику, роботу атомних станцій України, ВП ЮУАЕС;

розробляє річний кошторис витрат за статтею «Інформаційна підтримка діяльності ВП ЮУАЕС і зв'язок з громадськістю», що забезпечує фінансування під час виконання основних завдань УІГЗ;

організовує та проводить «круглі столи» та прес-конференції для ЗМІ, екологічних організацій, депутатів, представників районних і обласних держадміністрацій і т.п.;

організовує та проводить екскурсії інформаційно-культурним центром «Імпульс», ВП ЮУАЕС і об'єктами гідрокомплексу для різних груп населення, державних і громадських організацій, навчальних закладів;

забезпечує персонал ВП ЮУАЕС, ЗМІ, жителів м. Южноукраїнська, районів 30-ти кілометрової зони, м. Миколаєва та області інформаційними матеріалами про роботу ВП ЮУАЕС за допомогою:

а) підготовки та розсилки в ЗМІ, державні та громадські організації щомісячних, щотижневих, а також оперативних (при виникненні позаштатних ситуацій) інформаційних повідомлень про роботу ВП ЮУАЕС; б) підготовки до випуску, тиражування та розсилання щомісячного інформаційного бюлетеня «Прес-факт»; в) оформлення інформаційного стенду на території ВП ЮУАЕС і наочної інформації в приміщеннях інформаційно-культурного центру «Імпульс»; організовує взаємодію з засобами масової інформації з метою публікації

позитивних інформаційних матеріалів про результати роботи ВП ЮУАЕС, про стан ядерної енергетики України та світу, переваги цього виду енергетики.

Схему передачі інформації для громадськості в умовах нормальної

експлуатації ВП ЮУАЕС зображено на малюнку 4.4.4.1, а основні її споживачі - в таблиці 4.4.4.1.




Стор.146

Малюнок 4.4.4.1 - Схема передачі інформації для громадськості в умовах нормальної

експлуатації Таблиця 4.4.4.1 - Основні споживачі інформації для громадськості

Споживачі інформації Кількість Друковані ЗМІ 41 Органи самоврядування 58 Електронні ЗМІ 15 Інформаційні агенції 6 Служби МНС 3 Інші 52 Всього 175

Схему передачі інформації для громадськості в умовах радіаційно-ядерної

аварії зображено на малюнку 4.4.4.2.




Стор.147

Малюнок 4.4.4.2 - Схема передачі інформації для громадськості в умовах радіаційно-

ядерної аварії Більш детальну інформацію про те, як відбувається інформування громадськості

в умовах радіаційно-ядерної аварії, описано в главі ЗППБ ФБ-13 «Аварійна готовність та планування». 4.4.5 Висновки

Аналіз результатів багаторічних спостережень за радіаційною обстановкою в районі розташування Южно-Української атомної електростанції свідчить про наступне:

Заходи щодо обмеження потужності викидів у атмосферу, вжиті під час проектування, та їх суворий контроль під час роботи АЕС, а також експлуатація спеціальних очисних пристроїв (СВО і СГО) у проектному режимі, забезпечують дотримання вимог санітарних правил експлуатації станції. За час роботи ЮУАЕС у нормальному експлуатаційному режимі випадків перевищення потужності викидів у атмосферу над допустимими рівнями не виявлено, а аналіз роботи станції за останні п'ятнадцять років не виявляє перевищень і адміністративно-технологічних рівнів.

Вміст радіонуклідів у водних об'єктах району розташування ВП ЮУАЕС нижче значень, регламентованих НРБУ-97 і встановлених рівнів допустимих скидів для атомних станцій, що підтверджується дослідженнями скидів у водосховищі-охолоджувачі об'єктами АЕС і скидів (продувні води) в річку Південний Буг. Природоохоронне законодавство України дотримується, негативний вплив продувочних вод АЕС на річку Південний Буг не виявлено.

Згідно з таблицею 4.2.1.5, максимальні значення показника, що характеризує викиди радіонуклідів у атмосферу, Крна,% за період з 2002 р по 2017 р. склали:

за таким параметром, як ІРГ у 2003 р. Крна ІРГ=0,39% (середньодобовий викид ІРГ=177,04 ГБк/добу, при А-ТР ІРГ (1-ї черги)=800 ГБк/добу, а допустимий рівень викиду для ВП ЮУАЕС ГВ ІРГ=45 000 ГБк/добу);

для ДЖН у 2002 р. Крна ДЖН=0,075% (середньодобовий викид ДЖН=566,23 кБк/добу при А-ТР ДЖН (1-ї черги)=1500 кБк/добу, а допустимий рівень викиду для ВП ЮУАЕС ГВ ДЖН=750 000 кБк/добу);




Стор.148

для 131I в 2003 р. Крна 131I=0,092% (середньодобовий викид 131I =3573,31 кБк/добу, при А-ТР 131I (1-ї черги)=10000 кБк/добу, а допустимий рівень викиду для ВП ЮУАЕС ГВ 131I=3 900 000 кБк/добу).

Згідно з таблицею 4.2.2.5, максімальні значення показника, що характеризує

скиди радіонуклідів у водні об'єкти, Крнв,% за період з 2002 по 2017 рр. склали: за таким параметром як 137Cs в 2013 р. Крнв-137Cs=0,36% (річне

скидання 137Cs=57,7 МБк/рік, при А-ТР 137Cs (чинним з 2007 р).=152 МБк/рік, а допустимий рівень скидання для ВП ЮУАЕС (ЛСi 137Cs= 6 ГБк/рік);

для 3H в 2004 р. Крнв 3H=5,73% (середньодобовий скид 3H=6882 ГБк/рік, при А-ТР 3H (діє з 2007р.) = 6400 ГБк/рік, А-ТР 3H, чинним у 2004-2006 рр., = 12000 кБк/добу), а допустимий рівень скидання для ВП ЮУАЕС, чинний з 2007 р, ЛСi 3H = 120 000 ГБК/рік);

Отже можна зробити висновок, що за останні 15 років (2002-2017 рр.) не було зафіксовано перевищення значень не лише допустимих рівнів, а й адміністративно-технологічних і контрольних рівнів викидів та скидів.

Значення середньорічної потужності дози в зоні спостереження не перевищують значень потужності дози, виміряних до пуску першого блока ВП ЮУАЕС, і знаходяться на рівні «фонових» значень у межах від 7 до 19 мкР/год., заміряних до пуску ЮУАЕС, і значно нижче допустимих значень за НРБУ-97. Середнє значення потужності дози гамма-випромінювання за 35 років експлуатації ВП ЮУАЕС щодо зони спостереження складає від 12,5 до 15,0 мкР/год.

Потужність експозиційної дози гамма-випромінювання в межах зони спостереження ВП ЮУАЕС протягом періоду експлуатації (за винятком періоду аварії на Чорнобильській АЕС) перебувала на рівні «фонових» значень, характерних для цієї місцевості.

Інтегральні дози в контрольних точках на проммайданчику ВП ЮУАЕС, в санітарно-захисній зоні та зоні спостереження не перевищували середньостатистичних значень для цього регіону.

Оскільки викиди радіонуклідів станційного походження часто знаходяться нижче МДА вимірювань, то система РК не завжди здатна виявити вплив ВП ЮУАЕС на навколишнє середовище. Радіоактивні випадіння з атмосферного повітря в контрольованих пунктах району розташування ВП ЮУАЕС обумовлені, в основному, глобальними випадіннями та незначними викидами АЕС, за винятком даних, заміряних у 1986 році, і мають безпосереднє відношення до подій на Чорнобильській АЕС [16].

У період з січня по 26 квітня 1986 роки значення потужності дози в районі розташування ВП ЮУАЕС знаходилися в межах від 11 до 17 мкР/год.; у період травень-червень значення потужності дози в зоні спостереження досягали величин від 46 до 82 мкР/год.; у період липень-жовтень потужність дози знизилася до 22-27 мкР/год. і лише в листопаді-грудні 1986 року встановилася на значеннях 12-17 мкР/год.

На тлі глобальних випадінь внесок ВП ЮУАЕС у забруднення водних об'єктів, ґрунтового та рослинного покриву довгоживучими радіонуклідами не виявлено. Вміст радіонуклідів у грунті, воді природних джерел і свердловин радіаційного контролю, рослинного покриву знаходився на рівні «нульового фону» теріторії, що розглядається.

Дані про вміст радіонуклідів у пробах повітря, атмосферних випадінь, водних об'єктах, грунті та рослинності в зоні спостереження ВП ЮУАЕС, які наведено в




Стор.149

таблицях вище, також дозволяють зробити висновок про те, що концентрації радіонуклідів 90Sr, 137Cs, 134C, 60Co, 54Mn знаходяться на рівні значень, заміряних до пуску ЮУАЕС у експлуатацію.

Таким чином можна констатувати, що радіаційний вплив ЮУАЕС протягом періоду її експлуатації не чинив помітного впливу на стан навколишнього середовища регіону.




Стор.150

5 ВИЗНАЧЕННЯ ТА РАНЖУВАННЯ ПРОБЛЕМНИХ ПИТАНЬ Під час виконаної періодичної переоцінки безпеки по ФБ-14 «Вплив на

навколишнє середовище» було підтверджено, що радіаційний вплив ВП ЮУАЕС протягом періоду його експлуатації знаходиться на низькому рівні, викиди радіонуклідів станційного походження часто знаходяться нижче МДА вимірювань, так що система РК не завжди здатна виявити вплив ВП ЮУАЕС на стан навколишнього середовища регіону.

Вміст радіонуклідів у СЗЗ і ЗС після 35 років експлуатації ЮУАЕС знаходиться на рівні «нульового фону» територій, що розглядаються, а зареєстровані в 1986 році відхилення пов'язані з аварією на ЧАЕС.

Проте, у ВП ЮУАЕС прийнята та виконується «Програма підвищення радіаційної безпеки ВП ЮУАЕС» (ППРБ) [17]. Основними заходами щодо підвищення РБ Програмою визначаються:

- організаційні заходи, спрямовані на зниження доз персоналу та населення; - технічні заходи, спрямовані на підвищення рівня радіаційної безпеки

ВП ЮУАЕС і радіаційного захисту персоналу та населення ЗС. Програма підлягає перегляду не рідше одного разу на п'ять років з проведенням

аналізу виконання заходів, передбачених документом і їх ефективності. Попередня ППРБ включала заходи щодо виконання 8 приписів, виданих

контролюючими органами за результатами перевірок ВП ЮУАЕС. Всі заходи були виконані у встановлені терміни. Аналіз цих заходів, що включав 41 пункт, показав необхідність під час розробки нової ППРБ приділити більше уваги питанням документації та роботі з персоналом.

У новій ППРБ, крім організаційно-методичних і технічних заходів, що мають постійний або щорічний характер, як найбільш значущих з точки зору впливу на безпеку навколишнього середовища слід відзначити заходи, наведені в наступній таблиці:




Стор.151

П.В [17]

Зміст заходу

Обгрунтування

Оцінка ефективності заходу

Термін виконан-

ня

Орієнт. варт.

Зниження: кільк. і/або

індив. доз

вики-дів або скидів

кільк. опромін. осіб

ризику опромінюванн

я-ня 2 документація АЕС

2.1

Перегляд «Програми ALARA ВП ЮУАЕС» частина I

Розвиток нормативної бази в облас-ти РБ і РЗ

+ + + + 2019 -

2.2

Перегляд «Програми ALARA ВП ЮУАЕС» частина II

Розвиток нормативної бази в облас-ти РБ і РЗ

+ + + + 2018 -

2.8

Перегляд РГ.0.0026.0120 «Регламент радіаційного контролю ВП ЮУАЕС».

вимога ПРБ + + + + 2020 -

4 Технічні засоби радіаційного контролю 4.1 Впровадження

системи пробовідбору тритію та вуглецю (14С) - диференційований відбір проб тритію та вуглецю (14С) (газоподібної фракції), для подальшого лабораторного аналізу змісту викиду в атмосферу через ВТ

Вимоги СОУ НАЕК 025:2013

+ + 2017 687496€




Стор.152

6 ЗАХОДИ ЩОДО КОРИГУВАННЯ ФАКТОРА 1. Проблема контролю тритію у викидах з вентиляційних труб в атмосферу

носить загальногалузевий характер і вирішується в рамках ДП НАЕК «Енергоатом». Впровадження системи контролю тритію у викидах виконується відповідно до плану-графіка «Програми реконструкції систем радіаційного контролю АЕС України» №ПМ-Д.0.08.428-10, узгодженої ДКЯРУ (вих. №15-13 / тисяча дев'ятсот двадцять вісім від 31.03.2010 р ). За концепцією реалізації даного заходу спочатку система впроваджується на ЗАЕС, а потім поширюється на інші АЕС України.

На ВП ЮУАЕС практичні роботи зі створення системи контролю викидів тритію та вуглецю С-14 були розпочаті 22.06.2016 р. Підставою для розробки та створення її були рекомендації місії OSART МАГАТЕ щодо впровадження на АЕС України міжнародного принципу радіаційного захисту ALARA, а також повторної інспекції Ядерного Страхового Пула на южно-українському майданчику. У дослідну експлуатацію систему запущено 02.12.2016 р.

Система контролю викидів тритію та вуглецю С-14 дозволяє більш повно оцінювати вплив АЕС на навколишнє середовищу, персонал і населення та здатна працювати в усіх режимах експлуатації атомної станції, включаючи режими проектних і запроектних аварій, а також у режимі зняття енергоблоків з експлуатації.

2. Впровадження системи АСКРО також є заходом «Програми реконструкції

систем радіаційного контролю АЕС України» № ПМ-Д.0.08.428-10, узгодженої Держатомрегулювання (вих. №15-13 / 1928 від 31.03.2010 р.).

У ВП ЮУАЕС у лютому 2014 року в дослідну експлуатацію введено 4 модернізованих аспіраційних поста. Основу АСКРО складають три однакових за виконуваними функціями ЦПК, розташованих безпосередньо на щиті радіаційного контролю, в кризовому центрі та лабораторії зовнішньої дозиметрії АЕС. Показання на них спеціальними дубльованими каналами зв'язку надаються з периферійних постів спостереження, 12 з яких встановлено в СЗЗ (радіус 2,5 км), а 13 - в ЗС (радіус 30 км) АЕС. Автоматичне опитування постів проводиться не рідше 1 раза на 3 хвилини.

Досліджень з обгрунтування кількості та розташування постів АСКРО для ВП ЮУАЕС не проводилося. Мережа постів формувалася шляхом прив'язки до тих пунктів штатної мережі РК, які найкращим чином відповідають вимогам галузевого стандарту України зі створення АСКРО («ДСТУ 95.1.01.03.024-97. Автоматизовані системи контролю радіаційної обстановки для атомних станцій. Основні положення». 1997). Дублювання ЦПК і каналів зв'язку забезпечує надійне функціонування системи за найнесприятливіших зовнішніх і внутрішніх впливів.

Крім стаціонарних постів спостереження до складу АСКРО входять дві мобільні пересувні лабораторії. Вони розміщені на автомобілях високої прохідності, з допомогою яких персонал лабораторії може зробити відбір проб і виконати необхідні заміри в будь-якій точці СЗЗ і ЗС.

Дані тріннадцати постів контролю (в населених нунктах: м.Южноукраїнськ (СК «Олімп» і ЛЗД), с. Новоселівка, смт Олександрівка, с. Акмечетські ставки, с.Кузнецово, с. Іванівка, Інструментальне виробництво ВП АЕМ, смт Арбузинка , с.Благодатне, с. Агрономія, м. Вознесенськ, смт Доманівка), які пройшли державну метрологічну повірку, в режимі прямої трансляції відображаються на веб-сайті Южно-Української АЕС.




Стор.153

На сьогоднішній день система АСКРО знаходиться в дослідній експлуатації, термін введення в промислову експлуатацію - 31.12.2018.

3. Відповідно до картки КЗПБ № 14408, для інтеграції АСКРО АЕС у Єдину автоматизовану систему контролю радіаційної обстановки (ЄАСКРО) необхідно виконати:

- розробку та впровадження ЄАСКРО (виконується МНС України, ІПБ АЕС і ін.);

- модернізацію АСКРО на ВП ЗАЕС, ВП ХАЕС, ВП ЮУАЕС; - АСКРО АЕС інтегрувати в ЄАСКРО. На сьогоднішній день ВП ЮУАЕС надає ДП «НАЕК «Енергоатом» у

реальному часі всю інформацію про дані радіаційного контролю системи АСКРО у вигляді відеокадрів системи підготовки та передачі даних (СППД) і системи аварійного та післяаварійного моніторингу параметрів реактора ПАМС.

Організаційно-технічні заходи щодо інтеграції систем АСКРО в ЄАСКРО будуть визначені після підготовки технічного проекту єдиної системи.




Стор.154

7 ОЦІНКА РОЗВИТКУ СИТУАЦІЇ ДО НАСТУПНОЇ ППБ Закладена та реалізована в проектах В-302, В-338 і В-320 концепція глибоко

ешелонованого захисту, заснована на застосуванні системи фізичних бар'єрів на шляху поширення іонізуючого випромінювання та радіоактивних речовин у довкілля та системи технічних і організаційних заходів щодо захисту бар'єрів і збереження їх ефективності з метою захисту персоналу, населення та навколишнього середовища (система фізичних бар'єрів блока АС включає паливну матрицю, оболонку ТВЕЛ, межу першого контуру, герметичне огородження реакторної установки та біологічний захист), а також статистика спостережень за радіаційною обстановкою на проммайданчику, в санітарно-захисній зоні та в зоні спостереження ВП ЮУАЕС, здійснювана за допомогою системи радіаційного контролю протягом 35 років експлуатації станції, дозволяє припускати, що радіаційна обстановка навколо ЮУАЕС і надалі перебуватиме в тому ж стані, що й до пуску енергоблока №1, і немає передумов для погіршення радіаційного стану навколишнього середовища, обумовлених роботою ВП ЮУАЕС.




Стор.155

8 ВИСНОВОК У ВП ЮУАЕС реалізовано та справно функціонує ефективна система

радіаційного контролю. Ця система дозволяє здійснювати не лише контроль за параметрами навколишнього середовища, а й контроль за технологічним процесом і поширенням радіаційного забруднення. Оскільки основним джерелом радіаційного забруднення є паливо, то технологічний радіаційний контроль дозволяє своєчасно відстежити пошкодження таких фізичних бар'єрів як матриця та паливна оболонка, та своєчасно запобігти подальшому поширенню радіоактивних елементів. Таким чином запобігає поширенню радіаційного забруднення за межі контуру теплоносія, а радіонукліди, що надійшли в теплоносій, виводяться з контуру на установках СВО.

Результати вимірювань викидів і скидів за роки експлуатації показують, що фактичні рівні скидів і викидів після очисних установок на два порядки нижче граничних значень викидів і скидів регламентованих для ВП ЮУАЕС у [13,14], згідно з НРБУ-97. Завдяки чому радіаційна обстановка навколо ВП ЮУАЕС знаходиться на тому ж рівні, що й до пуску енергоблоків у експлуатацію. Це підтверджує порівняння результатів досліджень повітряного середовища, водних об'єктів, ґрунту, рослинності та ін. За роки експлуатації ВП ЮУАЕС з результатами досліджень, проведених до будівництва ВП ЮУАЕС (див. [15]).

Накопичений персоналом досвід експлуатації енергоблока з реакторною установкою В-302, налагоджений технологічний процес, а також стабільність і висока якість поставлених протягом десятиліть на ВП ЮУАЕС паливних збірок, дозволяє стверджувати, що немає передумов для збільшення фактичних значень викидів і скидів у подальшому.

ВП ЮУАЕС проводить планомірну діяльність зі зниження радіаційного впливу на навколишнє середовище, зокрема:

- виконується та періодично оновлюється «Програма підвищення радіаційної безпеки ВП ЮУАЕС» ПМ.0.0026.0029;

- діє програма ALARA, реалізація заходів якої сприяє зниженню колективних і індивідуальних доз персоналу ВП ЮУАЕС і підрядних організацій, стабілізації та зниженню темпів накопичення РАВ, відсутності випадків перевищення контрольних рівнів і основних дозових меж і радіаційних аварій;

- діє «Програма мінімізації радіоактивних відходів у ВП «Южно-Українська АЕС» ПМ.0.0006.0003»;

- введення в промислову експлуатацію системи АСКРО дає можливість контролювати радіаційні параметри навколишнього середовища в автоматичному режимі.




Стор.156

9 ПЕРЕЛІК ПОСИЛАНЬ 1. НП 306.2.141-2008 Загальні положення безпеки атомних станцій. Затверджені

наказом Держатомрегулювання від 19.11.2007 р. № 162. 2. НП 306.2.106-2005 Вимоги до проведення модифікацій ядерних установок і порядок

оцінки їх безпеки. Затверджені наказом Держатомрегулювання від 10.01.2005 р. № 4. 3. НП 306.2.099-2004 Загальні вимоги до продовження експлуатації АЕС у

надпроектний строк за результатами здійснення періодичної оцінки безпеки. Затверджені наказом Держатомрегулювання від 26.11.2004 № 181.

4. СОУ-Н ЯЕК 1.004:2007 Вимоги до структури та змісту звіту з періодичної переоцінки безпеки енергоблоків діючих АЕС. Затверджені наказом Мінпаливенерго України від 30.05.2007 р. № 262.

5. НП 306.2.162-2010 Вимоги до оцінки безпеки атомних станцій. Затверджені ДКЯРУ 07.07.2009 № 102, НАЕК 05.11.2009 № 946-р.

6. НП 306.2.210-2017 Загальні вимоги до управління старінням елементів і конструкцій та довгострокової експлуатації енергоблоків атомних станцій. Затверджені ДІЯРУ 12.06.2017 № 488-р, МЮУ 05.05.2017 № 578/30446, НАЕК 12.06.2017 № 488-р.

7. НРБУ-97, ДГН 6.6.1.-6.5.001-98 Норми радіаційної безпеки України. Державні гігієнічні нормативи». Затверджені постановою Головного державного санітарного лікаря України від 01.12.1997 р. № 62.

8. НРБУ-97/Д-2000, ДГН 6.6.1.-6.5.061-2000 Норми радіаційної безпеки України. Доповнення: Радіаційний захист від джерел потенційного опромінення. Державні гігієничні нормативи. Затверджені постановою Головного державного санітарного лікаря України від 12.07.2000 р. № 116.

9. ДСП 6.177-2005-09-02 Основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки України ОСПУ. Затверджені наказом МОЗ України від 02.02.2005 р. № 54.

10. Нормы безопасности МАГАТЭ для защиты людей и охраны окружающей среды. Периодическое рассмотрение безопасности атомных электростанций. Специальное руководство по безопасности № SSG-25. МАГАТЭ, Вена, 2016.

11. ПРБ АС-89 Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций. МЗ СССР 09.01.89, МАЭ СССР 15.11.89 №299.

12. РГ.0.0026.0035 Контрольні рівні викиду та скиду радіоактивних речовин у навколишнє середовище та доз опромінення персоналу категорії «А» ВП «Южно-Українська АЕС» (радіаційно-гігієнічний регламент І групи). Введено наказом №1286 від 25.11.2016 р.

13. РГ.0.0026.0120 Регламент радиационного контроля ОП ЮУАЭС. От 22.12.2015 г. 14. РГ.0.0026.0159 Допустимий газо-аерозольний викид і допустимий водний скид

радіоактивних речовин у навколишнє середовище ВП «Южно Українська АЕС» (радіаційно-гігієнічний регламент першої групи). Введено наказом № 13 від 02.01.2018 р.

15. Радиационная обстановка вокруг Южно-Украинской АЭС в предпусковой период (снятие нулевого фона). Отчёт ИЯИ АН УССР, ИБФ МЗ СССР, Николаевская ОблСЭС, Киев, 1980.

16. 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.

17. ПМ.0.0026.0029 Программа повышения радиационной безопасности ОП ЮУАЭС. Согласована ГИЯРУ 15.03.2017 (письмо № 15-32/3-1/1582).

ФБ-14 ЮУАЕС-3.uk · 2019-11-25 · Роботи з продовження...

Documents