Аналитический отчет о состоянии радиационной безопасности и радиационной защиты в 2014 году

Аналитический отчет о состоянии радиационной безопасности и радиационной защиты

на АЭС ГП «НАЭК «Энергоатом» в 2014 году

Аналитический отчет О состоянии радиационной безопасности и

радиационной защиты на АЭС ГП «НАЭК

«Энергоатом» в 2014 году

Киев 2015

Г О С У Д А Р С Т В Е Н Н О Е П Р Е Д П Р И Я Т И Е

« Н а ц и о н а л ь н а я а т о м н а я э н е р г о г е н е р и р у ю щ а я к о м п а н и я

« Э н е р г о а т о м »

Аналитический годовой отчет

о состоянии радиационной безопасности, радиационной

защиты и оценки воздействия нерадиационных факторов

на АЭС ГП «НАЭК «Энергоатом» за 2014 год

Том 1

Аналитический отчет

о состоянии радиационной безопасности и радиационной защиты


(п. 3 «Годового плана закупок ГП «НАЭК «Энергоатом» (дирекция по надзору за

безопасностью), осуществляемых без проведения процедур закупок на 2015 год»)

К и е в 2 0 1 5



СОДЕРЖАНИЕ

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМЫХ СОКРАЩЕНИЙ ……………………………… 3

ВВЕДЕНИЕ ………………………………………………………………………..… 7

1 РЕЗУЛЬТАТЫ КОНТРОЛЯ ОБЛУЧЕНИЯ

ПЕРСОНАЛА АЭС ……………………………………………………………..…

8

1.1 Дозы внешнего облучения персонала АЭС…………………………….………… 8

1.2 Дозы внутреннего облучения персонала АЭС…………………………………... 25

2 РЕЗУЛЬТАТЫ КОНТРОЛЯ ОСТАЛЬНЫХ РАДИАЦИОННО-

ГИГИЕНИЧЕСКИХ РЕГЛАМЕНТОВ ПЕРВОЙ ГРУППЫ ……………...…

29

2.1 Концентрация радионуклидов в воздухе рабочих помещений АЭС ………… 29

2.2 Мощность дозы внешнего гамма-облучения в помещениях контролируемой

зоны АЭС………………………………………………………………………….……………

31

2.3 Мощность дозы (плотность потока)нейтронного излучения ........................ 32

2.4 Радиоактивное загрязнение кожных покровов персонала, спецодежды и

рабочих поверхностей помещений и оборудования АЭС ………………………….…

33

3 РЕЗУЛЬТАТЫ КОНТРОЛЯ РАДИОАКТИВНОСТИ

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕД ………………………………………………….

36

3.1Удельная активность реперных радионуклидов в воде первого контура .......... 36

3.2 Удельная активность радионуклидов йода в воде первого контура ................ 36

4 ВЛИЯНИЕ АЭС НА НАСЕЛЕНИЕ И

ОКРУЖАЮЩУЮ ПРИРОДНУЮ СРЕДУ ………………….………………...

39

4.1 Газо-аэрозольные выбросы радиоактивных веществ в атмосферу ………… 39

4.2 Водные сбросы радиоактивных веществ во внешние водоемы ……….…….. 58

5 СОДЕРЖАНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В ОБЪЕКТАХ

ОКРУЖАЮЩЕЙ ПРИРОДНОЙ СРЕДЫ …………………………….…………

65

5.1 Содержание радиоактивных веществ в воде поверхностных водоемов ……. 65

5.2 Содержание радиоактивных веществ в атмосферном воздухе населенных

пунктов ……………………………………………………………………………….

67

5.3 Содержание радиоактивных веществ в поверхностном слое почвы на

постах радиационного контроля по удалению от АЭС …………………………..

68

6 РЕЗУЛЬТАТЫ КОНТРОЛЯ ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА ПРИ

ПРОВЕДЕНИИ ПЛАНОВО-ПРЕДУПРЕДИТЕЛЬНЫХ РЕМОНТОВ …….

70

7 ВЫПОЛНЕНИЕ ПРОГРАММ ПОВЫШЕНИЯ УРОВНЯ

РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ И ОБЕСПЕЧЕНИЯ

РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ НА АЭС …………………………………………

76

ЗАКЛЮЧЕНИЕ …………………………………………………………………..… 89

ВЫВОДЫ ……………………………………………………………….………… 97

НОРМАТТИВНЫЕ ССЫЛКИ И ИСТОЧНИКИ ИНФОРМАЦИИ ………. 99



3

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМЫХ СОКРАЩЕНИЙ

ALARA

принцип

– “As Low As Reasonable Achievable” (принцип оптимизации –

снижение облучения до разумно обоснованного уровня)

ISOE – Information System on Occupational Exposure (международная

информационная система учета профессионального облучения)

DLА – предел индивидуальной эффективной дозы облучения персонала

категории А

АКРБ – автоматизированный контроль радиационной безопасности

АМН – Академия медицинских наук

АРС – «Атомремонтсервис»

АСИДК – автоматизированная система индивидуального дозиметрического

контроля

АСКРО – автоматизированная система контроля радиационной обстановки

АСРК – автоматизированная система радиационного контроля

АС УКП – автоматизированная система учета доз облучения и контроля

пребывания персонала в контролируемой зоне

А-ТУ – административно-технологический уровень

АЭМ – «Атомэнергомаш»

АЭС – атомная электростанция

БОУ – блочная обессоливающая установка

БЩУ – блочный щит управления

ВБ – верхний блок

ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор

ГО – гермооболочка

ГП – государственное предприятие

ГРР – главный разъем реактора

ГЦК – главный циркуляционный контур

ГЦН – главный циркуляционный насос



4

ГЦТ – главный циркуляционный трубопровод

ДЖН – долгоживущие нуклиды

ЗАЭС – Запорожская атомная электростанция

ЗСР – зона строгого режима

ИДК – индивидуальный дозиметрический контроль

ИИИ – источник ионизирующего излучения

ИРГ – инертные радиоактивные газы

КНИ – канал нейтронный измерительный

КПР – капитальный предупредительный ремонт

КУ – контрольный уровень

МИА – минимальная измеряемая активность

МКРЗ – международный комитет по радиационной защите

МЗУ – министерство здравоохранения Украины

ВАО АЭС - Всемирная Ассоциация Операторов атомных электростанций

МЭД – мощность эквивалентной дозы

НАЭК – национальная атомная энергогенерирующая компания

НРБУ – Нормы радиационной безопасности Украины

НТЦ – Научно-технический центр

ОП – обособленное подразделение

ПВ – предел выброса

ПГ – парогенератор

ПГПА – предел годового поступления радионуклида через органы дыхания

для персонала категории А

ПЛК – промышленно-ливневая канализация

ППР – планово-предупредительный ремонт

ПС – предел сброса



5

ПУИ – производный уровень исследования

РАО – радиоактивные отходы

РАЭС – Ривненская атомная электростанция

РОР – радиационно-опасные работы

РЦ – реакторный цех

СВО – спецводоочистка

СЗЗ – санитарно-защитная зона

СИЗ – средство индивидуальной защиты

СИЧ – спектрометр излучения человека

СК – спецкорпус

СКМ – служба контроля металла

СПР – средний предупредительный ремонт

СРК – служба радиационного контроля

СУЗ – система управления защитой

ТВС – тепловыделяющая сборка

ТКиЭВ – датчики температурного контроля и энерговыделений

ТЛД – термолюминесцентный дозиметр

ТЭС – тепловая электрическая станция

УТЦ – учебно-тренировочный центр

ХАЭС – Хмельницкая атомная электростанция

ХВО – химводоочистка

ХФК – хозфекальная канализация

ЦД – цех дезактивации

ЦДиРАО – цех дезактивации и радиоактивных отходов

ЦДПРО – цех дезактивации и переработки радиоактивных отходов

ЦЗ – центральный зал



6

ЦРБ – цех радиационной безопасности

ЦТАИ – цех тепловой автоматики и измерений

ЧАЭС – Чернобыльская атомная электростанция

ЮУАЭС – Южно-Украинская атомная электростанция

ЯППУ – ядерная паропроизводящая установка

ЯТ – ядерное топливо

ЭРП – энергоремонтное предприятие

ЭБ – энергоблок



7

ВВЕДЕНИЕ

На балансе государственного предприятия «Национальная атомная энергогенерирующая

компания «Энергоатом» (далее Компании) состоят и эксплуатируются пятнадцать

ядерных энергоблоков установленной электрической мощностью 13835 МВт, из них

тринадцать энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-1000 и два энергоблока с реакторами

типа ВВЭР-440.

В настоящем отчете представлены обобщенные и проанализированные данные о

состоянии радиационной безопасности и радиационной защиты на энергоблоках атомных

станций ГП «НАЭК «Энергоатом», включающие в себя информацию о величинах газо-

аэрозольных выбросов и водных сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду,

дозах облучения работников АЭС и прикомандированных, результатах контроля

радиоактивности технологических сред, радиационном состоянии объектов внешней

природной среды в районах расположения АЭС Компании, а также информацию о

мероприятиях, внедренных на АЭС с целью повышения уровня радиационной

безопасности и обеспечения радиационной защиты персонала и населения в 2014 году.

Отчет разработан на основе годовых отчетов о состоянии радиационной безопасности и

радиационной защиты на Запорожской, Ривненской, Южно-Украинской и Хмельницкой

атомных электростанциях ГП «НАЭК «Энергоатом» за минувший 2014 год с

использованием оперативной информации дирекции по надзору за безопасностью

Компании. Показатели состояния радиационной безопасности представлены в

соответствии с требованиями нормативного документа «Правила складання звітів з

радіаційної безпеки на АЕС» СОУ-Н ЯЕК 1.009:2008, стандарта предприятия СТП

0.41.066-2006 «Система оценки уровня эксплуатационной безопасности и технического

состояния атомных электрических станций с водо-водяными энергетическими

реакторами. Общие требования», а так же ГНД 95.1.08.01.54-2003 «Методические

указания по анализу коллективных доз облучения персонала при ремонтных работах и

техническом обслуживании оборудования атомных станций».

Годовой отчет составлен с целью выполнения надзорных функций, проведения

сравнительного анализа радиационных параметров АЭС, а также информирования

регулирующих органов, министерств, научных организаций, специалистов и

общественности о состоянии радиационной безопасности и уровне радиационной защиты

на атомных станциях Украины.



8

1 РЕЗУЛЬТАТЫ КОНТРОЛЯ ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА АЭС

АЭС представляет собой предприятие, в основе производственного процесса которого

лежит ядерная технология. Технологический процесс объекта является первичным

источником образования радиоактивных веществ и ионизирующих излучений

(радиационных факторов), создающих радиобиологическую опасность для людей

(персонала АЭС и населения) и других биологических видов (окружающей природной

среды).

Конечная цель радиационно-защитной деятельности (радиационной безопасности)

заключается в ограничении радиационного воздействия на персонал и население, без

чрезмерного ограничения полезной практической деятельности, на уровне приемлемого

риска (вероятности) возникновения стохастических эффектов, но не выше порога

возникновения детерминированных эффектов. Основным критерием оценки

радиационного воздействия служат дозы облучения персонала и населения.

1.1 Дозы внешнего облучения персонала АЭС

Индивидуальный дозиметрический контроль является составной частью радиационного

контроля, осуществляемого при санитарно-гигиенической оценке условий труда

персонала, непосредственно работающего в сфере действия ионизирующих излучений.

В отчетном году в качестве технических средств измерения индивидуальных доз

внешнего облучения персонала на ЗАЭС применялся комплект термолюминесцентных

дозиметров КДТ-02М (дозиметр ДПГ-03) с детекторами ТЛД-500К и

термолюминесцентные гамма-дозиметры TLD-Card с детекторами MCP-N, на РАЭС

использовалась дозиметрическая система RE-2000, имеющая в своем составе

считыватели RE-2000 и термолюминесцентные дозиметры TLD с детекторами ДТГ-04

(LiF). На ЮУАЭС использовались термолюминесцентные дозиметры TLD-Card (MCP-N,

-6, -7) производства фирмы RADOS, на ХАЭС - термолюминесцентные дозиметры

фирмы Harshaw 8814/0110.

Кроме того, для оперативного контроля доз внешнего облучения в 2014 году на АЭС

Компании использовались электронные прямо показывающие дозиметры DMC-2000S

производства MGPI (Франция), а так же дозиметры гамма-, бета- и нейтронного

излучения фирмы Harshow.

Индивидуальный контроль доз внутреннего облучения проводится на установках СИЧ,

позволяющих определять активность радионуклидов в организме человека с

последующим расчетом величины их поступления. В соответствии с разработанными и

согласованными с МЗ Украины методическими указаниями на всех АЭС Компании

проводился расчет эффективной дозы внутреннего облучения.



9

В таблице 1.1 приведены действовавшие в 2014 году административно-технологические

уровни индивидуальных доз облучения персонала АЭС Компании и контрольные уровни

годовых коллективных доз облучения для двух групп персонала, индивидуальная доза

которого превышает 6 мЗв/год (КУ6) и 15 мЗв/год (КУ15), разработанные в соответствии с

СОУ НАЕК 0.25:2013 «Контрольні рівні радіаційних параметрів на атомних станціях.

Правила встановлення».

Показатель годовой коллективной дозы облучения персонала АЭС как индикатор

позволяет в течение ряда лет осуществлять мониторинг суммарного радиационного

облучения персонала каждой АЭС, а так же по Компании в целом. Данный параметр

количественно оценивает эффективность программ радиационной защиты в области

минимизации радиационного влияния на работников АЭС.

Таблица 1.1 - Административно-технологические (административные) уровни

индивидуальных эффективных доз облучения персонала АЭС и контрольные уровни

годовых коллективных доз облучения для персонала АЭС, индивидуальные дозы

которых превышают 6 мЗв/год (КУ6) и 15 мЗв/год (КУ15)

Объект Административно-технологические

уровни индивидуальных доз облучения

персонала

Контрольные уровни

годовых коллективных

доз облучения

персонала, чел.Зв/год

Персонал,

мЗв/год

Женщины

до 45 лет, мЗв

КУ6 КУ15

ЗАЭС 15,0 (18,5*) - 4,50 1,80

РАЭС 15,0 (19,0*) 1,90 (за 2 месяца подряд) 3,60 0,83

ЮУАЭС 15,0 1,40 (за 2 месяца подряд) 3,30 0,41

ХАЭС 14,0 (18,0*) 1,40 (за 2 месяца подряд) 1,60 0,32

* - для персонала, занятого на радиационно-опасных работах

В таблице 1.2 приведено распределение годовых индивидуальных доз облучения, а также

годовые коллективные и средние индивидуальные дозы облучения персонала АЭС НАЭК

«Энергоатом» и прикомандированных на атомные станции лиц за 2014 год.



10

Таблица 1.2 - Распределение годовых индивидуальных эффективных доз внешнего

облучения персонала АЭС (вместе с прикомандированными лицами) по состоянию на 1

января 2015 г., годовые коллективная и средняя индивидуальная дозы за 2014 г.

АЭС

К-во

контр.

лиц,

чел./

год

Количество лиц, получивших к 1 января 2015 г.

дозу облучения, чел.

Дозы облучения

за 2014 г.

<1

мЗв

1-2

мЗв

2-6

мЗв

6-10

мЗв

10-

15

мЗв

15-

20

мЗв

20-

30

мЗв

30-

50

мЗв

>50

мЗв

Коллек-

тивная,

чел. мЗв/

год

Средняя

индив.,

мЗв/год

ЗАЭС 4806 4182 277 299 47 1 0 0 0 0 2154,29 0,448

в т.ч. ком. 637 586 36 15 0 0 0 0 0 0 160,20 0,251

РАЭС 3732 3221 232 250 23 6 0 0 0 0 1712,64 0,459

в т.ч. ком. 629 555 39 35 0 0 0 0 0 0 208,84 0,332

ЮУАЭС 3080 2511 231 291 36 11 0 0 0 0 1978,26 0,642

в т.ч. ком. 676 549 57 45 15 10 0 0 0 0 532,19 0,787

ХАЭС 2800 2315 271 205 9 0 0 0 0 0 1454,58 0,519

в т.ч. ком. 700 634 34 32 0 0 0 0 0 0 207,62 0,297

НАЭК 14418 12229 1011 1045 115 18 0 0 0 0 7299,77 0,506

Как видно из табл. 1.2, в отчетном 2014 году в диапазоне индивидуальных эффективных

доз «15-20 мЗв», граничащим с основным пределом индивидуальной эффективной дозы

персонала DL20 (20 мЗв), не зарегистрировано ни одного человека из персонала и

прикомандированных лиц на АЭС Компании.

Каждая АЭС для решения специальных производственных задач привлекает персонал со

стороны - прикомандированный на АЭС персонал подрядных организаций. Анализ

показывает, что в 2014 году средние индивидуальные дозы облучения

прикомандированного персонала оказались соизмеримыми с дозами облучения персонала

атомных станций.

Из рис. 1.1 видно, что долевой вклад доз облучения прикомандированного персонала в

суммарную коллективную дозу облучения персонала каждой АЭС Компании за отчетный

2014 год колеблется от 7 % на ЗАЭС до 27 % на ЮУАЭС.



11

93%

7%(1 6 0 ч е л . м З в)

(1 9 9 4 ч е л . м З в )

Запорожская АЭС

88%

12%

(2 0 8 ч е л . м З в)

(1 5 0 4 ч е л . м З в)

Ривненская АЭС

73%

27%

(1 4 4 6 ч е л . м З в)

(5 3 2 ч е л . м З в)

Южно-Украинская АЭС

86%

14%(2 0 8 ч е л . м З в)

(1 2 4 7 ч е л . м З в)

Хмельницкая АЭС

Рис. 1.1 Вклад дозы облучения прикомандированного персонала в годовую

коллективную дозу персонала АЭС Компании за 2014 год.

В отчетном 2014 году наибольший вклад коллективной дозы облучения

прикомандированного персонала в годовую коллективную дозу отмечается, как и в

предыдущие годы, на ЮУАЭС и составляет 27 %. Превалирующая часть этой дозы

относится к персоналу организаций ИПП «Ремэнерго», НМП ЭЮМ и ОП АРС, который

осуществлял ремонтные работы на основном оборудовании (1-й контур и др.).

Динамика изменений вклада прикомандированного на атомные станции персонала

сторонних организаций в годовую коллективную дозу облучения по АЭС Компании за

последние пять лет представлена на рис. 1.2.



12

0

10

20

30

2010 2011 2012 2013 2014

ЗАЭС РАЭС ЮУАЭС ХАЭС

%

Рис. 1.2 Процентный вклад прикомандированного на атомные станции персонала

сторонних организаций в годовую коллективную дозу облучения по АЭС Компании за

2010 – 2014 гг.

Как видно из графика, в последние пять лет остается стабильно низким, по сравнению с

другими атомными станциями, вклад прикомандированного персонала в суммарную

коллективную дозу облучения на ЗАЭС. При этом следует учитывать, что на

дозиметрическом учете этой АЭС состоит большее количество персонала, чем на других

атомных станциях (табл. 1.2), а численность прикомандированных лиц близка по

значению к другим АЭС. Значительный рост этого показателя по ЮУАЭС в 2013 году

был связан с привлечением повышенного количества персонала сторонних организаций

для реализации мероприятий по продлению срока эксплуатации энергоблока №1 этой

АЭС. В отчетном 2014 году, как уже отмечалось ранее, существенный вклад

коллективной дозы прикомандированных в суммарную дозу по ЮУАЭС внесли

работники персонала организаций ИПП «Ремэнерго», НМП ЭЮМ и ОП АРС, который

осуществлял ремонтные работы на основном оборудовании энергоблоков.

Нормами радиационной безопасности НРБУ-97 введено дополнительное ограничение

облучения женщин репродуктивного возраста – средняя эквивалентная доза внешнего

локального облучения кожи в области нижней части живота за любые два

последовательных месяца не должна превышать 2 мЗв.

В таблице 1.3 приведены результаты контроля уровней годовых доз облучения женщин

репродуктивного возраста (до 45 лет) на АЭС «НАЭК «Энергоатом» за отчетный 2014

год.



13

Таблица 1.3 - Распределение годовых индивидуальных эффективных доз облучения

женщин репродуктивного возраста по состоянию на 1 января 2015 г., годовые

коллективная и средняя индивидуальная дозы облучения за 2014 год

АЭС К-во

контрол.

женщин

до 45 лет, чел./ год

Количество лиц, получивших до 01.01.2015 г. за

последние 12 месяцев дозу облучения, чел.

Доза облучения

за 2014 г.

< 1

мЗв

1-2

мЗв

2-6

мЗв

6-10

мЗв >10

мЗв

Коллек-

тивная,

чел.мЗв/

год

Средняя

индивид.,

мЗв/год

ЗАЭС 354 343 6 5 0 0 30,95 0,087

РАЭС 138 136 1 1 0 0 12,11 0,088

ЮУАЭС 190 186 4 0 0 0 16,81 0,090

ХАЭС 135 134 1 0 0 0 23,66 0,175

НАЭК 817 799 12 6 0 0 83,53 0,102

Средняя индивидуальная доза облучения женщин репродуктивного возраста за 2014 год,

как и в предыдущем 2013 году, составила 0,102 мЗв на человека в год, что почти в 5 раз

меньше, чем средняя индивидуальная доза облучения всего персонала АЭС Компании –

0,506 мЗв/чел. за отчетный год, - и составляет 5 % от предела дополнительного

ограничения облучения женщин репродуктивного возраста (2 мЗв за любые два

последовательных месяца на кожу в области нижней части живота). Случаев превышения

предела дополнительного ограничения облучения женщин репродуктивного возраста в

2014 году не зафиксировано.

Графический вид распределения количества персонала (вместе с прикомандированными

лицами) по интервалам средних индивидуальных эффективных доз облучения

представлен на рис. 1.3.

0

20

40

60

80

100

менее 1 мЗв 1-2 мЗв 2-6 мЗв 6-10 мЗв 10-15 мЗв 15-20 мЗв более 20

мЗв


%

Рис. 1.3 Процентное распределение количества персонала (вместе с

прикомандированными лицами) на АЭС «НАЭК «Энергоатом» по интервалам средних

индивидуальных доз облучения в 2014 г.



14

В отчетном году по НАЭК «Энергоатом» количество персонала АЭС, получившего

годовую индивидуальную дозу облучения менее 1 мЗв, составило 84,82 %. В интервале

доз «1 - 2 мЗв» находится 7,01 % персонала Компании, в интервале «2 - 6 мЗв» - 7,25 %, в

интервале «6 - 10 мЗв» - 0,80 %, в интервале «10 - 15 мЗв» - 0,12 %. В интервале

индивидуальной дозы, граничащем с пределом дозы DL20, - «15-20 мЗв», как и в

предыдущем 2013 году, не зарегистрировано ни одного человека.

В отчетном 2014 году, как и в предыдущие годы, основной предел дозы персонала

категории А (DL20) ни на одной из АЭС НАЭК «Энергоатом» превышен не был.

На рис. 1.4 представлена динамика доли лиц персонала АЭС и прикомандированных,

получивших годовые индивидуальные дозы облучения менее 1 мЗв. Из графика видно,

что в отчетном 2014 году эта доля лиц самая высокая за последние пять лет и составляет

84,82 % от общей численности персонала Компании и персонала сторонних организаций.

Рис. 1.4 Динамика доли лиц персонала АЭС и прикомандированных, получивших

годовые индивидуальные дозы облучения менее 1 мЗв, за 2010-2014 гг.

В таблице 1.4 представлена динамика изменения уровней годовых коллективных доз

облучения персонала и прикомандированных лиц в целом по АЭС, приведенные к

одному энергоблоку и количество персонала, состоящего на дозиметрическом учете, за

последние пять лет.

Показатель годовой коллективной дозы облучения персонала на один энергоблок АЭС

(чел.Зв/энергоблок) рассчитывался по формуле (1):

84,8284,2982,8082,49

80,97

70

80

90

100

2010 2011 2012 2013 2014

%



15

(1) 1

A

S

Ki

N

iКДО

где iS – эффективная доза облучения, полученная і-тым лицом из числа контролируемого

персонала на АЭС за отчетный период, Зв;

N – количество контролируемого персонала на АЭС, включая прикомандированный

персонал, в отчетном периоде, чел.;

A – количество энергоблоков АЭС.

Таблица 1.4 - Годовые коллективные дозы облучения персонала АЭС (вместе с

прикомандированным персоналом), коллективные дозы, приведенные к одному

энергоблоку и количество персонала, состоящего на дозиметрическом учете, в 2010 -

2014 гг.

Год/

АЭС

2010 2011 2012 2013 2014

к-во

чел

доза

ч.Зв

1бл

ч.Зв

к-во

чел

доза

ч.Зв

1бл

ч.Зв

к-во

чел

доза

ч.Зв

1бл

ч.Зв

к-во

чел

доза

ч.Зв

1бл

ч.Зв

к-во

чел

доза

ч.Зв

1бл

ч.Зв

ЗАЭС 4840 3,62 0,60 4745 3,57 0,60 4863 3,33 0,56 4739 2,34 0,39 4806 2,15 0,36

РАЭС 3973 3,59 0,90 3803 2,32 0,58 3715 3,12 0,78 3668 1,73 0,43 3732 1,71 0,43

ЮУАЭС 2867 3,06 1,02 3021 3,05 1,02 2844 2,01 0,67 3501 3,85 1,28 3080 1,98 0,66

ХАЭС 2721 1,16 0,58 2600 1,18 0,59 2650 0,95 0,47 2730 0,79 0,40 2800 1,45 0,73

НАЭК 14401 11,43 0,76 14169 10,12 0,67 14072 9,41 0,63 14638 8,71 0,58 14418 7,33 0,49

В последние годы по НАЭК «Энергоатом» наблюдается положительная динамика

снижения уровней годовых коллективных доз облучения персонала АЭС, отнесенных к 1

энергоблоку. В среднем по Компании в последние пять лет показатели зафиксированы на

уровнях:

2010 г. – 0,76 чел.Зв/энергоблок,



2013 г. – 0,58 чел.Зв/энергоблок

2014 г. – 0,49 чел.Зв/энергоблок

Таким образом, в отчетном 2014 году в целом по НАЭК «Энергоатом» показатель

средней коллективной дозы облучения персонала, отнесенной к одному энергоблоку,

снизился по сравнению с предыдущими годами и составил 0,49 чел.Зв/блок (0,58

чел.Зв/блок в предшествующем 2013 г.). Такое значение показателя соответствует

уровню зарубежных АЭС с реакторами типа ВВЭР, что отражается в отчетах о

состоянии радиационной безопасности ОАО «Концерн Росэнергоатом» РФ, а также в

отчетах об уровне безопасности Московского центра ВАО АЭС.



16

Для сравнения: в 2013 году средняя коллективная доза облучения на один энергоблок АЭС

с действующими реакторами типа ВВЭР по ОАО «Концерн Росэнергоатом» составила

0,54 чел.Зв/блок; по данным МЦ ВАО АЭС этот показатель в 2013 г. был равен 0,45

чел.Зв/блок.

На рис. 1.5 графически представлена динамика показателя годовых коллективных доз

облучения персонала на один энергоблок АЭС Компании за последние пять лет.

0

0,5

1

1,5

2010 2011 2012 2013 2014


чел.Зв/блок

0,49 чел.Зв/блок

0,76 чел.Зв/блок 0,67 чел.Зв/блок

0,63 чел.Зв/блок 0,58 чел.Зв/блок

Рис. 1.5 Годовые коллективные дозы облучения персонала АЭС (с прикомандированным

персоналом) и в среднем по Компании, нормированные на 1 энергоблок, за 2010 - 2014 гг.

Анализ коллективных доз облучения персонала АЭС на один энергоблок за последние

пять лет свидетельствует о положительной динамике этого показателя в целом по

Компании в последние годы наблюдения. В отчетном 2014 году на ЗАЭС, РАЭС и

ЮУАЭС уровни годовых коллективных доз облучения персонала, отнесенных к 1

энергоблоку, снизились по сравнению с предыдущим 2013 годом и составили

соответственно 0,36 чел.Зв/блок, 0,43 чел.Зв/блок и 0,66 чел.Зв/блок. На ХАЭС показатель

коллективной дозы на 1 энергоблок в отчетном году увеличился и составил 0,73

чел.Зв/блок против 0,40 чел.Зв/блок в 2013 году. Причинами ухудшения этого показателя

в 2014 году на ХАЭС стали рост показателей МЭД и трудозатрат (в сравнении с

предыдущими периодами проведения ППР) на энергоблоке №2 во время ППР-2014 и

проведения текущего планового ремонта на энергоблоке №1.

Опираясь на опыт представления данных в отчетах Международной системы учета доз

профессионального облучения (ISOE), ВАО АЭС, ОАО «Концерн Росэнергоатом», для

обеспечения более информативного сравнения уровней коллективных доз облучения

персонала АЭС на протяжении нескольких лет, а также с целью минимизации влияния

пиковых значений дозы во время ППР на годовые колебания этого показателя, на рис. 1.6

представлена динамика средних годовых коллективных доз облучения на один энергоблок

АЭС НАЭК «Энергоатом» в виде «скользящих» значений этого показателя (среднее за три

года подряд) с линией тренда. Данные представлены за последние десять лет.



17

Рис. 1.6 Динамика средних годовых коллективных доз облучения на один энергоблок

АЭС НАЭК «Энергоатом» в виде «скользящих» (среднее за три года подряд) значений

этого показателя с линией тренда за 2005 – 2014 гг.

Линия тренда графика демонстрирует общую устойчивую положительную динамику

снижения средних годовых коллективных доз облучения на один энергоблок АЭС за

последние десять лет работы Компании.

Общие тенденции изменения абсолютных значений коллективных доз облучения

персонала АЭС и их вклад в суммарную годовую коллективную дозу по Компании за

последние десять лет отражены на рис. 1.7.

Рис. 1.7 Годовые коллективные дозы облучения персонала АЭС (с прикомандированным

персоналом) по НАЭК «Энергоатом» за 2005 - 2014 гг.

6,02

2,85

3,7

2,18

5,35

3,59

3,61

1,62

4,8

6,41

4,34

1,72

3,77

2,79

3,21

1,58

2,89

4,13

3,28

1,27

3,62

3,59

3,06

1,16

3,57

2,32

3,05

1,18

3,33

3,12

2,01

0,95

2,34

1,73

3,85

0,79

2,15

1,71

1,98

1,45

0

20

2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014


чел.Зв/год

0

0,2

0,4

0,6

0,8

1

2005-2007 2006-2008 2007-2009 2008-2010 2009-2011 2010-2012 2011-2013 2012-2014

чел.Зв/блок



18

За 2014 год суммарная коллективная доза облучения персонала атомных станций НАЭК

«Энергоатом» составила 7,300 чел.Зв, что на 1,408 чел.Зв меньше этого показателя за

предыдущий 2013 г., когда суммарная коллективная доза облучения персонала Компании

равнялась 8,708 чел.Зв. Особо необходимо отметить, что в последние годы, начиная с

2008 г., показатель годовой суммарной коллективной дозы облучения персонала АЭС

НАЭК «Энергоатом» неуклонно снижается и в отчетном году отмечается на самом

низком уровне за все годы наблюдения по Компании.

Для каждой АЭС Компании рассчитываются, в установленном порядке согласовываются

и утверждаются годовые контрольные уровни коллективных доз облучения групп

персонала, индивидуальная доза которого превышает 6 мЗв за год (КУ6) и 15 мЗв за год

(КУ15).

Для оценки и сравнения эксплуатационных уровней годовых коллективных доз

облучения персонала АЭС Компании за последние пять лет рассчитаны показатели (К6 и К15), которые представлены в табл. 1.5 и 1.6 как процентное соотношение реально

зафиксированного по истечении отчетного года численного значения коллективной дозы

облучения соответствующей группы персонала к численному значению установленного

контрольного уровня коллективной дозы для этой группы.

Таблица 1.5 Показатели эксплуатационных уровней годовых коллективных доз

облучения персонала АЭС (К6) за последние пять лет, индивидуальная доза облучения

которого превысила 6 мЗв за год

АЭС Показатели 2010 2011 2012 2013 2014

ЗАЭС

Коллективная

доза,

чел.Зв /год

КУ6 =

4,50 чел.Зв /год

1,59 1,61 1,29 0,54 0,36

К6, % 35 36 29 12 8

РАЭС


доза,

чел.Зв/год

КУ6 =


КУ6 =


0,96 0,40 0,80 0,19 0,24

К6, % 27 11 22 5 7

ЮУАЭС


доза,

чел.Зв/год

КУ6 =


1,27 1,19 0,55 1,63 0,40

К6, % 38 36 17 49 12

ХАЭС


доза,

чел.Зв/год

КУ6 =


КУ6 =


0,03 0,14 0,01 0 0,07

К6, % 4 19 1 0 4



19

Из табл. 1.5 видно, что коллективная доза облучения персонала, находящегося в этой

группе контроля, за последние пять лет не превышала 49 % от установленного

контрольного уровня (ЮУАЭС в 2013 гг.). В отчетном 2014 году этот показатель так же

оказался максимальным на ЮУАЭС и составил 12 %. Очевидно так же, что за последние

пять лет по НАЭК «Энергоатом» не зафиксировано превышений контрольных уровней

коллективных доз облучения групп персонала, индивидуальная доза которого превышает

6 мЗв за год (КУ6).

На рис. 1.8 представлена динамика изменения количества персонала, получившего

индивидуальную годовую дозу облучения в интервале годовых индивидуальных доз

облучения «6 - 15 мЗв» за последние пять лет.

0

50

100

150

200

2010 2011 2012 2013 2014


чел.

Рис. 1.8 Количество персонала АЭС НАЭК «Энергоатом», получившего индивидуальную

годовую эффективную дозу облучения в интервале годовых индивидуальных доз

облучения «6 - 15 мЗв» за 2010 – 2014 гг.



20

Таблица 1.6 - Показатели эксплуатационных уровней годовых коллективных доз

облучения персонала АЭС (К15) за последние пять лет, индивидуальная доза облучения

которого превышает 15 мЗв за год

АЭС Показатели 2010 2011 2012 2013 2014

ЗАЭС


доза, чел.Зв /год

КУ15 =


0,08 0,08 0,04 0 0

К15, % 4 4 2 0 0

РАЭС



КУ15 =


КУ15 =


0 0 0 0 0

К15, % 0 0 0 0 0

ЮУАЭС



КУ15 =

0,41 чел.Зв /год КУ15 =


0 0 0 0 0

К15, % 0 0 0 0 0

ХАЭС



КУ15 =


КУ15 =


0 0 0 0 0

К15, % 0 0 0 0 0

Из табл. 1.6 видно, что за последние пять лет процентное отношение уровня годовой

коллективной дозы облучения к установленному контрольному уровню для этой группы

персонала АЭС не превысило 4 % (ЗАЭС в 2010 и 2011 гг.). В отчетном 2014 году, как и в

предыдущем 2013 году, в интервале доз «более 15 мЗв» по Компании не

зарегистрировано ни одного человека из персонала и прикомандированных лиц. За

последние годы с момента введения в действие этого параметра, превышений

контрольных уровней коллективных доз облучения персонала АЭС Компании КУ15 не

зафиксировано.

Для полноты анализа показателя эксплуатационных уровней годовых коллективных доз

облучения персонала АЭС, индивидуальная доза облучения которого может превысить

15 мЗв/год, на рис. 1.9 представлена динамика изменения количества персонала,

получившего индивидуальную годовую дозу облучения в интервале годовых

индивидуальных доз облучения «15-20 мЗв», граничащем с пределом дозы DL20, за

последние пять лет.



21

5

0 0 0

5

0 0 0

2

0 0 0 0 0 00 0 0 0 0

0

2

4

6

2010 2011 2012 2013 2014


чел.

Рис. 1.9 Количество персонала АЭС НАЭК «Энергоатом», получившего годовую

индивидуальную эффективную дозу облучения выше 15 мЗв/год за 2010 – 2014 гг.

Как показывает опыт работы, этот показатель – количество персонала АЭС, получившего

годовую индивидуальную эффективную дозу облучения выше 15 мЗв/год, - напрямую

зависит от объема и характера радиационно-опасных работ, выполняемых в период

плановых ремонтов в течение отчетного года. В 2010 – 2012 гг. это был исключительно

персонал Запорожской АЭС, а в отчетном 2014 году, как и в предыдущем 2013 году,

такой персонал отсутствовал на всех АЭС Компании.

Динамика изменения уровней средних годовых индивидуальных годовых доз облучения

персонала АЭС Компании за последние десять лет представлена на рис. 1.10.



22

0,49

0,45

0,69

0,75

0,750,61

0,781,00

1,131,22

0,46

0,84

0,470,61

0,900,96

0,67

1,51

0,900,75

0,64

1,10

0,71

1,011,071,14

1,061,351,13

1,27

0,52

0,290,36

0,450,430,46

0,560,63

0,59

0,79

0,00

0,50

1,00

1,50

2,00

2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 годы


мЗв/год

Рис. 1.10 Средние индивидуальные годовые дозы облучения персонала АЭС НАЭК

«Энергоатом» за 2005 - 2014 гг.

Для оценки и сравнительного анализа уровней средних индивидуальных доз облучения

персонала АЭС Компании в табл. 1.7 представлены показатели средних индивидуальных

доз облучения персонала АЭС (КСИД) за последние пять лет. Показатели представлены в

процентах как отношение реально зафиксированного по истечении отчетного года

численного значения средней годовой индивидуальной дозы облучения персонала

каждой АЭС к основному годовому лимиту индивидуальной дозы облучения персонала

категории А (2).

,%100 DL A

1

N

S

Ki

N

iСИД (2)

где iS – эффективная доза облучения, полученная і-тым лицом из числа контролируемого

персонала АЭС за отчетный год, мЗв;

DLА – основной годовой лимит эффективной дозы облучения, установленный НРБУ-97

для персонала категории А, равный 20 мЗв/чел. в год;

N – количество контролируемого персонала АЭС, включая прикомандированный

персонал, в отчетном году, чел.



23

Таблица 1.7 - Показатели средних индивидуальных годовых доз облучения персонала

АЭС Компании (КСИД) за 2010 - 2014 гг.

АЭС Показатели 2010 2011 2012 2013 2014

ЗАЭС

Средняя

индивидуальная доза,

мЗв/год

0,75 0,75 0,69 0,49 0,45

КСИД, % 3,7 3,7 3,5 2,5 2,2

РАЭС

Средняя


мЗв/год

0,90 0,61 0,84 0,47 0,46

КСИД, % 4,5 3,1 4,2 2,4 2,3

ЮУАЭС

Средняя


мЗв/год

1,07 1,01 0,71 1,10 0,64

КСИД, % 5,4 5,1 3,6 5,5 3,2

ХАЭС

Средняя


мЗв/год

0,43 0,45 0,36 0,29 0,52

КСИД, % 2,2 2,3 1,8 1,5 2,6

Информация, приведенная в таблице 1.7, отражает тенденции в изменении уровней

средних индивидуальных доз облучения персонала АЭС за последние пять лет по

Компании, графически представленные на рис. 1.9. Из графика и таблицы видно, что в

отчетном году этот показатель для всех АЭС Компании улучшился, за исключением

ХАЭС.

Средние индивидуальные дозы облучения персонала по АЭС Компании в 2014 году

составили: ЗАЭС – 0,448 мЗв/год, РАЭС – 0,459 мЗв/год, ЮУАЭС – 0,642 мЗв/год, ХАЭС

– 0,519 мЗв/год.

В отчетном году максимальное значение средней индивидуальной годовой дозы

облучения персонала по НАЭК «Энергоатом», как и в предыдущие годы, отмечено на

ЮУАЭС – 0,642 мЗв/год, что равно 3,21 % от основного годового лимита

индивидуальной эффективной дозы облучения персонала категории А DL20 (20 мЗв/год).

В целом по Компании средняя индивидуальная доза облучения персонала за отчетный

год составила 0,506 мЗв/год против 0,595 мЗв в 2013 году. Для сравнения: средняя

индивидуальная доза облучения персонала АЭС с действующими реакторами типа ВВЭР

ОАО «Концерна «Энергоатом» РФ в 2013 году составила 0,61 мЗв/год.

В последние десять лет по Компании не зарегистрировано ни одного случая превышения

основного предела индивидуальной дозы облучения персонала, за исключением 2004



24

года, когда на ХАЭС был зафиксировано 1 превышение, согласованное с регулирующим

органом.

На Запорожской АЭС в отчетном 2014 году уровни коллективной и средней

индивидуальной доз облучения персонала ЗАЭС незначительно снизились по сравнению

с предыдущими годами и составили соответственно 2,15 чел.Зв (в 2013 г. – 2,34 чел.Зв) и

0,45 мЗв/год (в 2013 г. – 0,49 мЗв/год).

На Ривненской АЭС уровень коллективной дозы облучения персонала в отчетном году

так же остался практически на уровне прошлого 2013 года и составил 1,73 чел.Зв, против

1,72 чел.Зв в 2013 г. Средняя индивидуальная годовая доза облучения персонала РАЭС в

отчетном году равна 0,46 мЗв/год, и 0,47 мЗв - в 2013 году.

Анализ динамики годовых уровней доз облучения персонала Южно-Украинской АЭС

показывает, что на этой атомной станции с 1999 года наблюдается устойчивая тенденция

к снижению уровня облучения персонала (даже без учета коэффициента перехода к

эффективной дозе, действовавшего в 2001-2007 гг.). Некоторое нарушение этой

тенденции наблюдалось в 2007 году в связи с имевшим место значительным объемом

радиационно-опасных работ при проведении ППР энергоблоков и мероприятиями по

замене парогенераторов. В 2013 году тенденция к снижению показателя облучения

персонала ЮУАЭС была нарушена вследствие выполненного большого объема работ,

связанного с реализацией мероприятий по продлению эксплуатации энергоблока №1

ЮУАЭС, а так же с привлечением большого количества персонала сторонних

организаций. В отчетном 2014 году уровень этого показателя улучшился, практически,

вдвое - коллективная доза облучения персонала ЮУАЭС в 2014 году составила 1,98

чел.Зв за год (в 2013 году – 3,65 чел.Зв). Средняя индивидуальная годовая эффективная

доза облучения персонала ЮУАЭС также снизилась в сравнении с 2013 годом и

составила 0,64 мЗв (1,10 мЗв – в 2013 г.).

В отчетном 2014 году на Хмельницкой АЭС уровень годовой коллективной дозы

облучения персонала в сравнении с прошлым годом увеличился в 1,8 раза и составил 1,45

чел.Зв (0,79 чел.Зв – в 2013 г.). При этом средняя индивидуальная доза персонала ХАЭС в

отчетном году составила 0,529 мЗв на человека в год, в предыдущем 2013 году - 0,29

мЗв/год. Причинами роста этого показателя в 2014 году на ХАЭС стали рост показателей

МЭД и трудозатрат (в сравнении с предыдущими периодами проведения ППР) на

энергоблоке №2 во время ППР-2014 и проведения текущего планового ремонта на

энергоблоке №1.

За отчетный год на АЭС Компании не зафиксировано случаев превышения

административно-технологических уровней индивидуальных доз облучения персонала, а

так же контрольных уровней годовых коллективных доз облучения персонала.



25

1.2 Дозы внутреннего облучения персонала АЭС

В соответствии с НРБУ-97 для персонала категории А нормируются допустимые уровни

поступления радионуклидов через органы дыхания, в то время как средства измерений,

используемые на АЭС, определяют содержание радионуклидов в критических органах.

Контроль доз внутреннего облучения выполнялся путем непосредственного измерения

активности радионуклидов в теле человека (критическом органе) с помощью

спектрометров излучения человека на базе сцинтилляционных и полупроводниковых

детекторов с последующим пересчетом в эффективную ожидаемую дозу по модели,

предложенной в 30-й публикации МКРЗ.

Допустимые уровни индивидуального годового поступления радионуклидов через

органы дыхания ( inhal

AALI ), установленные НРБУ-97 для персонала категории А,

составляют для 131I – 400 кБк/год, для 60Co – 200 кБк/год, для 137Cs – 100 кБк/год, для 134Cs – 200 кБк/год

Минимально измеряемые активности инкорпорированных радионуклидов на установках

СИЧ, эксплуатируемых на АЭС, приведены в табл. 1.8.

Таблица 1.8 - Минимально измеряемые активности контролируемых радионуклидов на

установках СИЧ.

АЭС 131I 60Co 137Cs 134Cs

Бк/щит.жел. Бк/легк. Бк/тело Бк/легк. Бк/тело Бк/тело

ЗАЭС 100 100 300 340 380 320

РАЭС 60 80 80 - 220 170

ЮУАЭС 45 80 200 - 100 100

ХАЭС 52 32 116 40 168 126

В табл. 1.9 представлены количество контролируемых лиц и зафиксированные уровни

содержания радионуклидов цезия, кобальта-60 и йода-131 в критических органах

персонала АЭС Компании в отчетном году.



26

Таблица 1.9 - Содержание радионуклидов в критических органах персонала АЭС НАЭК

«Энергоатом» в 2014 г.

АЭС Контролируе-

мый нуклид

Количество

контрол. лиц

Количество контролируемых лиц,

у которых содержание радионуклида

составляет

Всего в т.ч.

женщин < МИА МИА-

0,05 ПГПА

0,05–

0,2 ПГПА 0,2

ПГПА

ЗАЭС 137Cs, т.* 134Cs, т. 60Со, лег. 131I, щ.ж.

7621

7621

7621

7621

427

427

427

427

7503 (426)

7621(427)

7621(427)

7621(427)

118 (1)

0

88

0

0

0

0

0

0

0

0

0

РАЭС 137Cs, т. 60Co,, лег. 131I, щ.ж.

4950

4950

4950

348

348

348

3961 (325)

4889 (348)

4950 (348)

972 (23)

61

0

17

0

0

0

0

0

ЮУАЭС 137Cs, т. 134Cs, т. 60Со, лег. 131I, щ.ж.

3447

3447

3447

3447

184

184

184

184

3447 (184)

3447 (184)

3447 (184)

3447 (184)

3447 (184)

3447 (184)

3445 (184)

3446 (184)

0

0

2

1

0

0

0

0

ХАЭС 137Cs, т. 134Cs, т. 60Co, лег. 131I, щ.ж.

4128

4128

4128

4128

176

176

176

176

4127(176)

4128(176)

4075(176)

4128(176)

1

0

53

0

0

0

0

0

0

0

0

0

* - критические органы: т. – все тело, лег. - легкие, щ.ж. – щитовидная железа.

** - в скобках приведено количество женщин.

С предыдущего 2013 года контроль содержания радионуклидов 137Cs и 60Co в теле и

легких и содержания 131I в щитовидной железе человека осуществляется на всех АЭС

Компании.

За истекший год по АЭС НАЭК «Энергоатом» не зафиксировано случаев превышения

предела годового поступления контролируемых радионуклидов цезия, кобальта-60 и

йода-131 в организм персонала атомных станций.

В таблице 1.10 представлено распределение индивидуальных доз внутреннего облучения

и коллективная доза внутреннего облучения персонала АЭС Компании за 2014 год.



27

Таблица 1.10 - Распределение годовых индивидуальных доз и коллективные дозы

внутреннего облучения персонала АЭС Компании за 2014 год

АЭС

Количество

контроли-

руемых лиц,

чел./год

Количество лиц, получивших за 2014 г. дозу

облучения (мЗв), чел.


доза

внутреннего

облучения,

чел.мЗв/год

< 1

1 - 2

2 - 6

6 - 20

> 20

ЗАЭС 7621 (2211) 15 0 0 0 0 1,08

РАЭС 4950 (667) 4 0 0 0 0 < 1,00

ЮУАЭС 3447 (994) 3 0 0 0 0 1,21

ХАЭС 2933(695) 14 0 0 0 0 1,45

НАЭК 18951(4567) 36 0 0 0 0 4,24

( )* - в т.ч. персонал сторонних организаций

В 2014 году содержание радионуклидов цезия-137 и кобальта-60 у 118 чел. и 88 чел.

соответственно из персонала Запорожской АЭС превысило значения минимально

измеряемой активности и для 15 человек из них был превышен производный уровень

исследования. Для этого персонала была рассчитана эффективная доза внутреннего

облучения. Коллективная годовая доза внутреннего облучения этого персонала ЗАЭС в

отчетном году составила 1,08 чел.мЗв, что равняется уровню прошлого 2013 года.

По результатам контроля внутреннего содержания радионуклидов в критических органах

персонала Ривненской АЭС и персонала сторонних организаций зарегистрировано 1049

случаев содержания смеси радионуклидов в критических органах выше МИА, расчет доз

внутреннего облучения производился для 4 человек с содержанием радионуклидов выше

производного уровня исследования. При этом все индивидуальные дозы внутреннего

облучения оказались меньше 0,25 мЗв. Максимальная индивидуальная доза внутреннего

облучения в этой группе персонала составила 0,22 мЗв.

Годовая коллективная доза облучения персонала Южно-Украинской АЭС в отчетном

2014 году увеличилась в сравнении с прошлым 2013 годом и составила 1,45 чел.мЗв (0,66

чел.мЗв в 2013 году). 80 % вклада в это значение составила доза персонала ЭРП ЦРРО,

полученная при выполнении персоналом работ на реакторном оборудовании во время

плановых ремонтов.

На Хмельницкой АЭС в отчетном году количество зафиксированных случаев

поступления радионуклидов в организме персонала в 2014 году в сравнении с

предыдущим 2013 годом увеличилось по причине ненадлежащего применения

персоналом средств защиты органов дыхания при выполнении радиационно-опасных

работ. Годовая коллективная доза внутреннего облучения этого персонала ХАЭС

составила 1,45 чел.мЗв (0,71 чел.мЗв – в 2013 году).

Таким образом, подводя итог анализу результатов контроля облучения персонала АЭС

НАЭК «Энергоатом», можно констатировать: главным приоритетом Компании является



28

безопасное производство электроэнергии на атомных станциях. Но при этом, по

определению нормативных документов по ядерной и радиационной безопасности,

действующая атомная станция удовлетворяет требованиям безопасности, если ее

радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду не приводит к

превышению установленных правилами и нормами по ядерной и радиационной

безопасности дозовых пределов облучения персонала АЭС, населения и радиоактивного

воздействия на окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях

нормальной эксплуатации и в случае проектных аварий.

На рис. 1.11 представлены параметры упомянутых основных приоритетов в работе

атомных станций - количество выработанной электроэнергии и годовые уровни

коллективной дозы облучения персонала АЭС НАЭК «Энергоатом» на протяжении

последних пяти лет.

Рис. 1.11 Количество выработанной электроэнергии и годовые уровни коллективных доз

облучения персонала АЭС НАЭК «Энергоатом» за 2010 – 2014 гг.

Из графика видно, что в отчетном 2014 году тенденция показателя коллективной дозы

облучения персонала Компании предыдущих лет укрепилась - уровень суммарной

коллективной дозы по НАЭК «Энергоатом» снизился и составил 7,30 чел.Зв против 8,71

чел.Зв в 2013 году. Показатель выработки электроэнергии в отчетном году так же

улучшился – количество электроэнергии, выработанной в 2014 году, увеличилась в

сравнении с прошлым годом и составило 88,60 млрд.кВтч (76,96 млрд.кВтч в 2013 году).

Таким образом, успешно выполняя основную функцию атомных станций – производство

электрической энергии с использованием ядерных установок, радиационное воздействие

АЭС Компании на персонал, население и окружающую среду в течение отчетного 2013

года пребывало в пределах, установленных правилами и нормами по ядерной и

радиационной безопасности.

88,60

76,96

90,3490,2089,36

11,43

10,12 9,41

8,71

7,30

60

70

80

90

2010 2011 2012 2013 2014

0

4

8

12

16

Выработка электроэнергии, млрд.кВтч Коллективная доза, чел.Зв/год

млрд.кВтч чел.Зв/год



29

2 РЕЗУЛЬТАТЫ КОНТРОЛЯ ОСТАЛЬНЫХ РАДИАЦИОННО-

ГИГИЕНИЧЕСКИХ РЕГЛАМЕНТОВ ПЕРВОЙ ГРУППЫ

Нормами радиационной безопасности НРБУ-97 установлены допустимые уровни

радиационно-гигиенических регламентов 1 группы, касающихся радиационной

обстановки в помещениях контролируемой зоны АЭС:

допустимая концентрация реперных радионуклидов в воздухе рабочей зоны;

допустимая мощность дозы внешнего облучения и допустимая плотность потока

β-частиц и нейтронного излучения;

допустимое радиоактивное загрязнение кожи, спецодежды и рабочих

поверхностей.

Для фиксации достигнутого уровня радиационной безопасности, а также с целью

контроля технологических режимов эксплуатации оборудования на всех АЭС

разработаны и введены в действие соответствующие допустимым контрольные и

административно-технологические уровни.

2.1 Концентрация радионуклидов в воздухе рабочих помещений АЭС

На АЭС НАЭК «Энергоатом» контроль за уровнями концентрации радиоактивных

аэрозолей и газов в воздухе рабочей зоны помещений зоны строгого режима

осуществлялся в соответствии с требованиями действующих Регламентов радиационного

контроля.

На Запорожской АЭС контроль за содержанием радиоактивных аэрозолей и

радионуклидов йода в воздухе помещений зоны строгого режима осуществлялся при

помощи штатных устройств детектирования из состава АСРК, а также путем отбора проб

воздуха на аналитические фильтры с помощью переносного пробоотборника с

последующим измерением фильтров на радиометре или с помощью спектрометра на базе

полупроводникового детектора.

Концентрации ИРГ в рабочих зонах помещений постоянного и периодического

пребывания персонала на энергоблоках №№ 1-6 и спецкорпусах №№ 1-2 ЗАЭС в течение

отчетного года не превышали административно-технологических уровней.

Контроль концентрации реперных радионуклидов (131I, 60Co, 134Cs, 137Cs и др.) в воздухе

помещений ЗСР ЗАЭС проводился лабораторными методами с помощью

спектрометрических комплексов. В период проведения ППР на энергоблоках №№ 1-6

максимальные значения концентрации радиоактивных аэрозолей в помещении

гермооболочки ГА-701 зарегистрированы на уровнях: для 131I – не выше 7,4 Бк/м3, для 137Cs - не выше 0,8 Бк/м3, для 60Co – не выше 11,1 Бк/м3.



30

Превышения допустимых уровней концентрации радионуклидов в воздухе рабочих

помещений ЗАЭС во время проведения работ персоналом на радиационно-опасном

оборудовании в отчетном году не зарегистрировано.

На Ривненской АЭС контроль за содержанием радиоактивных аэрозолей и

радионуклидов йода в воздухе помещений зоны строгого режима осуществлялся при

помощи штатных устройств детектирования из состава АСРК, а также путем отбора проб

воздуха на аналитические фильтры с помощью переносного пробоотборника с

последующим измерением фильтров на радиометре или с помощью спектрометра с

полупроводниковым детектором.

Суммарная объемная активность радиоактивных аэрозолей и газообразных соединений

йода на рабочих местах в помещениях постоянного пребывания персонала РАЭС

зафиксирована на уровне не выше 12,0 Бк/м3, что не превышает административно-

технологического уровня, равного 37,0 Бк/м3.

В период проведения плановых ремонтов энергоблоков РАЭС концентрация

радиоактивных аэрозолей и газообразных соединений йода в рабочих зонах

необслуживаемых помещений (отнесенных в период ППР к помещениям периодического

обслуживания) достигала 75,0 Бк/м3 (максимальное значение для энергоблока №3). На

период кратковременного повышения суммарной концентрации радионуклидов йода и

аэрозолей (в период сушки ТОТ ПГ) применялись соответствующие адекватные меры по

радиационной защите персонала: оптимизация режима работы локальных вытяжек,

применение соответствующих СИЗ органов дыхания, ограничение времени выполнения

работ, дополнительная вентиляция, запрет допуска персонала в рабочие зоны до

нормализации радиационной обстановки.

На Южно-Украинской АЭС измерение концентрации радиоактивных аэрозолей и газов в

воздухе рабочих помещений контролируемой зоны проводится с помощью

периодического газового контроля автоматизированной системой радиационного

контроля и методом отбора проб с последующим измерением их на спектрометре. В

период проведения ППР-2014 на энергоблоках №№ 1-3 ЮУАЭС максимальные значения

концентрации радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочих помещений зарегистрировано

на уровнях для 131I – 0,05 Бк/м3, для 60Co – 0,51 Бк/м3, для 137Cs – 18,98 Бк/м3. В отчетном

году случаев превышения контрольных уровней содержания радионуклидов в воздухе

рабочих помещений ЮУАЭС не зафиксировано.

На Хмельницкой АЭС измерение концентрации радиоактивных аэрозолей и газов в

воздухе рабочих помещений контролируемой зоны проводится с помощью

периодического газового контроля АСРК, а также переносными приборами

радиационного контроля в случае обнаружения тенденции к увеличению показателей

радиационных параметров в вентиляционных системах.

С учетом существующего режима циркулирования воздуха в гермообъеме, в пом. ГА-701

поступают радионуклиды от всех рабочих зон гермообъема, поэтому радионуклидный

состав воздуха в этом помещении является наиболее репрезентативным с точки зрения

его радиоактивного загрязнения.



31

Во время ППР-2014 и текущего планового ремонта энергоблока №1 ХАЭС максимальное

значение концентрации долгоживущих радионуклидов в пом. ГА 701 зафиксировано на

уровне 198,9 Бк/м3, для радионуклидов йода - 22,4 Бк/м3.

Максимальное значение концентрации долгоживущих радионуклидов во время ППР-2014

энергоблока №2 ХАЭС в пом. ГА 701 зафиксировано на уровне 8,8 Бк/м3, радионуклидов

йода – 29,8 Бк/м3.

Превышений допустимых и административных уровней концентрации радионуклидов в

воздухе рабочих помещений на Хмельницкой АЭС в отчетном 2014 году, не


2.2 Мощность дозы внешнего гамма-облучения в помещениях контролируемой

зоны АЭС

Контроль мощности дозы внешнего облучения в рабочих помещениях объектов АЭС

НАЭК «Энергоатом» проводился согласно действующим Регламентам радиационного

контроля при эксплуатации объектов АЭС.

Контроль мощности доз внешнего облучения в рабочих помещениях объектов

Запорожской АЭС проводился с помощью непрерывного дистанционного контроля МЭД

гамма-излучения по каналам автоматизированного радиационного контроля, а также с

помощью носимых дозиметрических приборов.

Зарегистрированные уровни мощности дозы гамма-излучения в помещениях постоянного

пребывания персонала ЗАЭС составили 0,2 - 3,0 мкЗв/час, что не превышает А-ТУ МЭД,

равного 5,9 мкЗв/час, а в помещениях периодического пребывания находились на уровне

0,22 - 11,0 мкЗв/час, что не превышает А-ТУ МЭД, равного 12,0 мкЗв/час.

Мощность дозы гамма-излучения в рабочих зонах в период проведения ППP на

энергоблоках № 1÷6 в ЦЗ (ГА701) составляла от 3,0 до 50,0 мкЗв/час и для бокса ПГ (ГА-

506/1,2 и ГА-407/1,2) от 5,0 до 250,0 мкЗв/час. Работы в зонах повышенного уровня

ионизирующего излучения выполнялись с оформлением дозиметрического наряда. При

проведении работ на оборудовании с повышенной мощностью дозы гамма-излучения

применялась защита экранами. Локальные рабочие места с повышенным излучением

ограждались дисциплинирующими барьерами с вывешиванием знаков радиационной

опасности.

В 2014 году превышений А-ТУ мощности дозы гамма-излучения в рабочих помещениях

зоны строгого режима ЗАЭС не зарегистрировано.

За отчётный период на Pивненской АЭС проводился контроль мощности эквивалентной

дозы гамма-излучения при помощи стационарных дозиметров БДМГ-04, БДМГ-41, а

также переносными приборами ДКС АТ1121, ДКС АТ1125.



32

Уровни мощности дозы γ-излучения в помещениях ЗСР категории «П» (постоянного

пребывания персонала) энергоблоков №№ 1-4 РАЭС в течение 2014 года

зарегистрировано в пределах 0,1 – 10,0 мкЗв/час, категории «ПП» (периодического

пребывания) - в пределах 0,1 – 24,0 мкЗв/час.

В период проведения ППР-2014 энергоблоков РАЭС уровни мощности дозы в

центральных залах регистрировались в пределах от 0,5 мкЗв/час (ЦЗ энергоблока №4) до

110,0 мкЗв/час (ЦЗ энергоблока №2, мощность дозы обусловлена расположением в ЦЗ

верхних съёмных стеллажей БВ); в помещениях ГЦН – 2,0 (энергоблок №4) до 49,0

мкЗв/час (энергоблок №3) и в помещениях бокса ПГ – от 0,5 (энергоблок №4) до 250,0

мкЗв/час (энергоблок №2).

В 2014 году на РАЭС превышений контрольных уровней мощности дозы γ-излучения в

рабочих помещениях зоны строгого режима не зарегистрировано.

Контроль мощности доз внешнего облучения в рабочих помещениях объектов Южно-

Украинской АЭС проводился с помощью непрерывного дистанционного контроля МЭД

по каналам автоматизированной системы радиационного контроля (оценочно), а также с

помощью носимых дозиметрических приборов.

Превышений контрольных уровней мощности дозы γ-излучения в рабочих помещениях

зоны строгого режима ЮУАЭС в отчётном 2014 году не зарегистрировано.

На Хмельницкой АЭС максимальные значения мощности дозы в помещениях ЗСР

зарегистрированы в пределах от 0,22 до 0,60 мкЗв/час, уровни плотности потока частиц –

от 10 до 15 -част./см2.мин.

Показатели МЭД гамма-излучения для всех контролируемых помещений ХАЭС на

протяжении отчетного 2014 года не превышали установленных контрольных уровней в

соответствии с категориями этих помещений по радиационной безопасности.

2.3 Мощность дозы (плотность потока) нейтронного излучения

На действующих энергоблоках АЭС в реакторном отделении основным источником

нейтронного излучения является ядерный реактор, а источниками гамма-излучения –

оборудование и трубопроводы первого контура и связанные с ним технологические

системы.

За отчётный период на Запорожской АЭС измерения эквивалентной дозы нейтронного

излучения проводились с помощью стационарных дозиметров-радиометров МКС-2001 и

периодически - с применением переносных радиометров МКС-01Р и КДН-2. Локальная

мощность эквивалентной дозы нейтронного излучения в помещениях центрального зала

(ГА701) для энергоблоков №№ 1-6 составляла от 20 до 70 мкЗв/час. Средняя мощность

эквивалентной дозы нейтронного излучения в помещениях, в которых расположены

детекторы концентрации борной кислоты типа НАР-Б, не превышала установленных А-

ТУ и контрольных уровней этого показателя безопасности.



33

На Ривненской АЭС за отчётный период проводился контроль мощности эквивалентной

дозы нейтронного излучения в помещениях центрального зала энергоблоков №№ 1 - 4 и

лаборатории НАРБ при помощи стационарных дозиметров-радиометров МКС-2001 с

блоком детектирования БДМН, а также периодически с применением переносного

дозиметра МКС. Мощность дозы нейтронного излучения в помещениях центрального

зала зафиксирована в пределах 0,7 – 45,0 мкЗв/час, в помещении лаборатории НАРБ – от

0,1 до 245,0 мкЗв/час. Максимальные значения мощности эквивалентной дозы

нейтронного излучения в лаборатории НАРБ приведены в периоды перегрузки

источников нейтронного излучения, т.е. когда источники нейтронного излучения

находились вне защитных контейнеров.

За отчетный период на Южно-Украинской АЭС контроль мощности дозы нейтронов на

энергоблоках №1 - 3 при режиме эксплуатации «Работа на мощности» отсутствует,

данный вид измерения будет реализован при реконструкции систем радиационного

контроля на этих энергоблоках. Во время ППР измерения мощности эквивалентной дозы

нейтронного излучения проводятся периодически при помощи переносных приборов.

Основным источником нейтронов в помещениях спецкорпусов являются нейтронные

анализаторы раствора бора типа НАРБ. Контроль мощности дозы нейтронов от них

осуществляется при допуске персонала ЮУАЭС на производство работ с помощью

переносных приборов, а также периодически в соответствии с Регламентом

радиационного контроля ЮУАЭС. Зарегистрированные уровни МЭД нейтронного

излучения на протяжении 2014 года не превышали установленных контрольных уровней

в соответствии с категорией радиационной безопасности этих помещений на ЮУАЭС.

В 2014 году на Хмельницкой АЭС по данным АСРК для показателя мощности

эквивалентной дозы нейтронного излучения в помещении ГА-701 (центральный зал

гермообъема) случаев достижения уровней предупредительной и аварийной уставки

сигнализации зафиксировано не было. Показатели МЭД нейтронного излучения на

протяжении 2014 года не превышали установленных контрольных уровней в

соответствии с категорией радиационной безопасности этих помещений на ХАЭС.

2.4 Радиоактивное загрязнение кожных покровов персонала, спецодежды и

рабочих поверхностей помещений и оборудования АЭС

Помимо технологических путей распространения радионуклидов из теплоносителя

первого контура в окружающую среду существует реальная опасность выноса

радиоактивных продуктов с отходами производства, а также на теле или спецодежде

персонала, выполняющего работы с открытыми радиоактивными веществами. Для

предотвращения подобной миграции радионуклидов предусмотрено несколько

специальных санитарно-технических барьеров. Они образуют последовательную цепь

звеньев радиационного контроля и санитарно-технических мероприятий, которые

являются обязательными для выполнения персоналом АЭС.

Первым санитарно-техническим барьером является временный санитарный шлюз на

рабочем месте. Целью применения такого шлюза является предотвращение

распространения радиоактивного загрязнения посредством:



34

дезактивации поверхностей помещения, в котором производятся работы, если

загрязнение превышает контрольные уровни;

нераспространения загрязнения в смежные помещения и участки;

предотвращения загрязнения спецодежды и спецобуви, а также кожных покровов

персонала;

сбора и локализации образующихся радиоактивных отходов.

Следующий цикл санитарно-гигиенических мероприятий и радиационного контроля

обеспечивается стационарными санитарными шлюзами, расположенными на выходе с

этажей реакторных отделений, выходе из реакторных отделений и спецкорпусов.

Третий и четвертый санитарно-технические барьеры расположены на выходе из зоны

строгого режима и на выходе из санпропускников. В санпропускниках обеспечивается

режим полного переодевания персонала с последующим контролем радиоактивного

загрязнения спецодежды, спецобуви и кожных покровов.

Последний санитарный барьер размещен на проходных АЭС и на выезде транспорта за

пределы территории атомных электростанций.

На каждой АЭС НАЭК «Энергоатом» порядок и периодичность измерений уровней

загрязненности радиоактивными веществами поверхностей помещений и оборудования

установлены действующими Регламентами радиационного контроля.

На Запорожской АЭС контроль загрязненности поверхностей помещений, оборудования

и основных путей передвижения персонала проводится методом измерения приборами

МКС-У и методом снятия мазков с последующим обмером на измерителе скорости счета

УИМ2-2 и радиометре КРАБ-3.

В 2014 году на ЗАЭС не зафиксировано превышений А-ТУ радиоактивного загрязнения

поверхностей помещений постоянного и периодического пребывания персонала,

основных путей передвижения персонала. Нарушений санитарно-технических барьеров,

расположенных на выходе за пределы территории промплощадки ЗАЭС, так же не


На Ривненской АЭС контроль за уровнями радиоактивного загрязнения поверхностей

рабочих помещений и оборудования в них осуществлялся переносными приборами

методом «мазков» согласно схем картограмм.

Уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей помещений постоянного

пребывания персонала энергоблоков №№ 1-4 РАЭС зарегистрированы в пределах от 0

до 200 -част./см2.мин. и не превысили административно-технологического уровня (200

-част./см2.мин.), периодического обслуживания – от 0 до 1460 -част./см2.мин. при

административно-технологическом уровне 1500 -част./см2.мин. Загрязнение полов

лестничных площадок и коридоров обслуживания не превышало 100 -част./см2.мин.

Радиоактивное загрязнение поверхностей ЗСР в период ППР-2014 составляло: полы

центрального зала – от 15 -част./см2.мин. (энергоблок №1) до 250 -част./см2.мин



35

(энергоблок № 4), помещения ГЦН – от 20 -част./см2.мин. (энергоблок №4) до 900 -

част./см2.мин. (энергоблок № 1), помещения бокса ПГ – от 10 -част./см2.мин. (энергоблок

№4) до 1200 -част./см2.мин. (энергоблок №2).

Случаев радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и оборудования в них

выше административных уровней, установленных на РАЭС, за отчетный период не

наблюдалось. Загрязнение помещений гермообъема энергоблоков №№1-4 выше

административных уровней зафиксировано в период ППР перед допуском персонала в

помещения гермообъема до дезактивации. Сразу же после обнаружения фактов

загрязнения выше административных уровней проводились работы по дезактивации.

В 2014 году был составлен 1 протокол задержания при нарушении правил радиационной

безопасности при выходе персонала из ЗСР, территории РАЭС, (в 2013 году – 4

протокол). По факту задержания зафиксировано превышение административных уровней

загрязнения одежды, кожных покровов и личных вещей персонала. К нарушителю правил

радиационной безопасности применялись соответствующие меры дисциплинарного,

административного и материального наказания. Перемещения загрязненного персонала,

оборудования и материалов за границы санитарно-гигиенических защитных барьеров не

было.

На Южно-Украинской АЭС контроль за уровнями радиоактивного загрязнения рабочих

помещений и оборудования в помещениях контролируемой зоны, а также основных

путей передвижения персонала осуществлялся при помощи носимых приборов, а также

методом снятия мазков с последующим измерением на радиометре.

В течение 2014 года в помещениях зоны строгого режима ЮУАЭС не было

зафиксировано случаев радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей помещений,

оборудования и основных путей передвижения персонала в ЗСР выше контрольных и

допустимых уровней загрязнения.

На Хмельницкой АЭС в 2014 году был зафиксировано восемь случаев загрязнения

радиоактивными веществами личных вещей персонала при прохождении через стойку

радиационного контроля «Кордон» на проходных спецкорпуса и административно-

бытового корпуса. Предупрежден перенос радиоактивного загрязнения через границы

санитарно-бытового корпуса и промышленной площадки ХАЭС.

Случаев загрязнения радиоактивными веществами поверхностей спецодежды,

автотранспорта, оборудования на границе зон выше контрольных уровней в 2014 году на

ХАЭС не зафиксировано.



36

3 РЕЗУЛЬТАТЫ КОНТРОЛЯ РАДИОАКТИВНОСТИ

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕД

3.1 Удельная активность реперных радионуклидов в воде первого контура

Изотопный состав теплоносителя 1-го контура представлен радиоактивными продуктами

деления (134Cs, 137Cs), продуктами коррозии (58Co, 60Co, 54Mn, 59Fe, 95Nb) и собственной

радиоактивностью продуктов активации элементов, содержащихся в химических

реагентах (42K, 24Na).

Среднемесячные удельные активности радионуклида цезия-137 (продукт деления) в воде

первого контура энергоблоков Запорожской АЭС в течение отчетного 2014 года

изменялись от 0,01 кБк/кг (энергоблок №3, 27-я топливная кампания) до 152,0 кБк/кг

(энергоблок №5, 25-я топливная кампания). На Ривненской АЭС среднемесячные

удельные активности радионуклида цезия-137 в воде первого контура энергоблоков в

течение отчетного 2014 года изменялись от 1,3 кБк/кг (энергоблок №2, 30-я топливная

кампания) до 76,0 кБк/кг (энергоблок №1, 31-я топливная кампания); на Южно-

Украинской АЭС - от 1,0 кБк/кг (энергоблок №3, 24-я топливная кампания) до 28,1

кБк/кг (энергоблок №1, 29-я топливная кампания); на Хмельницкой АЭС - от 1,8 кБк/кг

(энергоблок №1, 25-я топливная кампания) до 2,5 кБк/кг (энергоблок №1, 26-я топливная

кампания).

Среднемесячные удельные активности радионуклида кобальта-60 (продукт коррозии) в

воде первого контура энергоблоков Запорожской АЭС в течение отчетного 2014 года

изменялись от 0,02 (энергоблок №6, 18-я топливная кампания) до 22,6 кБк/кг (энергоблок

№4, 27-я топливная кампания), на Ривненской АЭС - от менее 0,03 (энергоблок №4, 9-я

топливная кампания) до 13,0 кБк/кг (энергоблок №3, 25-я топливная кампания); на

Южно-Украинской АЭС - от 0,2 (энергоблок №3, 24-я топливная кампания) до 13,0

кБк/кг (энергоблок №1, 29-я топливная кампания); на Хмельницкой АЭС - от менее 0,3

кБк/кг (энергоблоки №1, 2 в течение года) до 5,0 кБк/кг (энергоблок №1, 25-я топливная

кампания).

3.2 Удельная активность радионуклидов йода в воде первого контура

Первым основным защитным технологическим барьером на пути распространения

радиоактивных веществ является конструктивное исполнение тепловыделяющего

элемента с размещенной внутри топливной матрицей ядерного топлива. Герметичное

выполнение твэла с топливом, находящимся внутри, препятствует выходу радиоактивных

веществ в теплоноситель 1-го контура. На рис. 3.1-3.4 в графическом виде приведены

уровни среднемесячных удельных активностей суммы радиоактивных йодов в воде 1-го

контура энергоблоков АЭС Компании в 2014 г. (разрыв графиков соответствует ППР).



37

* - здесь и далее по разделу 3.2 разрыв графика означает ППР

Рис. 3.1 Среднемесячная удельная активность суммы радиоактивных йодов в воде 1-го

контура энергоблоков ЗАЭС в 2014 г.


контура энергоблоков РАЭС в 2014 г.

0

10

20

30

40

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12

1бл 2бл 3бл 4бл

мкКи/дм3

мес.

0

10

20

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 121бл 2бл 3бл 4бл 5бл 6бл

мкКи/дм3

мес.

*



38


контура энергоблоков ЮУАЭС в 2014 г.


контура энергоблоков ХАЭС в 2014 г.

За истекший 2014 год по всем энергоблокам АЭС НАЭК «Энергоатом» не зафиксировано

превышения пределов нормальной и безопасной эксплуатации по удельной активности

суммы радиоизотопов йода в воде 1-го контура.

0

10

20

30

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12

1бл 2бл 3бл

мкКи/дм3

мес.

0

2

4

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12

1бл 2 бл

мкКи/дм3

мес.



39

4 ВЛИЯНИЕ АЭС НА НАСЕЛЕНИЕ И ОКРУЖАЮЩУЮ ПРИРОДНУЮ

СРЕДУ

Радиационная безопасность – это соблюдение допустимых пределов радиационного

влияния на персонал, население и окружающую природную среду, установленных

нормами, правилами и стандартами по безопасности. Радиационная защита –

совокупность радиационно-гигиенических, проектно-конструкторских, технических и

организационных мероприятий, направленных на обеспечение радиационной

безопасности. Таким образом, радиационная безопасность – это цель, достижение

которой является обязательной при эксплуатации АЭС, а радиационная защита –

средство достижения этой цели.

Составной частью радиационной защиты на АЭС является совокупность защитных

барьеров на пути поступления радионуклидов в окружающую среду. Величины газо-

аэрозольных выбросов и водных сбросов радиоактивных веществ АЭС характеризуют

состояние защитных барьеров.

Эффективность радиационной защиты АЭС НАЭК «Энергоатом» оценена следующими

индикаторами радиационной безопасности, представленными в этом разделе отчета:

газо-аэрозольный выброс радионуклидов, нормированный на 1000 МВт

установленной мощности;

водный сброс радионуклидов, нормированный на 1000 МВт установленной

мощности;

индексы выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду

и другими.

4.1 Газо-аэрозольные выбросы радиоактивных веществ в атмосферу

Уровни газо-аэрозольных выбросов АЭС в атмосферу определялись по результатам:

непрерывного контроля радиоактивности инертных радиоактивных газов,

долгоживущих аэрозолей, радионуклидов йода в вентиляционных трубах АЭС

автоматизированными системами газо-аэрозольных выбросов и штатной

аппаратурой АКРБ (УДГБ-08, УДГБ-10, БДАБ-05, БДАБ-06);

гамма-спектрометрического анализа проб аэрозолей, осажденных на фильтрах

АФА-РМП-20, отобранных из вентиляционных труб АЭС;

гамма-спектрометрического анализа проб газовой и аэрозольной фракций

радиоактивного йода, отобранных из вентиляционных труб АЭС. Йод осаждался на

ленте СФЛ20-И-50 или на селективном сорбенте (ЗАЭС).

На каждой АЭС НАЭК «Энергоатом» действуют разработанные и утвержденные в

установленном порядке пределы газо-аэрозольных выбросов и контрольные уровни

выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду. Их численные значения,

действовавшие в 2014 году, для основных источников выброса приведены в таблице 4.1.



40

Таблица 4.1 - Контрольные уровни (КУ) и пределы газо-аэрозольных выбросов (ПВ)

ИРГ, ДЖН и радионуклидов йода атомными станциями в окружающую среду в 2014 г.

Параметр

контроля ЗАЭС РАЭС ЮУАЭС ХАЭС

ИРГ,

ТБк/сут.

КУ 1,9 1,8 1,2 1,3

ПВ 69 67 45 46

Йод,

МБк/сут.

КУ 39,0 180,0 140,0 34,0

ПВ 6 000 5 500 3 900 4 100

ДЖН,

МБк/сут.

КУ 8,8 5,4 4,3 6,6

ПВ 2 200 370 750 1 000

Cs-137,

МБк/мес.

КУ 120,0 42,0 11,0 80,0

ПВ 28 590 10 500 13 500 20 100

Cs-134,

МБк/мес.

КУ 130,0 48,0 5,8 85,0

ПВ 30 420 12 000 13 500 21 300

Co-60,

МБк/мес.

КУ 65,0 28,0 12,0 45,0

ПВ 16 120 5 100 9 600 11 300

С целью дополнительного контроля режимов эксплуатации и ремонта оборудования

энергоблоков в дирекции по надзору за безопасностью разработаны и приказом по НАЭК

“Энергоатом” введены в действие административно-технологические уровни (А-ТУ)

газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов радиоактивных веществ в окружающую

среду.

Административно-технологические уровни газо-аэрозольных выбросов установлены

отдельно для каждого источника выброса (вентрубы): энергоблок, спецкорпус, очередь

(два энергоблока и спецкорпус для РАЭС и ЮУАЭС) и двух режимов эксплуатации:

работа на мощности и период ремонта. В сумме от всех источников установленные

величины А-ТУ не превышают суммарных для каждой АЭС контрольных уровней

выброса, согласованных с МЗ Украины.

В таблице 4.2 приведены действовавшие в 2014 году административно-технологические

уровни газо-аэрозольных выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду.



41

Таблица 4.2 - Административно-технологические уровни газо-аэрозольных выбросов

радиоактивных веществ в окружающую среду в 2014 г.

* - очередь (для ЮУАЭС и РАЭС) состоит из двух энергоблоков и спецкорпуса. Режим ППР для

очереди - когда один или оба энергоблока находятся в состоянии планового ремонта.

** - действует в течение 5 суток после останова энергоблока.

В таблице 4.3 приведены данные о мощности выбросов ИРГ по месяцам в пересчете на

1000 МВт установленной мощности, а также суммарный выброс в целом по АЭС за 12

месяцев 2014 года.

Таблица 4.3 - Средняя мощность выброса ИРГ (ГБк/мес.) по месяцам в пересчете на 1000

МВт установленной мощности и суммарный выброс ИРГ по АЭС за 12 месяцев 2014 года

(ТБк/год)

Месяц/

АЭС 01 02 03 04 05 06 07 08 09 10 11 12 За

год

ЗАЭС 465 434 459 400 398 385 424 413 365 382 360 372 29,2

РАЭС 1560 1401 1415 1557 1826 1837 1152 1103 1507 1656 1351 1277 50,0

ЮУАЭС 520 521 550 524 513 607 688 671 670 757 668 671 22,1

ХАЭС 767 711 915 767 713 706 666 895 948 792 841 724 19,0

На рис. 4.1 графически представлена мощность выброса ИРГ по месяцам 2014 г. в

пересчете на 1000 МВт установленной мощности АЭС, на рис. 4.2 - динамика

среднесуточных выбросов ИРГ по данным еженедельных отчетов АЭС за истекший год в

Нуклиды Размерность Источник

выброса

Объект

на ремонте

Объект

на мощности

Инертные

радиоактивные

газы

ГБк/ сутки

очередь*

энергоблок

спецкорпус

800 (1200**)

400 (600**)

200

800

400

200

Долгоживущие

радионуклиды

МБк/ сутки

очередь



3,0

1,5

1,0

1,5

0,8

1,0

Радионуклиды

йода

МБк/ сутки

очередь



30

20

15

10

5

15

Цезий-137

МБк/ месяц

очередь



8

2

3

4

1

3

Кобальт-60

МБк/ месяц

очередь



12

4

1,5

4

1

1,5



42

сравнении с установленными на каждой атомной станции пределами выбросов, на рис.

4.3 – динамика суммарных годовых выбросов ИРГ в целом по АЭС Компании за 2010-

2014 гг.

0

400

800

1200

1600

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12


ГБк/мес.

мес

Рис. 4.1 Мощность выброса ИРГ по месяцам 2014 г. в пересчете на 1000 МВт

установленной мощности АЭС.



43

10

100

1000

10000

100000

09.01

.14

23.01

.14

06.02

.14

20.02

.14

06.03

.14

20.03

.14

03.04

.14

17.04

.14

01.05

.14

15.05

.14

29.05

.14

12.06

.14

26.06

.14

10.07

.14

24.07

.14

07.08

.14

21.08

.14

04.09

.14

18.09

.14

02.10

.14

16.10

.14

30.10

.14

13.11

.14

27.11

.14

11.12

.14

25.12

.14


ИРГ,

ГБк/сутки

ПВ ЗАЭС = 69 ТБк/сут ПВ РАЭС = 67 ТБк/сут ПВ ХАЭС = 46 ТБк/сутПВ ЮУАЭС =45 ТБк/сут

Рис. 4.2 Динамика среднесуточных выбросов ИРГ по данным еженедельных отчетов АЭС

за 2014 год в сравнении с пределами выбросов (логарифмический масштаб).

Рис. 4.3 Суммарный выброс ИРГ АЭС НАЭК «Энергоатом» за 2010-2014 гг.

Как видно из рис. 4.3, уровни газо-аэрозольных выбросов инертных радиоактивных газов

по всем АЭС Компании в последние годы наблюдения остаются стабильно низкими и не

претерпевают существенных изменений.



44

Так на Запорожской АЭС суммарный выброс ИРГ в отчетном 2014 году несколько

снизился в сравнении с уровнем прошлого года и составил 29,2 ТБк/год. В 2013 году этот

показатель по ЗАЭС равнялся 32,5 ТБк/год.

На Ривненской АЭС, так же как и на ЗАЭС, в последние пять лет уровни выбросов ИРГ

остаются, практически, на одном уровне, меняясь незначительно (рис. 4.3). Так, в

сравнении с предыдущим годом, суммарный выброс ИРГ в 2014 г. на РАЭС

незначительно (на 2,5 ТБк или 5 %) повысился и составил 50,0 ТБк за отчетный год

против 47,5 ТБк в 2013 году.

На Южно-Украинской АЭС в последние два года уровни выбросов ИРГ снизились и

остаются практически на одном уровне. В 2013 году суммарный годовой выброс ИРГ на

ЮУАЭС составил 22,1 ТБк/год, что на 5,3 ТБк больше, чем в 2013 г. - 16,8 ТБк.

На Хмельницкой АЭС в отчетном 2014 году суммарный выброс ИРГ так же остался

практически на уровне предыдущего 2013 года и составил 19,0 ТБк против 16,3 ТБк в

2013 году.

На диаграмме 4.4 представлено распределение вклада газовых выбросов через

вентиляционные трубы энергоблоков и спецкорпусов в суммарный выброс ИРГ

атомными станциями Компании. Поскольку в отчетном 2014 году на всех АЭС не

произошло существенного изменения в уровнях выброса ИРГ в сравнении с предыдущим

годом, то и процентное распределение вклада атомных станций в суммарный выброс ИРГ

по Компании в сравнении с предыдущим годом не претерпел значительных изменений и

составил: для ЗАЭС суммарный выброс через все вентрубы равен 26 % (в 2013 г. ~ 29 %)

от суммарного выброса ИРГ по Компании, для РАЭС ~ 41 % (в 2013 г. ~ 42 %), вклад

газо-аэрозольного выброса через вентрубы ЮУАЭС составил 18 % (в 2013 году - на

уровне ~ 14 %), вклад ХАЭС в отчетном году составил 16 % (в 2013 году - 14 %). При

этом самый высокий вклад в суммарный выброс ИРГ по Компании, как и в предыдущие

годы, составил выброс через ВТ энергоблоков №№ 1-2 РАЭС – 22 %.



45

Рис. 4.4 Распределение вклада энергоблоков и спецкорпусов в суммарный выброс ИРГ

АЭС НАЭК «Энергоатом» в 2014 г.

За отчетный год по всем АЭС Компании не зафиксировано случаев превышения

административно-технологических, контрольных и допустимых уровней газо-

аэрозольных выбросов ИРГ в окружающую среду.

В целом в течение 2014 года среднесуточные уровни выбросов инертных радиоактивных

газов были значительно ниже установленных для каждой АЭС пределов суточного

выброса и в процентном отношении (далее - индексы выбросов) от них составили: на

ЗАЭС – 0,116 %, РАЭС – 0,204 %, ЮУАЭС – 0,134 %, ХАЭС – 0,118 %.

ХАЭС СК

5%ХАЭС-2

7%ХАЭС-1

4%

ЮУАЭС СК

0%

ЮУАЭС-3

9%

ЮУАЭС-1,2

9%

РАЭС СК

3% РАЭС-4

8%

РАЭС-3

8%

РАЭС-1,2

22%

ЗАЭС СК-2

5%

ЗАЭС-СК-1

6%

ЗАЭС-6

3%

ЗАЭС-5

3%

ЗАЭС-4

2%

ЗАЭС-3

3%ЗАЭС-2

2%

ЗАЭС-1

2%



46

В табл. 4.4 представлена мощность выброса ДЖН в течение месяца в пересчете на 1000

МВт установленной мощности и суммарный выброс ДЖН в целом по АЭС за 12 месяцев

отчетного года.

Таблица 4.4 - Мощность выброса ДЖН (кБк/мес.) по месяцам в пересчете на 1000 МВт

установленной мощности и суммарный выброс ДЖН по АЭС за 12 месяцев 2014 года

(МБк/год)

Месяц/

АЭС 01 02 03 04 05 06 07 08 09 10 11 12

За

год

ЗАЭС 3849 2763 5110 3995 3374 3210 4614 4660 4820 5456 5480 3441 304,0

РАЭС 5355 8369 5071 5071 4752 3936 4468 4574 4468 5496 4858 4007 170,4

ЮУАЭС 596 478 614 628 639 593 780 749 743 1181 688 670 25,0

ХАЭС 477 441 667 593 481 432 429 533 1175 428 644 515 13,6

Значения выбросов ДЖН, приведенные в таблице, получены на основании данных

лабораторных анализов.

На рис. 4.5 представлены данные о мощности выброса ДЖН по месяцам 2014 года в

пересчете на 1000 МВт установленной мощности АЭС, на рис. 4.6 - динамика

среднесуточных выбросов ДЖН по данным еженедельных отчетов АЭС за истекший год

в сравнении с установленными на каждой атомной станции пределами выбросов.

Рис. 4.5 Мощность выброса ДЖН по месяцам 2014 г. в пересчете на 1000 МВт

установленной мощности АЭС.

0

2000

4000

6000

8000

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12


кБк/мес.

мес



47

10

100

1000

10000

100000

1000000

09

.01

.14

23

.01

.14

06

.02

.14

20

.02

.14

06

.03

.14

20

.03

.14

03

.04

.14

17

.04

.14

01

.05

.14

15

.05

.14

29

.05

.14

12

.06

.14

26

.06

.14

10

.07

.14

24

.07

.14

07

.08

.14

21

.08

.14

04

.09

.14

18

.09

.14

02

.10

.14

16

.10

.14

30

.10

.14

13

.11

.14

27

.11

.14

11

.12

.14

25

.12

.14


ДЖН,

кБк/суткиПВ ЗАЭС = 2200 МБк/сут

ПВ РАЭС = 370 МБк/сут ПВ ХАЭС =1000 МБк/сут

ПВ ЮУАЭС = 750 МБк/сут

Рис. 4.6 Динамика среднесуточных выбросов ДЖН по данным еженедельных отчетов

АЭС за отчетный 2014 год в сравнении с пределами выбросов (логарифмический

масштаб).

На рис. 4.7 представлена динамика суммарных годовых выбросов ДЖН АЭС за 2010-

2014 гг., на рис. 4.8 - распределение вклада выбросов долгоживущих нуклидов через

вентрубы энергоблоков и спецкорпусов в суммарный выброс ДЖН АЭС НАЭК

«Энергоатом» за 2014 год.

Рис. 4.7 Суммарный газо-аэрозольный выброс ДЖН АЭС НАЭК «Энергоатом» за 2010-

2014 гг.



48

Динамика газо-аэрозольных выбросов ДЖН атомными станциями Компании в последние

пять лет (рис. 4.7) свидетельствует о стабильности ситуации с этим параметром – за

указанное время наблюдения не отмечается никаких существенных колебаний уровней

величин суммарных выбросов ДЖН, ни изменений соотношений уровней этого

показателя между АЭС Компании.

На Запорожской АЭС в отчетном 2014 г. уровень газо-аэрозольного выброса ДЖН на

58,7 МБк (или ~ 19 %) увеличился по сравнению с предыдущим годом и зафиксирован на

уровне 304,0 МБк/год (245,3 МБк в 2013 году). При этом процентный вклад выброса

ДЖН шестью энергоблоками ЗАЭС в суммарный выброс долгоживущих радионуклидов

по Компании в отчетном 2014 году составил 59 % (рис. 4.8). В 2013 году этот показатель

по ЗАЭС был равен 52 %.

В отчетном 2014 году основными источниками выброса долгоживущих радионуклидов

по Компании, как и в прошлые годы, стали вентруба спецкорпуса №1 ЗАЭС – выброс

ДЖН через эту вентрубу составил около 17 % от суммарного выброса ДЖН по Компании

и вентруба энергоблоков № 1-2 Ривненской АЭС – 20 %.

Суммарный выброс долгоживущих нуклидов на РАЭС в отчетном году снизился по

сравнению с прошлым 2013 годом и составил 170,0 МБк/год, что на 26 МБк меньше

уровня 2013 года, когда годовой выброс ДЖН был равен 196,0 МБк/год.

В отчетном 2014 году суммарный выброс ДЖН по Южно-Украинской АЭС остался на

уровне прошлых лет и составил 25,0 МБк/год (в 2013 году – 27,1 МБк). Процентный

вклад этой АЭС в суммарный выброс ДЖН по Компании также остался на уровне

прошлых лет и составил 6 %.

На Хмельницкой АЭС суммарный выброс ДЖН за истекший год также остался,

практически, на уровне прошлого года и составил 13,6 МБк против 12,2 МБк в 2013 году.

Процентный вклад ХАЭС в суммарный выброс ДЖН по Компании остался близок к

значениям предыдущих лет и составил 3 %.



49

ЗАЭС СК-2

11%

ЗАЭС СК-1

17%

ЗАЭС-6

4%

ЗАЭС-5

3%

ЗАЭС-4

7%

ЗАЭС-3

6%

ЗАЭС-2

6%

ЗАЭС-1

5%

ХАЭС СК

1%

ХАЭС-2

1%

ХАЭС-1

1%ЮУАЭС СК

2%

ЮУАЭС-3

2%

ЮУАЭС-1,2

2%

РАЭС СК

8%

РАЭС-4

2%

РАЭС-3

4%

РАЭС-1,2

20%

Рис. 4.8 Распределение вклада энергоблоков и спецкорпусов в суммарный выброс ДЖН

АЭС НАЭК «Энергоатом» за 2014 г.

По всем АЭС Компании в течение отчетного года не зафиксировано ни одного случая

превышения административно-технологических, контрольных и допустимых уровней

газо-аэрозольных выбросов ДЖН в окружающую среду.

В целом за прошедший год зарегистрированные уровни выбросов долгоживущих

нуклидов были значительно ниже установленных для каждой АЭС пределов выброса и в

процентном отношении от них составили: на ЗАЭС – 0,038 %, РАЭС – 0,126 %, ЮУАЭС

– 0,009 %, ХАЭС – 0,004 %.

В табл. 4.5 представлена мощность выброса радионуклидов йода по месяцам в пересчете

на 1000 МВт установленной мощности и суммарный годовой выброс радионуклидов йода

в целом по АЭС за 12 месяцев 2014 года; на рис. 4.9 представлена мощность выброса

радиоактивного йода по месяцам 2014 г. в пересчете на 1000 МВт установленной

мощности АЭС; на рис. 4.10 представлена динамика среднесуточных выбросов

радионуклидов йода по данным еженедельных отчетов АЭС за истекший год в сравнении

с установленными на каждой атомной станции пределами выбросов радиоактивного

йода; на рис. 4.11 – динамика годовых суммарных выбросов радионуклидов йода в целом

по АЭС Компании за 2010-2014 гг.



50

Таблица 4.5 - Мощность выброса радионуклидов йода (кБк/мес.) по месяцам в пересчете

на 1000 МВт установленной мощности и суммарный выброс радионуклидов йода по АЭС

за 12 месяцев 2014 года (МБк/год)

Месяц/

АЭС 01 02 03 04 05 06 07 08 09 10 11 12

За

год

ЗАЭС 1183 1087 1157 1135 1219 1190 1504 1292 1140 1145 1105 1204 86,5

РАЭС 35000 40780 1326 1340 922 1273 1082 2170 3064 1408 1433 2979 261,6

ЮУАЭС 776 675 722 818 781 869 1074 1460 2888 1240 794 2319 43,2

ХАЭС 477 441 1927 735 481 432 429 1896 687 428 10790 107 39,5

Рис. 4.9 Мощность выброса радионуклидов йода по месяцам 2014 г. в пересчете на

1000 МВт установленной мощности АЭС.

0

10000

20000

30000

40000

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12


кБк/мес.

мес



51

Рис. 4.10 Динамика среднесуточных выбросов радионуклидов йода по данным

еженедельных отчетов АЭС за 2014 год в сравнении с пределами выбросов

(логарифмический масштаб).

Рис. 4.11 Суммарный выброс радионуклидов йода АЭС НАЭК «Энергоатом»

за 2010 – 2014 гг.

0

100

200

300

400

500

2010 2011 2012 2013 2014


МБк/год

10

100

1000

10000

100000

1000000

10000000

09

.01

.14

23

.01

.14

06

.02

.14

20

.02

.14

06

.03

.14

20

.03

.14

03

.04

.14

17

.04

.14

01

.05

.14

15

.05

.14

29

.05

.14

12

.06

.14

26

.06

.14

10

.07

.14

24

.07

.14

07

.08

.14

21

.08

.14

04

.09

.14

18

.09

.14

02

.10

.14

16

.10

.14

30

.10

.14

13

.11

.14

27

.11

.14

11

.12

.14

25

.12

.14


Йод,

кБк/сутки ПВ ЗАЭС = 6000 МБк/сутПВ РАЭС = 5500 МБк/сут

ПВ ЮУАЭС = 3900 МБк/сут

ПВ ХАЭС = 4100 МБк/сут



52

Как видно из графического представления годовых суммарных выбросов радионуклидов

йода (рис. 4.11), на Запорожской АЭС этот показатель в предшествующие годы не

претерпевал существенных изменений, в 2013 году этот показатель увеличился на ~ 38 %

и составил 136,9 МБк/год. В отчетном 2014 году суммарный выброс радионуклидов йода

снизился и вернулся на уровень 2010 – 2012 гг., составив при этом 86,5 МБк за год.

Долевой вклад выброса радиоактивного йода ЗАЭС в отчетном 2014 году составил 21 %

от суммарного выброса радиойода по Компании (рис. 4.12), в прошлом 2013 году этот

показатель был равен 41 %.

На Ривненской АЭС в отчетном году суммарный выброс радионуклидов йода вырос по

сравнению с 2013 годом почти в 3 раза и составил 261,6 МБк/год против 84,9 МБк в 2013

году. Долевой вклад выброса через вентрубы РАЭС в суммарный выброс радионуклидов

йода по Компании в отчетном году так же существенно увеличился в сравнении с

прошлым годом и составил 62 % против 27 % в 2013 году. Как видно из графика 4.12,

превалирующая доля активности радиоактивного йода (58 % от годового суммарного

выброса атомных станций Компании) попала в окружающую среду через

вентиляционную трубу энергоблоков № 1-2 РАЭС. Основной вклад в этот выброс был

сформирован выбросами от энергоблока №2 во время ППР-2014, что связано с наличием

одной негерметичной кассеты в реакторе этого энергоблока РАЭС.

В отчетном 2014 году на Южно-Украинской АЭС сохранилась тенденция последних пяти

лет к снижению суммарного выброса радионуклидов йода, численное значение выброса

составило 43,2 МБк/год против 75,6 МБк в 2013 году. Долевой вклад ЮУАЭС в

суммарный выброс йода по Компании так же соответственно снизился и составил 10 % (26

% в 2013 году).

В отчетном 2013 году суммарный выброс радионуклидов йода на Хмельницкой АЭС по

сравнению с прошлым годом увеличился в 2,6 раза, вернувшись к уровню 2012 года, и

составил 39,5 МБк/год. При этом долевой вклад двух энергоблоков ХАЭС в суммарный

газо-аэрозольный выброс радионуклидов йода по Компании, оставаясь самым низким по

Компани, составил 9 %.



53

Рис. 4.12 Распределение вклада энергоблоков и спецкорпусов в суммарный выброс

радионуклидов йода АЭС НАЭК «Энергоатом» за 2014 г.

По всем АЭС НАЭК «Энергоатом» превышений допустимых, контрольных и

административно-технологических уровней выброса радионуклидов йода в отчетном

году не зафиксировано.

В целом за год уровни выбросов радиоактивного йода были значительно ниже

установленных для каждой АЭС пределов выброса и в процентном отношении от них

составили: на ЗАЭС – 0,004 %, РАЭС – 0,013 %, ЮУАЭС – 0,003 %, ХАЭС – 0,003 %.

В качестве реперных радионуклидов, по которым приводится анализ в этом отчете,

выбраны основные дозообразующие нуклиды: 137Cs и 60Со, первый из которых является

продуктом деления топлива, а второй - наведенной активности коррозионных материалов

ГЦК.

В таблице 4.6 приведена средняя мощность выброса реперных радионуклидов 137Cs и 60Со

по месяцам в пересчете на 1000 МВт установленной мощности и суммарный выброс этих

изотопов в целом по АЭС за 2014 год.

РАЭС-3

1%

РАЭС-4

1%

РАЭС СК

2%

ЮУАЭС-1,2

3%

ЮУАЭС-3

4%

ЮУАЭС СК

3%

ХАЭС-1

5%

ХАЭС-2

1%

ХАЭС СК

3%

ЗАЭС-1

2%

ЗАЭС-2

2%ЗАЭС-3

2%ЗАЭС-4

2%

ЗАЭС-5

2%

ЗАЭС-6

2%

ЗАЭС СК-1

5%

ЗАЭС СК-2

4%

РАЭС-1,2

58%



54

Таблица 4.6 - Средняя мощность выброса 137Cs (кБк/мес.) по месяцам в пересчете на 1000

МВт установленной мощности и суммарный выброс 137Cs по АЭС за 2014 год (МБк/год)

Месяц/

АЭС 01 02 03 04 05 06 07 08 09 10 11 12 За

год

ЗАЭС 282 73 85 43 64 156 170 338 50 28 99 65 8,7

РАЭС 266 542 211 209 172 79 109 188 89 180 440 250 7,7

ЮУАЭС 171 19 58 35 109 28 101 44 74 57 30 79 2,4

ХАЭС 97 16 159 98 121 15 14 16 288 14 49 16 1,8

На рис. 4.13 представлены суммарные выбросы радионуклида 137Cs в целом по АЭС

Компании за последние пять лет.

Рис. 4.13 Суммарные газо-аэрозольные выбросы 137Cs по АЭС НАЭК «Энергоатом»

за 2010-2014 гг.

Из графика 4.13 видно, что в последние годы практически на всех АЭС Компании

наблюдается низкий уровень газо-аэрозольного выброса 137Cs в окружающую среду.

Суммарные годовые выбросы 137Cs на РАЭС, ЮУАЭС и ХАЕС в 2014 году снизились.

На Запорожской АЭС в отчетном 2014 году наблюдается повышение в 2 раза в сравнении

с предыдущим годом аэрозольного выброса 137Cs и составляет 8,7 МБк/год против 4,3

МБк в 2013 году. Этот уровень является максимальным значением выброса цезия-137 в

отчетном году среди АЭС Компании.

В отчетном 2014 году суммарный годовой выброс 137Cs на Южно-Украинской АЭС

снизился и составил 2,4 МБк (3,4 МБк в 2013 году).

0

5

10

15

20

2010 2011 2012 2013 2014


МБк/год



55

Рис. 4.14 Суммарные газо-аэрозольные выбросы 60Со по АЭС НАЭК «Энергоатом» за

2010 – 2014 гг.

На Хмельницкой АЭС отмечается некоторое снижение по сравнению с прошлым годом

суммарного годового выброса радионуклида цезия-137 – 1,8 МБк против 2,1 МБк в 2013

году. При этом суммарный газо-аэрозольный выброс 137Cs на ХАЭС при двух

эксплуатируемых энергоблоках по-прежнему остается самым низким по Компании.

В целом за отчетный год среднемесячные уровни газо-аэрозольных выбросов цезия-137

были значительно ниже пределов выброса и в процентном отношении от них составили:

на ЗАЭС – 0,003 %, РАЭС – 0,006 %, ЮУАЭС – 0,001 %, ХАЭС – 0,001 %.

В таблице 4.7 приведены уровни средней мощности выброса 60Cо по месяцам,

нормированные на 1000 МВт установленной мощности, а также суммарные выбросы

этого радионуклида по АЭС за отчетный год. На рис. 4.14 представлены суммарные

выбросы 60Co по Компании за последние пять лет.

Таблица 4.7 - Средняя мощность выброса 60Cо (кБк/мес.) по месяцам в пересчете на 1000

МВт установленной мощности и суммарный выброс 60Cо по АЭС за 2014 год (МБк/год)

Месяц/

АЭС 01 02 03 04 05 06 07 08 09 10 11 12 За

год

ЗАЭС 151 137 49 62 88 67 143 32 76 59 74 22 5,8

РАЭС 457 1539 486 324 137 89 93 173 170 99 243 241 11,4

ЮУАЭС 297 51 109 248 87 346 335 186 229 233 284 52 7,4

ХАЭС 16 16 18 17 17 15 14 15 62 14 16 16 0,5

0

10

20

2010 2011 2012 2013 2014


МБк/год



56

Как видно из графика 4.14, показатели суммарных годовых выбросов кобальта-60 по

РАЭС, ЮУАЭС и ХАЭС улучшились по сравнению с предыдущим 2013 годом, на ЗАЭС

уровень выброса этого радионуклида незначительно вырос.

Ежемесячные уровни выбросов кобальта-60 были значительно ниже пределов выброса и

в процентном отношении от них за 2013 год составили: на ЗАЭС – 0,003 %, РАЭС –

0,019 %, ЮУАЭС – 0,006 %, ХАЭС – < 0,001 %.

В табл. 4.8 представлены индексы групп, отдельных радионуклидов и суммарный индекс

газо-аэрозольных выбросов через вентрубы АЭС в отчетном году.

Таблица 4.8 - Индексы групп, отдельных радионуклидов и суммарные индексы газо-

аэрозольных выбросов АЭС в 2014 году (%)

АЭС ИРГ Йод 137Cs 134Cs 60Co 54Mn 90Sr 3Н Суммарный

индекс

ЗАЭС 0,116 0,004 0,003 0,001 0,003 < 0,001 < 0,001 - 0,127

РАЭС 0,204 0,013 0,006 0,001 0,019 < 0,001 < 0,001 0,342 0,585

ЮУАЭС 0,134 0,003 0,001 < 0,001 0,006 < 0,001 < 0,001 - 0,146

ХАЭС 0,118 0,003 0,001 < 0,001 < 0,001 < 0,001 < 0,001 0,070 0,192

Как свидетельствует анализ динамики суммарных индексов газо-аэрозольных выбросов

радиоактивных веществ в окружающую среду по АЭС Компании (рис. 4.15) в отчетном

2014 году эти показатели состояния радиационной безопасности АЭС остаются на

минимальном уровне и за последние годы не превысили 1 %.

Следует так же отметить, что на РАЭС и ХАЭС освоена методика и принята в

промышленную эксплуатацию установка по контролю за газо-аэрозольными выбросами

трития в окружающую среду через вентрубы АЭС (по ХАЭС – только для энергоблока

№2). При этом вклад этого радиоизотопа в суммарный индекс выброса на РАЭС составил

~ 58 %, на ХАЭС ~ 36 %.

На рис. 4.15 в графическом виде представлена динамика суммарных индексов газо-

аэрозольных выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду по АЭС Компании

за последние пять лет.



57

Индекс выбросов,

%

Рис. 4.15 Динамика суммарных индексов газо-аэрозольных выбросов радиоактивных

веществ в окружающую среду по АЭС Компании за 2010 – 2014 гг.

Реальные величины газо-аэрозольных выбросов АЭС НАЭК «Энергоатом» в 2014 году

фиксировались на уровне значительно ниже установленных регулирующим органом для

каждой АЭС пределов выбросов. Суммарные индексы газо-аэрозольных выбросов в

окружающую среду по основным составляющим выбросов (инертные радиоактивные

газы, радионуклиды йода и долгоживущие нуклиды 137Cs, 134Cs, 60Co, 54Mn, 90Sr и 3Н –

последний для РАЭС и ХАЭС) составили: на ЗАЭС – 0,127 %, РАЭС – 0,585 % (в т.ч.

0,342 % по тритию), ЮУАЭС – 0,146 %, ХАЭС – 0,192 % (в т.ч. 0,070 % по тритию).

Таким образом, уровни суммарных индексов газо-аэрозольных выбросов радиоактивных

веществ в окружающую среду по АЭС Компании в последние годы остаются стабильно

низкими, не значительно изменяясь, не превышают уровня одного процента.

0,130,12 0,11

0,14

0,13

0,40 0,39

0,53

0,63

0,59

0,34

0,220,18

0,12

0,150,15 0,14 0,16

0,21 0,19

0

0,2

0,4

0,6

2010 2011 2012 2013 2014




58

4.2 Водные сбросы радиоактивных веществ во внешние водоемы

Радиоактивные сбросы радионуклидов атомными станциями Компании во внешние

водоемы (пруды-охладители) формируются, в основном, за счет сброса дебалансных вод

из баков ХВО и за счет продувки брызгальных бассейнов ответственных потребителей. В

таблице 4.9 приведены контрольные уровни и пределы сбросов радиоактивных веществ в

открытые водоемы, действовавшие на АЭС в отчетном году. Результаты контроля

уровней водных сбросов реперных радионуклидов в 2014 г. приведены в табл. 4.10 - 4.12.

Таблица 4.9 - Контрольные уровни / пределы водных сбросов реперных радионуклидов в

открытые водоемы АЭС (MБк/год)

Радионуклид ЗАЭС РАЭС ЮУАЭС ХАЭС

137Cs 364 / 91 000 2 640 / 83 000 1 188 / 16 000 170 / 41 000

60Co 4 400 / 1 100 000 252 / 52 000 252 / 31 000 220 / 55 000

3Н 104 Е+6/1900 Е+6 26Е+4 / 2400 Е+6 31Е+6 /120 Е+6 8,8Е+6/ 2000Е+6

Таблица 4.10 - Мощность сброса 137Cs (МБк/мес.) по месяцам в пересчете на 1000 МВт

установленной мощности и суммарный сброс 137Cs (МБк/год) по АЭС за 2014 г.

Месяц/

АЭС 01 02 03 04 05 06 07 08 09 10 11 12 За

год

ЗАЭС 0,4 0,5 0,7 0,5 0,4 0,9 1,6 1,0 0,6 0,8 0,9 1,0 55,7

РАЭС 2,3 4,1 3,1 5,6 4,3 5,0 4,0 4,2 6,5 3,8 4,3 3,2 143,0

ЮУАЭС 1,2 1,7 1,5 2,1 0,8 0,4 4,7 0,7 1,6 1,1 0,4 0,8 51,3

ХАЭС 0,1 0,6 1,5 0,1 3,2 0 0,1 0,01 1,8 0,9 0,1 18 54,5

Таблица 4.11 - Мощность сброса 60Co (МБк/мес.) по месяцам в пересчете на 1000 МВт

установленной мощности и суммарный сброс 60Co (МБк/год) в целом по АЭС за 2014 г.

Месяц/

АЭС 01 02 03 04 05 06 07 08 09 10 11 12 За

год

ЗАЭС 0,5 0,4 0,5 0,6 0,5 1,2 1,8 0,9 0,5 0,6 0,9 0,9 54,6

РАЭС 0,2 0,3 0,3 0,8 0,6 0,5 0,5 0,5 0,6 0,4 0,4 0,5 15,5

ЮУАЭС 1,0 1,2 1,1 1,8 0,4 0,4 2,8 0,7 1,4 0,7 0,3 0,8 37,4

ХАЭС 0,01 0,02 0,04 0,01 0,1 0 0,01 0,01 0,1 0,1 0,01 0,01 0,2



59

Таблица 4.12 - Мощность сброса 3Н (ГБк/мес.) по месяцам в пересчете на 1000 МВт

установленной мощности и суммарный сброс 3Н (ГБк/год) в целом по АЭС за 2014 г.

Месяц/

АЭС 01 02 03 04 05 06 07 08 09 10 11 12 За

год

ЗАЭС 210,0 130,0 331,7 556,7 603,3 173,3 588,3 603,3 139,7 390,0 385,0 360,0 26800,0

РАЭС 227,0 216,9 139,8 199,7 475,2 102,8 160,6 130,1 65,6 152,5 165,9 258,9 6470,0

ЮУАЭС 39,7 66,0 96,0 113,7 34,7 23,9 200,0 18,9 113,7 54,3 24,9 60,0 2530,0

ХАЭС 4,0 9,7 232,0 23,1 786,0 0 0,1 0,1 9,6 109,1 39,8 7,2 2441,3

В табл. 4.13 представлен суммарный объем водных сбросов АЭС в открытые водоемы за

отчетный год.

Таблица 4.13 - Суммарный объем водных сбросов по месяцам 2014 г. и за год, тыс. куб.

м.

АЭС 01 02 03 04 05 06 07 08 09 10 11 12 За

год

ЗАЭС 158,0 143,0 159,0 154,0 165,0 287,0 296,0 291,0 153,0 156,0 274,0 293,0 2530,0

РАЭС 642,3 698,0 777,8 1297,7 1418,3 1426,5 1346,9 1446,9 1495,5 1177,9 1037,2 1039,3 13800,0

ЮУАЭС 12,0 15,0 15,0 22,0 5,0 5,0 35,0 9,0 24,0 9,0 3,0 10,4 164,4

ХАЭС 9,9 18,5 39,5 13,9 40,0 0 1,8 0,9 11,8 35,5 11,0 10,9 193,8

На рис. 4.16 - 4.18 представлена мощность водного сброса 137Cs, 60Со и 3Н по месяцам

2014 г. в пересчете на 1000 МВт установленной мощности АЭС.

0

5

10

15

20

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12


MБк/мес

мес.

Рис. 4.16 Средняя мощность водного сброса 137Cs по месяцам 2014 г. в пересчете на




60

Рис. 4.17 Средняя мощность водного сброса 60Co по месяцам 2014 г. в пересчете на


Рис. 4.18 Средняя мощность водного сброса 3Н по месяцам 2014 г. в пересчете на


Продувка систем технического водоснабжения ответственных потребителей в пруд-

охладитель Запорожской АЭС в 2014 году производилась согласно ежегодному графику с

целью поддержания соответствия качества воды нормам водно-химического режима.

Возмещение потерь из систем технического водоснабжения ответственных потребителей

осуществлялась потоками с очистных сооружений грязной зоны, контрольных баков СВО

и системы дренажей. Недостающие объемы воды восполнялись проектной системой

подпитки из открытого сбросного канала Запорожской ТЭС. Радиоактивные сбросы в

пруд-охладитель формировались, в основном, за счет сброса дебалансных вод из баков



61

радиационного контроля и из контрольных баков СВО, а так же за счет продувки систем

технического водоснабжения ответственных потребителей.

Контроль сбросов радиоактивных веществ во внешние водоемы на Ривненской АЭС

осуществляется по системам ПЛК и ХФК на сбросе. Из табл. 4.10 и графика 4.19 видно,

что нормированные на 1000 МВт установленной мощности и суммарные сбросы 137Cs на

этой АЭС существенно выше по сравнению с другими АЭС Компании. На РАЭС

действует отличная от других АЭС технологическая схема обращения с водой для

охлаждения конденсаторов турбин (градирни вместо пруда-охладителя). Поэтому объем

сбрасываемой в окружающую среду воды за счет непрерывной продувки ковша градирен

через ПЛК значительно выше, чем на других АЭС.

На Южно-Украинской АЭС водным сбросом является организованный сброс

дебалансных вод брызгальных бассейнов и градирен в пруд-охладитель АЭС

(Ташлыкское водохранилище). Контроль и учёт радиоактивного сброса в окружающую

среду на ЮУАЭС осуществляется при сбросе дебалансных вод из брызгальных бассейнов

и градирен в пруд-охладитель АЭС. Сброс из брызгальных бассейнов и градирен

проводится (с оформлением санитарного паспорта на сброс дебалансных вод) для

поддержания регламентированных значений, а также для их ремонта.

В пруд-охладитель Хмельницкой АЭС (внешний водоем) сбрасываются воды

брызгальных бассейнов и дебалансные воды с узла нейтрализации ХВО и БОУ. Основной

вклад в сбрасываемые объемы вносит продувка брызгальных бассейнов.

На рис. 4.19 - 4.21 в графическом виде представлены данные по водным сбросам

радионуклидов АЭС во внешние водоемы (пруды-охладители) за последние пять лет.

Рис. 4.19 Динамика годовых сбросов цезия-137 во внешние водоемы на АЭС

за 2010 - 2014 гг.

0

100

200

300

2010 2011 2012 2013 2014


МБк/год



62

0

30

60

90

120

2010 2011 2012 2013 2014


МБк/год

Рис. 4.20 Динамика годовых сбросов кобальта-60 во внешние водоемы на АЭС

за 2010 - 2014 гг.

0

5000

10000

15000

20000

25000

2010 2011 2012 2013 2014


ГБк/год

Рис. 4.21 Динамика годовых сбросов трития во внешние водоемы на АЭС

за 2010 - 2014 гг.



63

В отчетном году суммарные объемы водных сбросов выросли на трех АЭС: ЗАЭС на 30%

(2350 тыс. куб.м в 2014 г. против 1780 тыс. куб.м в 2013 г.), на РАЭС на 20 % (13800 тыс.

куб.м в 2014 г. против 11000 тыс. куб.м в 2013 г.) и на ХАЭС на 18 % (193,8 тыс. куб. м в

2014 г. против 159 тыс. куб.м в 2013 г.). И только на ЮУАЭС наблюдается

незначительное снижение этого показателя – 164 тыс. куб.м в 2014 году против 172 тыс.

куб.м в 2013 году.

Годовые уровни водных сбросов основных реперных радионуклидов (137Cs, 60Co, 3Н) на

ЗАЭС, РАЭС и ЮУАЭС несущественно отличались от соответствующих уровней

прошлого года (рис. 4.19-4.21). Увеличение объема водного сброса на ХАЭС привело к

увеличению в 2,2 раза годового сброса радионуклида цезия-137 и в 5,1 раза годового

сброса трития. Это обстоятельство привело к увеличению в 2,5 раза суммарного индекса

сброса ХАЭС (рис. 4.22).

На всех АЭС Компании за истекший год не зафиксировано превышений допустимых,

контрольных и административно-технологических уровней содержания радионуклидов в

водных сбросах в открытые водоемы.

Суммарные индексы сброса жидких радиоактивных веществ за отчетный год по всем

достоверно регистрируемым радионуклидам (3Н, 137Cs, 134Cs, 60Co, 54Mn, 90Sr) составили:

по ЗАЭС – 1,600 %, по РАЭС – 0,552 %, по ЮУАЭС – 4,447 %, по ХАЭС – 0,272 %.

При этом следует отметить, что в 2013 году на ЗАЭС и ХАЭС были пересмотрены

«Допустимые уровни водных сбросов радиоактивных веществ АЭС в окружающую

среду», изменились их численные значения. Этим обстоятельством объясняется

существенное улучшение индекса сброса на ХАЭС в 2013 году – численные значения

новых пределов сброса основных дозообразующих радионуклидов увеличились на ХАЭС

на порядок и более.

На рис. 4.22 в графическом виде представлена динамика суммарных индексов сбросов

радионуклидов, достоверно фиксировавшихся на АЭС Компании за последние годы.



64

Индексы сбросов,

%

Рис. 4.22 Динамика суммарных индексов водных сбросов радиоактивных веществ по

АЭС Компании за 2010 – 2014 гг.

В табл. 4.14 представлены индексы отдельных достоверно фиксировавшихся

радионуклидов и суммарные индексы водных сбросов АЭС во внешние водоемы в 2014

году.

Таблица 4.14 - Индексы водных сбросов реперных радионуклидов во внешние водоемы

АЭС в 2014 году (%)

АЭС

3Н

137Cs

134Cs

60Co

90Sr

54Mn

Суммар-

ный

индекс

ЗАЭС 1,412 0,061 0,074 0,005 0,042 0,004 1,600

РАЭС 0,270 0,172 0,044 0,030 0,029 0,004 0,552

ЮУАЭС 2,113 0,321 0,201 0,121 1,700 0,016 4,477

ХАЭС 0,120 0,133 0,009 0,001 0,009 0 0,272

На всех АЭС НАЭК «Энергоатом» за истекший 2014 год не зафиксировано превышений

пределов водных сбросов радиоактивных веществ в открытые водоемы атомных

станций, максимальный индекс водного сброса радионуклидов по Компании составил

4,48 % на ЮУАЭС.

0,540,27

1,231,60

0,24

0,84 0,870,51

0,551,15

4,00

1,95 2,432,42

4,48

6,44

4,95

0,11 0,27

9,90

0,00

2,00

4,00

6,00

8,00

10,00

2010 2011 2012 2013 2014




65

5 СОДЕРЖАНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В ОБЪЕКТАХ

ОКРУЖАЮЩЕЙ ПРИРОДНОЙ СРЕДЫ

В течение отчетного 2014 года на всех АЭС проводились исследования относительно

содержания радиоактивных веществ в объектах окружающей среды в районе

расположения атомных станций - в воде поверхностных водоемов, в атмосферном

воздухе и почвенном покрове близлежащих населенных пунктов. Объем и методы

контроля определены согласованными в установленном порядке с регулирующими

органами Регламентами радиационного контроля, действующими на АЭС Компании.

5.1 Содержание радиоактивных веществ в воде поверхностных водоемов

В 2014 году содержание радиоактивных веществ в воде пруда-охладителя Запорожской

АЭС составляло по 137Cs - < 4,6 Бк/м3, по 90Sr в течение года менялось от 39,2 до 41,7

Бк/м3, в воде Каховского водохранилища удельная активность 137Cs составляла менее 4,6

Бк/м3, по 90Sr удельная активность менялась от 17,7 до 36,1 Бк/м3. Содержание стронция в

воде водохранилища обусловлено поступлениями аварийных выбросов чернобыльского

происхождения в р. Днепр. По данным «нулевого фона» концентрация радионуклидов в

воде Каховского водохранилища до пуска ЗАЭС составляла: 137Cs – (2,6±0,8) Бк/м3, 90Sr -

(24,3±1,2) Бк/м3.

По данным «нулевого фона» концентрация 137Cs в воде р. Стырь до пуска Ривненской

АЭС составляла 3,7-22,2 Бк/м3. В течение 2014 года содержание этого радионуклида в

воде р. Стырь до АЭС (с. Маюничи) составило 5,3 Бк/м3, в контрольном створе

(с.Сопачев) - 4,0 Бк/м3.

По данным «нулевого фона» концентрация радионуклидов в воде р. Ю.Буг до пуска

Южно-Украинской АЭС составляла по 137Cs – 13,0 Бк/м3, по 90Sr – 13,0-17,0 Бк/м3; в воде

пруда-охладителя: 137Cs – 31,0 Бк/м3, 90Sr – 24,4 Бк/м3. В 2014 году концентрация

радионуклидов в воде пруда-охладителя по 137Cs зарегистрирована на уровне менее 22,0

Бк/м3 , в реке – менее 22,0 Бк/м3, по 90Sr в пруде-охладителе – не более 36,0 Бк/м3 , в реке

– 27,6 – 29,0 Бк/м3.

По данным «нулевого фона» концентрация радионуклидов в воде р. Гнилой Рог до пуска

Хмельницкой АЭС по 137Cs составляла 5,5 Бк/м3, по 90Sr – 7,4 Бк/м3; в воде р. Горынь по 137Cs – 7,4 Бк/м3, по 90Sr – 14,8 Бк/м3. В 2014 году концентрация радионуклидов в воде

пруда-охладителя по 137Cs зарегистрировалась в пределах 6,6 – 7,0 Бк/м3 , в р. Горынь –

2,4 – 5,8 Бк/м3; по 90Sr в пруде – 14,3 – 17,5 Бк/м3 , в р. Горынь – 7,5 – 15,0 Бк/м3.

В таблице 5.1 приведены уровни удельного содержания реперных радионуклидов цезия-

137 и стронция-90, контролировавшихся в воде поверхностных водоемов АЭС в

2014 году.



66

Таблица 5.1 - Удельное содержание реперных радионуклидов цезия-137 и стронция-90,

зарегистрированных в воде поверхностных водоемов АЭС в 2014 году, Бк/м3

АЭС Цезий-137 Стронций-90

«нулевой

фон»

2014 г. «нулевой

фон»

2014 г.

ЗАЭС

Водохранилище 2,6 ± 0,8 < 4,6 24,3 ± 1,2 17,7 – 36,1

Пруд-охладитель - < 4,6 - 39,2 – 41,7

РАЭС

р. Стырь 3,7 – 22,2 4,0 - 5,3 –* –*

ЮУАЭС

р. Ю.Буг 13,0 < 22,0 13,0 – 17,0 27,6 – 29,0

Пруд-охладитель 31,0 < 22,0 24,4 36,0

ХАЭС

р. Горынь 7,4 2,4 – 5,8 14,8 7,5 – 15,0

Пруд-охладитель – 6,6 – 7,0 – 14,3 – 17,5

* - на РАЭС в соответствии с «Регламентом радиационного контроля» 132-1-Р-РБ не

предусмотрен контроль 90Sr в воде поверхностных водоемов при нормальной эксплуатации

Анализ содержания радионуклидов цезия и стронция в воде поверхностных водоемов

АЭС в сравнении с «нулевым фоном» показывает, что эти концентрации являются

величинами одного порядка и могут отличаться в силу естественных природных условий:

пора года, паводки, засуха и т.д.

В 2014 г. осуществлялся мониторинг трития в воде пруда-охладителя ЗАЭС и

прилегающей акватории Каховского водохранилища, на РАЭС, ЮУАЭС и ХАЭС - в

водах рек Стырь, Южный Буг и Горынь.

Максимальное значение объемной активности трития в воде пруда-охладителя ЗАЭС не

превысило 180,0 кБк/м3, что находится на уровне среднего значения за прошлые годы.

Как свидетельствуют данные радиационного мониторинга, начиная с 1992 года,

отмечается тенденция к снижению концентрации трития в воде пруда-охладителя

Запорожской АЭС.

По результатам квартальной отчетности АЭС в отчетном году на ЮУАЭС максимальные

значения содержания трития зарегистрированы в воде р. Южный Буг до АЭС –

19,7 кБк/м3, после АЭС (контрольный створ) – 20,0 кБк/м3, в пруде-охладителе ЮУАЭС

максимальное значение концентрации трития зарегистрировано на уровне 138,0 кБк/м3; в

воде пруда-охладителя Хмельницкой АЭС – 68,8 кБк/м3, в р. Горынь (до АЭС) –



67

48,0 кБк/м3, после АЭС – 62,5 кБк/м3, и в воде р. Стырь (Ривненская АЭС) до АЭС –

менее 5,2 кБк/м3, после АЭС – 18,6 кБк/м3.

Зарегистрированные уровни, в основном, соответствуют данным публикаций

Национального центра радиационной медицины АМН Украины, специалистами которого

в течение последних лет ведется мониторинг трития в стране.

В соответствии с Нормами радиационной безопасности Украины НРБУ-97 допустимая

концентрация трития в питьевой воде составляет 3Е+4 кБк/м3, что почти на два порядка

выше концентрации трития в воде пруда-охладителя ЗАЭС, где зафиксирован самый

высокий уровень содержания этого радионуклида в этом году.

5.2 Содержание радиоактивных веществ в атмосферном воздухе населенных

пунктов

На всех АЭС НАЭК «Энергоатом» контроль загрязненности атмосферного воздуха

радиоактивными аэрозолями осуществлялся аспирационным методом при помощи

воздухофильтрующих установок, смонтированных на постах радиационного контроля.

Отбор проб аэрозолей производился прокачиванием воздуха через фильтровальную

ткань. В связи с низким содержанием искусственных радионуклидов в пробах, озоленные

остатки объединялись за месяц, а затем за квартал с последующим измерением их на

спектрометре гамма-излучений. Радиохимическое выделение Sr-90 (кроме РАЭС)

проводилось из объединенных проб за квартал.

По данным «нулевого фона» концентрации радионуклидов в атмосферном воздухе до

пуска Запорожской АЭС составляли: 137Cs – (2,2±0,7) мкБк/м3, 90Sr - (11,1±5,9) мкБк/м3. В

2014 г. среднегодовые значения концентрации радиоактивных веществ в атмосферном

воздухе были зарегистрированы по 137Cs в пределах от 1,0 до 2,9 мкБк/м3, по 90Sr – менее

0,5 мкБк/м3.

По данным «нулевого фона» концентрация 137Cs в атмосферном воздухе до пуска

Ривненской АЭС составляла (11,1 – 59,2) мкБк/м3. В 2014 г. среднегодовые значения

содержания радионуклида 137Cs в атмосферном воздухе менялось в пределах от 5,4 до

10,8 мкБк/м3.


пуска Южно-Украинской АЭС составляли: по 137Cs – (2,4 - 3,0) мкБк/м3, по 90Sr – (0,9 -

3,0) мкБк/м3. В 2014 г. содержание радиоактивных веществ в атмосферном воздухе

регистрировалось по 137Cs на уровне менее 3,4 мкБк/м3, по 90Sr менялось от 0,1 до

0,4 мкБк/м3.


пуска Хмельницкой АЭС составляли по 137Cs – (2,96 - 4,07) мкБк/м3, по 90Sr – (6,29 - 7,77)

мкБк/м3. В 2014 г. содержание радиоактивных веществ в атмосферном воздухе менялось

по 137Cs - от 1,0 до 7,2 мкБк/м3, по 90Sr – от 0,1 до 0,7 мкБк/м3.



68

В таблице 5.2 приведена сводная информация по уровням содержания реперных

радионуклидов цезия-137 и стронция-90 в атмосферном воздухе населенных пунктов,

находящихся в пределах зоны наблюдения АЭС Компании, на протяжении отчетного

2014 года.

Таблица 5.2 - Содержание реперных радионуклидов цезия-137 и стронция-90, в

атмосферном воздухе населенных пунктов, находящихся в пределах зоны наблюдения

АЭС Компании, мкБк/м3

АЭС Цезий-137 Стронций-90

«нулевой фон» 2014 г. «нулевой фон» 2014 г.

ЗАЭС 2,2 ± 0,7 1,0 – 2,9 11,1 ± 5,9 < 0,5

РАЭС 11,1 – 59,2 5,4 – 10,8 –* – *

ЮУАЭС 2,4 – 3,0 < 3,4 0,9 – 3,0 0,1 – 0,4

ХАЭС 2,96 – 4,07 1,0 – 7,2 6,29 – 7,77 0,1 – 0,7

* - на РАЭС в соответствии с «Регламентом радиационного контроля» 132-1-Р-РБ не

предусмотрен контроль 90Sr в атмосферном воздухе населенных пунктов при нормальной

эксплуатации

По остальным показателям радиационное состояние атмосферного воздуха в районах

размещения АЭС оставалось на уровне «нулевого фона» с учетом влияния последствий

аварии на ЧАЭС.

5.3 Содержание радиоактивных веществ в поверхностном слое почвы на постах

радиационного контроля на удалении от АЭС

В таблице 5.3 приведены уровни радиоактивного загрязнения поверхностного слоя почвы

цезием-137 в 2014 году на постах радиационного контроля на удалении от АЭС.

Таблица 5.3 - Плотность загрязнения поверхностного слоя почвы цезием-137 на постах

радиационного контроля на удалении от АЭС, Бк/м2

АЭС

«нулевой

фон»

СЗЗ

СЗЗ-10 км

10-20 км

20 км

ЗАЭС 1180 130 200 190 180

РАЭС 444 – 5070 2140 4560 4870 6160

ЮУАЭС 1376 216 275 386 305

ХАЭС 1180 90 231 342 209



69

Плотность загрязнения почвы рассчитывается исходя из глубины отбора проб 5 см.

Как видно из таблицы, уровни плотности загрязнения почвы находятся в пределах

значений “нулевого фона”. Самые высокие уровни загрязнения почвы отмечаются в

районе расположения РАЭС, что может объясняться неравномерным характером

радиоактивных выпадений, обусловленных чернобыльской аварией.

Из таблицы видно также, что на удалении от АЭС за пределами санитарно-защитной

зоны, плотность загрязнения почвы выше, чем в самой санитарно-защитной зоне.

Предположительно, такая ситуация может объясняться нарушением (удалением,

перемешиванием) верхнего, загрязненного после аварии на ЧАЭС, слоя почвы в

результате техногенной деятельности в пределах санитарно-защитной зоны.



70

6 РЕЗУЛЬТАТЫ КОНТРОЛЯ ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА ПРИ ПРОВЕДЕНИИ

ПЛАНОВО-ПРЕДУПРЕДИТЕЛЬНЫХ РЕМОНТОВ

Основную часть коллективной дозы облучения персонал АЭС получает в период

плановых и внеплановых ремонтов. Поэтому оптимизация радиационной защиты в части

снижения доз облучения должна охватывать в первую очередь оптимизацию организации

работ при ППР (планирование, подготовку, выполнение и контроль). С этой целью до

начала планового ремонта каждого из энергоблоков АЭС Компании устанавливались

квоты доз облучения персонала, участвующего в ремонтных работах. Квоты (бюджет)

коллективных доз облучения разработаны как в целом для каждого энергоблока, так и

для основных подразделений, участвовавших в ремонте. Предварительные прогнозы

коллективных доз облучения разрабатывались на основе анализа радиационного

состояния оборудования ЯППУ при предыдущих ремонтах, с учетом предстоящих

трудозатрат на ремонты.

На всех этапах подготовки и проведения ремонтов на радиационно-опасном оборудовании

проводились дозиметрические измерения и исследования радиационной обстановки в

соответствии с ГНД 95.1.08.01.54-2003 «Методические указания по анализу коллективных

доз облучения персонала при ремонтных работах и техническом обслуживании

оборудования атомных станций». По результатам дозиметрических показаний на

радиационно-опасном оборудовании 1-го контура заполнялись таблицы картограмм.

Значения планируемых (квота) и фактических доз облучения в целом на ППР-2013

приведено в таблице 6.1.

Таблица 6.1 - Планируемые (квота) и фактические коллективные дозы облучения

персонала на период ППР-2014 по энергоблокам АЭС (фактические данные приведены

по оперативным дозиметрам), чел.мЗв

АЭС

Энерго

блок

№1

Энерго

блок

№2

Энерго

блок

№3

Энерго

блок

№4

Энерго

блок

№5

Энерго

блок

№6

Всего

по АЭС

ЗАЭС Квота

Факт

686

414

564

519

530

305

527

293

651

-

542

302

2847

1834

РАЭС Квота

Факт

725

-

818

809

767

429

301

199

- - 1886

1437

ЮУАЭС Квота

Факт

800

467

1100

644

850

254

- - - 2750

1365

ХАЭС Квота

Факт

1100

683

300

486

- - - - 1400

1169

Продолжительность СПР-2014 на энергоблоке № 1 ЗАЭС составила 98 суток (с 7.09 по

13.12.14). Коллективная доза персонала, участвовавшего в ремонте, составила 414,4 чел.мЗв.

Наибольшие уровни коллективной дозы облучения среди подразделений ЗАЭС за время СПР-

2014 на энергоблоке № 1 зафиксированы у персонала ЭРП – 274,5 чел.мЗв, ЦТАИ – 34,9

чел.мЗв, СКМ – 34,7 чел.мЗв, ЦД – 19,4 чел.мЗв, подрядчики – 23,9 чел.мЗв (АРС – 17,3 чел.мЗв).



71


23.03.14). Коллективная доза персонала, участвовавшего в ремонте, составила

519,2 чел.мЗв. Наибольшие уровни коллективной дозы облучения среди подразделений

ЗАЭС за время СПР-2014 на энергоблоке № 1 зафиксированы у персонала ЭРП –

342,3 чел.мЗв, ЦТАИ – 33,3 чел.мЗв, СКМ – 21,8 чел.мЗв, ЦД – 69,5 чел.мЗв, подрядчики

– 26,7 чел.мЗв (АРС – 22,5 чел.мЗв).





217,6 чел.мЗв, ЦТАИ – 25,3 чел.мЗв, СКМ – 12,8 чел.мЗв, ЦД – 10,0 чел.мЗв , подрядчики






190,1 чел.мЗв, ЦТАИ – 21,5 чел.мЗв, СКМ – 19,9 чел.мЗв, ЦД – 16,7 чел.мЗв , подрядчики


Плановый ремонт на энергоблоке № 5 ЗАЭС в 2014 году не проводился.


27.08.14). Коллективная доза персонала, участвовавшего в ремонте составила


ЗАЭС за время CПР-2014 на энергоблоке № 6 зафиксированы у персонала ЭРП –

192,2 чел.мЗв, ЦТАИ – 31,6 чел.мЗв, СКМ – 22,9 чел.мЗв, ЦД – 18,0 чел.мЗв, подрядчики


В течение 2014 года ремонтные работы велись на оборудовании, которое находится в

спецкорпусах ЗАЭС. Коллективная доза при проведении этих ремонтов составила по СК

№1 – 131,4 чел.мЗв, по СК №2 – 29,8 чел.мЗв.

ППР-2014 энергоблока № 1 РАЭС не проводился.

Продолжительность СПР-2014 на энергоблоке № 2 РАЭС составила 65 суток (с 14.01 по



РАЭС за время СПР-2014 на энергоблоке № 2 зафиксированы у персонала ЭРП –

510,5 чел.мЗв, СКМ – 64,3 чел.мЗв, ЦТАИ – 33,3 чел.мЗв, РЦ-1 – 27,9 чел.мЗв, ЦДиРАО –

17,1 чел.мЗв, подрядчики – 138,5 чел.мЗв.

Продолжительность СПР-2013 на энергоблоке № 3 РАЭС составила 65 суток (с 28.03 по

31.05.14). Коллективная доза облучения персонала, участвующего в ремонте, составила


РАЭС за время СПР-2014 на энергоблоке № 3 зафиксированы у персонала ЭРП –



72

276,4 чел.мЗв, СКМ – 23,0 чел.мЗв, ЦТАИ – 23,0 чел.мЗв, ЦДиРАО – 21,7 чел.мЗв, РЦ-2 –


Продолжительность КПР-2014 на энергоблоке № 4 РАЭС составила 67 суток (с 01.06 по



РАЭС за время КПР на энергоблоке № 4 зафиксированы у персонала ЭРП – 139,6 чел.мЗв,

СКМ – 19,2 чел.мЗв, ЦТАИ – 12,1 чел.мЗв, ЦДиРАО – 5,6 чел.мЗв, РЦ-2 – 6,5 чел.мЗв,

подрядчики – 10,8 чел.мЗв.

Продолжительность СПР-2014 на энергоблоке № 1 ЮУАЭС составила 50 суток (с 16.09 по

04.11.14). Коллективная доза персонала, участвовавшего в ремонте, составила 466,6

чел.мЗв. Наибольшие уровни коллективной дозы облучения среди подразделений ЮУАЭС

за время СПР-2014 на энергоблоке № 1 зафиксированы у персонала ЭРП – 303,2 чел.мЗв,

СКМ – 13,2 чел.мЗв, ЦТАИ – 36,9 чел.мЗв, ЦД – 8,5 чел.мЗв, подрядчики – 94,8 чел.мЗв.

Продолжительность СПР-2014 на энергоблоке №2 ЮУАЭС составила 79 суток (с 17.06 по

03.09.14). Коллективная доза персонала, участвовавшего в ремонте, составила 644,4 чел.мЗв.

Наибольшие уровни коллективной дозы облучения среди подразделений ЮУАЭС за время

СПР-2014 на энергоблоке № 2 зафиксированы у персонала ЭРП – 339,7 СКМ – 15,0 чел.мЗв;

ЦТАИ – 60,6 чел.мЗв, ЦД – 15,9 чел.мЗв, подрядчики – 200,0 чел.мЗв.

Продолжительность холодного резерва в 2014 году на энергоблоке №3 ЮУАЭС

составила 59 суток (с 13.04 по 10.06.14). Коллективная доза персонала, участвовавшего в

ремонте во время холодного резерва составила 46,2 чел.мЗв.

Продолжительность СПР-2014 на энергоблоке №3 ЮУАЭС в 2014 году составила

24 суток (с 08.12 по 31.12.14). Коллективная доза персонала, участвовавшего в ремонте,

составила по состоянию на 31.12.14 - 253,9 чел.мЗв. По графику ремонт продолжается и

должен быть закончен 05.04.2015 года.

Продолжительность первого СПР-2014 на энергоблоке № 1 ХАЭС составила 66 суток (с

03.03 по 08.05.14). Коллективная доза персонала, участвовавшего в ремонте, составила


ХАЭС за время первого СПР-2014 на энергоблоке № 1 зафиксированы для персонала

ЭРП – 287,4 чел.мЗв, ЦТАИ – 40,6 чел.мЗв, ОКМ – 37,1 чел.мЗв, РЦ – 18,2 чел.мЗв,

ЦДПРО – 16,1 чел.мЗв, подрядчики – 57,0 чел.мЗв.

Продолжительность второго СПР-2014 на энергоблоке № 1 ХАЭС составила 52 суток (с

01.11 по 23.12.14). Коллективная доза персонала, участвовавшего в ремонте, составила


ХАЭС за время второго СПР-2014 на энергоблоке № 1 зафиксированы для персонала

ЭРП – 125,4 чел.мЗв, ЦТАИ – 15,5 чел.мЗв, ОКМ – 20,3 чел.мЗв, РЦ – 14,0 чел.мЗв,

ЦДПРО – 20,9 чел.мЗв, подрядчики – 0,7 чел.мЗв.

Продолжительность СПР-2014 на энергоблоке № 2 ХАЭС составила 68 суток (с 12.08 по




73


ХАЭС за время СПР-2014 на энергоблоке № 2 зафиксированы для персонала ЭРП –

211,2 чел.мЗв, ЦТАИ – 48,0 чел.мЗв, ОКМ – 49,0 чел.мЗв, РЦ – 17,0 чел.мЗв, ЦДПРО –


В табл. 6.2 представлена информация о продолжительности плановых ремонтов

энергоблоков, уровнях коллективных доз облучения персонала при проведении ремонтов

за последние пять лет с 2010 по 2014 гг.

Таблица 6.2 - Продолжительность плановых ремонтов (сутки), уровни коллективных доз

облучения персонала (чел.Зв) при проведении ремонтов энергоблоков АЭС Компании в

2010-2014 гг.

АЭС №

бл

2010 2011 2012 2013 2014

длитель

ность,

сут.

коллект

доза,

чел.Зв

длитель

ность,

сут.

коллект

доза,

чел.Зв

длитель

ность,

сут.

коллект

доза,

чел.Зв

длитель

ность,

сут.

коллект

доза,

чел.Зв

длитель

ность,

сут.

коллект

доза,

чел.Зв

ЗАЭС

1 57 0,30 85 0,43 89 0,44 74 0,33 98 0,41

2 64 0,63 77 0,60 65 0,42 - - 85 0,52

3 80 0,52 46 0,31 74 0,64 54 0,35 59 0,30

4 56 0,50 78 0,47 68 0,49 49 0,25 58 0,29

5 55 0,52 79 0,39 53 0,35 56 0,35 - -

6 66 0,39 61 0,33 49 0,43 82 0,53 63 0,30

Среднее

на блок 63 0,48 71 0,42 66 0,46 63 0,36 73 0,36

РАЭС

1 130 1,26 42 0,50 50 0,60 59 0,65 - -

2 189 1,35 73 0,88 70 0,92 - - 65 0,81

3 74 0,87 25 0,15 86 0,99 58 0,42 65 0,43

4 55 0,19 56 0,16 52 0,17 55 0,15 67 0,20

Среднее

на блок 112 0,92 49 0,42 65 0,67 57 0,41 66 0,48

ЮУ

АЭС

1 24 0,15 88 0,86 54 0,31 283 2,04 50 0,47

2 59 0,64 74 1,07 85 0,50 63 0,60 79 0,64

3 82 0,59 93 0,39 174 0,62 86 0,50 24 0,25

Среднее

на блок 55 0,46 85 0,77 104 0,48 144 1,05 51 0,45

ХАЭС 1 74 0,57 63 0,69 76 0,83 - - 66

52

0,48

0,21

2 71 0,27 60 0,24 51 0,26 57 0,22 68 0,49

Среднее

на блок

73 0,42 62 0,47 64 0,55 57 0,22 62 0,39

Среднее

НАЭК 75,7 0,61 66,7 0,50 73,1 0,53 81,3 0,53 64,2 0,41



74

В табл. 6.3 представлены коллективные дозы облучения персонала на период плановых

ремонтов энергоблоков АЭС Компании в 2014 году при выполнении работ по группам

оборудования.

Таблица 6.3 - Коллективные дозы облучения персонала на период плановых ремонтов

энергоблоков в 2014 году при выполнении работ по группам оборудования АЭС (данные

по оперативным дозиметрам), мЗв

ЭБ/

оборуд

ование

Реак-

тор

ГЦТ

ГЦН

ПГ

КД

Системы

расхола-

живания

Системы

1-го

контура

СВО-

1,2

ЯТ

ЗАЭС

№1 100,5 35,6 19,3 83,6 8,5 29,4 12,9 26,9 2,6

№2 95,7 35,5 16,2 79,7 13,3 62,1 16,1 14,6 0,0

№3 103,0 31,9 7,8 47,3 13,0 18,3 14,0 17,4 1,9

№4 78,1 22,2 9,0 66,5 18,7 8,9 9,7 28,9 1,5

№5 - - - - - - - - -

№6 122,7 7,0 7,1 43,4 11,2 19,6 6,1 3,4 4,1

РАЭС

№1 - - - - - - - - -

№2 169,6 50,8 17,7 119,3 27,5 84,2 17,3 0,7 2,9

№3 56,5 6,3 8,6 39,5 2,1 10,7 9,5 3,7 3,8

№4 70,1 3,2 2,9 19,4 2,6 3,3 1,0 0,1 2,1

ЮУАЭС

№1 34,8 41,0 50,3 55,6 0,9 54,7 92,6 15,1 10,3

№2 39,6 56,8 57,8 88,3 3,0 128,3 99,9 15,8 8,0

№3 14,8 33,0 4,4 127,3 0,5 14,4 26,8 1,4 1,4

ХАЭС

№1 46,2

61,7

12,5

0,2

28,4

2,0

143,0

22,8

11,8

0,5

43,0

9,5

35,1

5,1

32,4

0,3

2,3

1,5

№2 134,4 7,5 10,4 59,2 7,4 77,1 13,8 24,3 2,1



75

На рис. 6.1 представлены коллективные дозы облучения и продолжительность ремонтов,

отнесенные к одному энергоблоку АЭС НАЭК «Энергоатом» за период 2010 - 2014 гг.

Рис. 6.1 Коллективные дозы облучения персонала и продолжительность ремонтов,

отнесенные к одному энергоблоку АЭС НАЭК «Энергоатом», за период 2010 - 2014 гг.

Суммарная коллективная доза облучения персонала, занятого на ремонтах энергоблоков

АЭС в ППР-2014, в общем по Компании составила 5800 чел.мЗв, из них по основным

системам – 4318 чел.мЗв.

Вклад ремонта отдельных групп основного оборудования в суммарную коллективную

дозу облучения, полученную персоналом во время ремонтов энергоблоков АЭС в ППР-

2014, в среднем по НАЭК «Энергоатом» составил: реакторная установка – 19,4%,

главный циркуляционный трубопровод – 5,9 %, главный циркуляционный насос – 4,2%,

парогенератор – 17,2%, компенсатор давления – 2,1%, системы расхолаживания – 9,7 %,

вспомогательные системы реакторного отделения – 6,2 %, СВО-1,2 – 3,2 %, ядерное

топливо (перегрузка) – 0,8 %.

Таким образом, как и в предыдущие годы, более 50 % суммарной коллективной дозы,

полученной персоналом АЭС НАЭК «Энергоатом» за время ремонтов в течение года по

Компании, относится к ремонту реакторных установок и парогенераторов атомных

станций.

75,766,7

73,181,3

64,2

0,61

0,500,53

0,53

0,41

0

0,3

0,6

0,9

0

20

40

60

80

100

2010 2011 2012 2013 2014

Длительность ремонтов, сут. Коллективная доза, чел.Зв

сут. чел.Зв



76

7 ВЫПОЛНЕНИЕ ПРОГРАММ ПОВЫШЕНИЯ УРОВНЯ

РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ И ОБЕСПЕЧЕНИЯ

РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ НА АЭС

На Запорожской АЭС работа по повышению уровня радиационной безопасности

проводилась в соответствии с принятой ранее «Программой повышения уровня

радиационной безопасности и обеспечения радиационной защиты в ОП ЗАЭС»,

предусматривающей внедрение ряда организационных и технических мероприятий в

2011–2016 годах и направленной на решение основных задач обеспечения радиационной

безопасности персонала, населения и окружающей среды, а именно:

1. соблюдение пределов доз и правил безопасной эксплуатации энергоблоков;

2. повышение эффективности радиационной защиты в соответствии с принципом

оптимизации с учетом международной и передовой отечественной практики ведения

деятельности по радиационной защите и внедрения принципа ALARA;

3. приведение эксплуатации АЭС в соответствие с требованиями нормативной

документации и стандартов;

4. выполнение предписаний и требований регулирующих органов;

5. устранение причин превышения А-ТУ и КУ;

6. снижение радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду

за счет оптимизации радиационной защиты персонала, снижения выбросов и сбросов

радиоактивных веществ в окружающую среду, повышения культуры безопасности.

На работы, связанные с повышенным облучением персонала ЗАЭС, разрабатывались

«Программы выполнения радиационно-опасных работ», в которых дозовые нагрузки

персонала планировались в соответствии с принципом ALARA.

В течение 2014 года на ЗАЭС выполнены следующие из запланированных мероприятий.

1. Проведено обучения персонала Запорожской АЭС методикам ALARA. В УТЦ

обучено 1827 человек персонала АЭС.

2. Согласно «Программе обучения в УТЦ для поддержания квалификации НС АЭС и

персонала БЩУ №№ 1-6 ОП ЗАЭС в 2014 году» персоналу БЩУ проведено

обучение по теме «Обеспечение радиационной безопасности» в объеме 2-х часов. В

«Программу обучения в УТЦ для поддержания квалификации НС АЭС и персонала

БЩУ №№ 1-6 ОП ЗАЭС в 2015 году» включено 2-х часовое обучение в УТЦ по теме

«Радиационный контроль технологических сред АЭС».

3. Согласно «Программе обучения в УТЦ для поддержания квалификации

оперативного персонала ЭП в 2014 году» персонал ИРО прошел обучение по теме

«Обеспечение радиационной безопасности» в объеме 2-х часов. В «Программу

обучения в УТЦ для поддержания квалификации оперативного персонала ЭП в 2015

году» включено аналогичное обучение.



77

4. Подана заявка в УТЦ на включение в курсы поддержания квалификации вопросов по

поддержанию уровня знаний и проведения обучения персоналу СГСЭР, занятому в

работах, связанных с ИИИ. На следующий год запланировано тематическое обучение

вопросам радиационной безопасности с целью снижения дозовых нагрузок на

персонал: по направлению курсового специального обучения в УТЦ для

должностных лиц - 4 человека; по направлению поддержания квалификации на

рабочих местах подразделения – 9 человек.

5. Проведена профессиональная подготовка по направлению «Радиационная

безопасность» (по индивидуальным программам подготовки на должность по

профессии, при первичной подготовке по профессии, при подготовке смежной

профессии). Всего обучено 245 чел.

6. Поддержание квалификации по направлению «Радиационная безопасность» на

курсах поддержания квалификации оперативного и ремонтного персонала.

Подготовлено в УТЦ оперативного персонала 438 чел., ремонтного персонала и

персонала технической поддержки – 47 чел, на рабочих местах подготовлено 3007

чел.

7. Специальное обучение по направлению «Радиационная безопасность» на курсах по

охране труда руководителей, профессионалов, специалистов и персонала

технической поддержки в «Программе подготовки по вопросам охраны труда вновь

принятого персонала» в соответствии с планами подготовки. Всего в 2014 году

подготовлено по охране труда должностных лиц – 704 чел., вновь принятого

персонала – 444 чел., повышение квалификации прошли 142 чел.

8. Повышение квалификации по направлению «Радиационная безопасность» при

повышении тарифно-квалификационных разрядов по групповой форме обучения

(обучено 75 чел.).

9. Поддержание квалификации по направлению «Радиационная безопасность» при

повышении тарифно-квалификационных разрядов по индивидуальной форме

обучения (обучено 68 чел.).

10. Поддержание квалификации по направлению «Радиационная безопасность» по

индивидуальным программам повышения категории, квалификационных групп

(обучено 108 чел.).

11. Дополнительное обучение и практические тренировки для уменьшения времени

работ на выполнение радиационно-опасных работ (тренажер для ремонтного

персонала). Мероприятие не выполнялось, поскольку не введен в эксплуатацию

тренажер; обучение будет проведено в 2015-2016 гг.

12. В соответствии с планами подготовки осуществлялось поддержание квалификации

по направлению «Радиационная безопасность» на курсах повышения квалификации

руководителей, профессионалов, специалистов и персонала технической поддержки

(в сторонних учебных заведениях, по индивидуальным программам подготовки на

вышестоящую должность, по индивидуальным программы кадрового резерва).

13. Разработана «Программа проведения радиационно-опасных работ по замене

патрубка верхнего блока реактора ВВЭР-1000» 123456.ЭР.YG.ПМ.163-РОР.



78

14. Выполнен плановый пересмотр «Инструкции по радиационной безопасности

Запорожской АЭС» 00.ВН.00.ИН.10.А.

15. Проведены целевые проверки соблюдения правил радиационной безопасности в

подразделениях ЗАЭС – выполняется постоянно, всего проведено 12 целевых

проверок.

16. Проведение ежегодной инвентаризации радиоактивных отходов – в ЦД проведена

инвентаризация РАО, составлен акт.

17. Проведение ежегодной инвентаризации источников ионизирующего излучения. По

результатам инвентаризации ИИИ для дефектоскопии, аппаратов и установок,

укомплектованных ИИИ для дефектоскопии, ИИИ, приборов, аппаратов и установок,

укомплектованных ИИИ, обслуживаемых группой нейтронно-физических измерений

участка СУЗ ЦТАИ, составлены акты.

18. Анализ и поддержание программ радиационно-опасных работ проводится постоянно

путем внесения необходимых изменений и дополнений. Пересмотр программ

проводится в установленном на ЗАЭС порядке.

19. «Программой повышения уровня радиационной безопасности …» было

запланировано приобретение роботизированного комплекса для дистанционного

контроля отложений и шлама внутри ПГ выпускаемого ЗАО «Диаконт» (2011-2016

гг.). При формировании «Программы…» приобретение роботизированного

комплекса компании ЗАО «Диаконт», (Россия, г. Санкт-Петербург) планировалось

для выполнения работ по удалению шлама из внутреннего объема парогенераторов,

включая «карманы» коллекторов парогенераторов, как мероприятие по обеспечению

целостности зон сварных швов приварки коллекторов парогенераторов. На

сегодняшний день найдено решение по эффективному удалению шлама, разработана

и успешно применяется технология химической отмывки парогенераторов с подачей

отмывочных растворов через «карманы» коллекторов парогенераторов, что

обеспечивает удаление шлама на 98-99%, включая «карманы». Дополнительно,

выполняется видеоосмотр кольцевой полости «карманов» коллекторов при помощи

видеоэндоскопа. Ведение морфолинового водно-химического режима второго

контура позволило увеличить межпромывочный период с 4 лет до 8 лет. Положение

дел на сегодняшний день показывает нецелесообразность приобретения

«Комплекса».

20. На 2006 – 2014 гг. запланировано внедрение автоматизированной системы учета доз

облучения и контроля пребывания персонала (АС УКП) в зоне строгого режима. В

отчетном году оборудование АС УКП введено в промышленную эксплуатацию

Техническим решением «О вводе в промышленную эксплуатацию

автоматизированной системы учета доз обучения и контроля пребывания персонала

в контролируемой зоне» 123456.10.20.00.РБ.Х.ТР.11105 от 12.09.2014..

21. Установлена металлическая дверь в пом. Б123 СББ-1,2 (между помещениями ІІ и ІІІ

категории) (составлены акты выполненных работ).

22. Реализовано запланированное техническое мероприятие по вентилированию

внутрикорпусного объема ПГ во время выполнения в нем работ. В соответствии с

«Программой выполнения работ при подготовке парогенераторов YB10-40W01 по II



79

контуру к контролю и освидетельствованию» 123456.ЭР.YB.ПМ.81.А перед

выполнением работ внутри ПГ по II контуру (снятием дырчатых листов)

обеспечивается принудительная вентиляция внутри ПГ. В соответствии

«Программой обследования коррозионного состояния внутреннего объема

парогенератора» 00.ВР.YB.ПМ.06.Г перед осмотром внутренней поверхности ПГ

при температуре воздуха в ПГ более 33°С обеспечивается принудительная

вентиляция внутри ПГ.

23. Приобретены радиационно-защитные экраны.

24. Запланировано приобретение радиационно-защитных матов РЗБ-1 в 4 кв. 2016 г.

Разработано Извещение об изменении №1 в «Программу повышения уровня

радиационной безопасности и обеспечения радиационной защиты в ОП ЗАЭС».

25. Приобретен и внедрен в эксплуатацию аппарат высокого давления HD 10/25 S

«Karcher».

26. Приобретение и внедрение установки электрохимической дезактивации УЭХД-1.

Согласно мероприятия № 070812 «Організаційно-технічної програми заходів ВП

ЗАЕС з виконання виробничої програми ДП НАЕК «Енергоатом» за напрямком

діяльності «Підвищення безпеки, продовження терміну експлуатації, підвищення

ефективності» запланировано внедрение технологического узла дезактивации

радиоактивного металла, в состав которого будет входить установка

электрохимической дезактивации.

27. Запланировано приобретение химреагентов: оксиэтилцеллюлозы и бихромата калия.

Приобретение этих химреагентов не рентабельно т.к. на ЗАЭС применяются более

эффективные средства в соответствии с «Инструкцией по технологии дезактивации

поверхностей оборудования и помещений гермозоны».

На Ривненской АЭС разработана и принята к исполнению «Программа повышения

уровня радиационной безопасности и обеспечения радиационной защиты Ривненской

АЭС». По состоянию выполнения запланированных этой Программой организационных

и технических мероприятий в 2014 году следует отметить следующие.

Организационно-методические мероприятия.

1. Проведено заседание комитета ALARA (Протокол №22 от 31.01.14).

2. Первичное обучение принимаемого на РАЭС персонала правилам применения СИЗ,

правилам радиационной защиты и оптимизации доз облучения (ALARA) проводится

постоянно согласно вводного курса в УТЦ «Профессия - энергетик».

3. Повышение квалификации персонала РАЭС проводится согласно план-графику УТЦ,

за 2014 год квалификацию повысили 3650 чел.

4. Постоянно выполняется проверка знаний ПРБ у персонала РАЭС, включая вопросы

оптимизации доз.

5. Для целей краткосрочного планирования на ППР постоянно разрабатываются и

применяются квоты индивидуальных доз облучения по подразделениям.



80

6. Регулярно рассматриваются текущие вопросы радиационной защиты на совещаниях инженерной группы ALARA. Проведены три совещания инженерной

группы по вопросам эффективности плана обязательных проверок соблюдения

правил РБ в период ППР-2014 на энергоблоках №№ 3 и 4, а так же об эффективности

применения методологии ALARA (протоколы №17 от 25.02.14, № 18 от 27.02.14 и

№ 19 от 06.05.14).

7. Создание участка дезактивации в составе комплекса по обращению с РАО. В 2014

году выполнен монтаж установки извлечения отходов на СК-1 и установлено на

штатное место вспомогательное оборудование. Выполнен монтаж кранового

оборудования установки цементирования. Поставка оборудования установки

дезактивации запланирована до 30.03.2015 г. Ввод в эксплуатацию комплекса

запланирован на 2016 г.

8. Выполняется постоянно планирование и реализация мероприятий по оптимизации

доз облучения в рамках программы ALARA 132-10-ПР-ЦРБ. Разработаны

программы оптимизации доз (программа ALARA) на 2014 год и утверждена 20.02.14.

Из 56 запланированных мероприятий выполнены все.

9. Планирование доз облучения персонала на год и на ППР с утверждением на

комитете ALARA:

Разработаны планируемые показатели облучаемости персонала РАЭС на 2014

год и утверждены на комитете ALARA 31.01.14 г. («Планируемые показатели

облучаемости персонала РАЭС на 2014 год» 132-10-НР-ЦРБ утв. 18.02.14).

Разработаны планируемые показатели облучаемости персонала РАЭС на 2015

год и утверждены на комитете ALARA 06.02.15 г. («Планируемые показатели

облучаемости персонала РАЭС на 2015 год (дозовый бюджет)» 132-10-НР-ЦРБ,

утв. 18.02.15).

Разработаны и следующие документы:

- «Расчет-обоснование ожидаемой коллективной дозы на ППР-2014 ЭБ-2»

132-18-НР-ЦРБ: утв 24.12.13;


132-20-НР-ЦРБ утв. 11.03.14;


132-19-НР-ЦРБ утв. 15.05.14;


132-22-НР-ЦРБ утв. 09.10.14.

10. Разработана и введена в действие новая редакция инструкции по радиационной

безопасности РАЭС.

11. В рабочих программах останова энергоблоков на ППР предусматриваются меры по

оптимизации активности ТПК (Выполняется постоянно).

12. В ЗСР внедрены процедуры КРЗ касок, средств ИДК.

13. Выполнены работы по оптимизации процедур:

оценки/учета дозы на кожу от радиоактивного загрязнения;

измерения дозы облучения конечностей,

назначения защитных очков при допуске к РОР;



81

назначения ТЛД нейтронного/ β-излучения при допуске к РОР;

внесения изменений в производственную документацию.

14. В разделе Программы «Программные средства» выполнены следующие

мероприятия:

введено в промышленную эксплуатацию модернизированное программное

обеспечение АС ИДК;

обеспечен доступ к АС ИДК с рабочих мест ЦПК АСКРО;

внедрено программное обеспечение по учету нарушений ПРБ;

внедрено программное обеспечение по радиационному мониторингу

технологических сред;

модифицировано программное обеспечение АС ИДК с целью повышения

эффективности контроля за разрешенными дозами;

обеспечена защита от несанкционированных изменений в программное

обеспечение спектрометров СИЧ и РМЛ. Внесены изменения в соответствующую

документацию.

Технические мероприятия.

15. Реализация запланированного внедрения вертикального сканирующего счетчика

излучения человека типа ACCUSCAN намечена к исполнению в 2016 году в рамках

еврокредита ЕББР.

16. В связи с ограничением лимитов финансирования реализация мероприятия по

комплектации АС ИДК дозиметрами DMC-2000S запланирована в 2016 году в

рамках мероприятий КсППБ.

17. Выполнены работы по комплектации установки дозиметрического контроля на

выходе из ЗСР магнитными блокираторами (замками).

18. Ремонтные работы на демонтированном оборудовании 1-го контура производить

агрегатным методом в специальных зонах после дезактивации – выполняется

постоянно.

19. Применять установки высокого давления «Керхер» и установки электрохимической

дезактивации поверхностей - выполняется постоянно.

20. Применять дисциплинирующие барьеры для выделения зон радиационно-опасных

работ - выполняется постоянно.

21. Применять локальную вытяжную вентиляцию при сушке ТОТ ПГ с заводом в

вентсистемы с очисткой от йода. На энергоблоках №№ 1,2 для локальной вытяжки

применять маломощные вентиляторы (14 кВт) - выполняется постоянно.

22. Для помещений РЦ-1,2 посещение которых необходимо в соответствии с

регламентами обслуживания, указывать радиационную обстановку на

информационных плакатах - выполняется постоянно.

23. Постоянно выполняется контроль и ремонт ТОТ ПГ с применением дистанционного

манипулятора фирмы SIMENS.



82

24. Постоянно выполняется промывка чистым конденсатом каждого ПГ энергоблоков

№№ 1,2 перед сушкой ТОТ.

25. Заявка на приобретение радиационных защитных гибких матов «Бутон» (10 шт.) в

2014 году не была обеспечена финансированием.

26. Применять электротележки для транспортировки высокоактивных ТРО –

выполняется постоянно.

27. Спецодежда (костюмы), применяемая в ЗСР, обеспечена прозрачные карманы и

клапана с липучками.

28. Выполняются постоянно работы по определению эффективность очистки фильтров

СГО и систем вентиляции, результаты оформляются актами. Рекомендации

передаются в ЦВиК, РЦ-2 и ХЦ. (Акты: № 132-3-А-14-ЦРБ от 10.02.14; № 132-24-А-

14-ЦРБ от 18.04.14; № 132-42-А-14-ЦРБ от 25.06.14; Протоколы: - № 141/963 от

19.06.14; № 141/1515 от 14.08.14).

29. Выполнена замена аэрозольных фильтрующих элементов систем вентиляции 2В-4,

TL-52 (частичная замена на 3-х нитках), TL-53, TL-54 (1TL-52 (24 шт. – акт 1/07 доп.

ЦВиК (бл.3,4); 1TL-53 (4 шт. – акт 1/06 ЦВиК (бл.3,4)); 3TL21 (32 шт. – акт 2/11

ЦВиК (бл.3)); В-1с (16 шт. – акт 1/09 ЦВиК бл.1)); 3TL29 (2 шт. – акт 2/12 ЦВиК

(бл.3)); 4TL23 (8 шт. – акт 02/7 ЦВиК (бл.3)); 1В-4 (16 шт. – акт 1/04 ЦВиК (бл.1);

1В-3 (40 шт.));

30. Выполнена замена фильтров АУ-1500 в системах вентиляции 2В-4, 3,4TL-02, 3TL-

23, TL-53 (- 2В-4 (16 шт. – акт 1/07 ЦВиК бл.2); 3TL-02 D01 (20 шт. – акт 01/Зам

ЦВиК от 12.05.14 бл.3); 3UV55 (4 шт.); 3TL23D02 (14 шт.); 4TL23D01 (14 шт.);

1TL53 (10 шт));

31. Выполнены испытания систем вентиляции 2В-4, 3,4TL-02, 3TL-23, TL-53.по

агрегатно (2В-4 - Акт № 132-3-А-14-ЦРБ от 10.02.14);

32. Установлены йодные фильтры в системах вентиляции БЩУ, РЩУ энергоблоков

№1,2

33. Выполнена замена фильтрующего материала в фильтрах-адсорберах СГО на

энергоблоках №№ 1,2.

Кроме того, на Ривненской АЭС разработаны документы «Планируемые показатели

облучаемости персонала РАЭС» и «Программа ALARA» на 2015 год, которые были

утверждены на заседании Комитета ALARA.

Приверженность принципам ALARA на Южно-Украинской АЭС задекларирована в

«Заявление руководства ОП ЮУАЭС об обеспечении радиационной безопасности и

радиационной защиты персонала». Пути реализации данных принципов изложены в

документах: «Обеспечение качества по направлению деятельности. Радиационная

безопасность в ОП ЮУ АЭС. Положение», «Программа ALARA ОП «Южно-Украинская

АЭС», где изложены стратегические подходы, и «Радиационная безопасность в

ОП «Южно-Украинская АЭС». Инструкция».



83

На ЮУАЭС с января 2002 г. функционирует Совет ALARA, возглавляемый главным

инженером АЭС. В 2013 году на заседаниях Совета ALARA и рабочих групп ALARA

были рассмотрены следующие вопросы:

- выполнение дозового бюджета, состояние радиационной безопасности и

радиационной защиты на предприятии за предыдущий год;

- обсуждение прогноза коллективных доз на предстоящий год;

- обращение с источниками ионизирующего излучения;

- разработка технических мероприятий, направленных на снижение индивидуальной

и коллективной дозы облучения персонала АЭС;

- основные направления деятельности Совета ALARA в предстоящем году;

- разработка и утверждение мероприятий по радиационной защите на ППР

энергоблоков ЮУАЭС;

- анализ хода выполнения дозовых бюджетов за периоды ППР;

- обсуждение эффективности работы Совета и разработанных мероприятий по

принципам ALARA;

- анализ нарушений правил радиационной безопасности персоналом АЭС и

подрядных организаций, разработка корректирующих и компенсирующих

мероприятий;

- применение персоналом экранной защиты;

- снижение МЭД в помещениях постоянного пребывания персонала;

- анализ результатов радиационного обследования помещений ЗСР.

В отчетном 2014 году приоритетными направлениями работы Совета ALARA ЮУАЭС

стали:

- снижение коллективной дозы персонала предприятия и подрядных организаций;

- соблюдение персоналом правил радиационной безопасности в зоне строгого

режима ЮУАЭС;

- минимизация образования жидких и твердых радиоактивных отходов и др.

С целью реализации декларированных принципов работники цеха радиационной

безопасности принимают участие в проведении оперативных совещаний на уровне

руководителя штаба ремонта – заместителя главного инженера по ремонту, ежедневных

оперативных совещаниях в зоне строгого режима, где инициируют рассмотрение

актуальных вопросов ежедневного применения и реализации норм, стандартов и

практики радиационной защиты на атомной станции. Там же высказываются различные

точки зрения, рассматриваются различные методы и подходы к выполнению

радиационно-опасных работ, что в конечном результате позволяет выбрать оптимальные

методы и приемы работы, позволяющие минимизировать дозовые нагрузки, объем

образующихся радиоактивных отходов и т.д.

По запросу подразделений, а также активно, после проведения анализа данных о дозовых

нагрузках на персонал, соответствующая информация направляется руководителям

подразделений АЭС и подрядных организаций, а так же оперативная информация о

состоянии текущих коллективных дозовых нагрузок персонала подразделений



84

вывешивается на доски информации в зоне строгого режима и в виде бюллетеня

выкладывается в станционную информационную сеть.

В случае нарушения принципа оптимизации или выявления нарушений требований

радиационной безопасности при выполнении работ в контролируемой зоне, информация

в виде карты обратной связи направляется руководству подразделения для проведения

расследования нарушения и разработки корректирующих мероприятий, направленных на

предотвращение аналогичных нарушений в будущем, или же по представлению ЦРБ

рассматривается вышестоящим руководством.

Информация о выполнении в 2014 году мероприятий «Программы повышения уровня

радиационной безопасности и обеспечения радиационной защиты ОП ЮУАЭС»

представлена ниже.

1. Регулярное проведение совещаний Совета ALARA и его инженерной группы.

2. Проведение анализа уровней доз облучения персонала ЮУАЭС.

3. Пересмотр «Программы ALARA ОП ЮУАЭС».

4. Пересмотрено Положение ПЛ.0.0026.0147 «Обеспечение качества по направлению

деятельности «Радиационная безопасность в ОП ЮУАЭС».

5. Пересмотрена инструкция «Радиационная безопасность в ОП ЮУАЭС»

ИБ.0.0026.0091.

6. Разработка и введение в действие приказом по ЮУАЭС годовых квот коллективных

доз облучения персонала.

7. Разработка и совершенствование программ выполнения радиационно-опасных работ.

8. Получение нового Санитарного паспорта на право использования ИИИ на ЮУАЭС.

9. Получение новой Лицензии на право использования ИИИ на ЮУАЭС.

10. Совершенствование программ выполнения радиационно-опасных работ.

11. Допуск и контроль выполнения радиационно-опасных работ.

12. Проведение радиационного обследования помещений и объектов ЮУАЭС.

13. Разработка компенсирующих мероприятий по улучшению радиационной защиты по

результатам радиационного обследования.

14. Оперативное представление информации о дозах облучения персонала

руководителям подразделений и ремонтов энергоблоков.

15. Подготовка персонала в УТЦ ЮУАЭС.

16. Проведение самооценки по направлению «Обеспечение радиационной

безопасности».

17. Выполнение мероприятий, разработанных по результатам проведенных самооценок.



85

18. Внедрение методики измерения индивидуальных эквивалентных доз в коже и

хрусталике глаза.

19. Внедрение в производство современных СИЗ органов дыхания.

20. Разработка демонстрационных видео программ целевого обучения по теме

«Исключение попаданий посторонних предметов при ремонте оборудования I-го

контура», с использованием наглядной информации о последствиях для окружающей

среды и ремонтного персонала. Проведение обучения.

21. Закупка сканирующего СИЧ.

22. Внедрение методов экранной защиты от ионизирующего излучения при выполнении

радиационно-опасных работ.

23. Реконструкция трапов на спецкорпусе первой очереди.

24. Внедрение моюще-дезактивирующих порошкообразных составов для дезактивации и

пылеподавления стационарного оборудования, транспортной техники, помещений.

25. Изготовление защитного экрана от воздействия ИИИ (центрирующее устройство

манипулятора) в помещении М 119.

26. Приобретение и оснащение мастерских ЗСР дозиметрами-радиометрами для

проведения дополнительного контроля радиоактивного загрязнения оборудования,

инструмента и оснастки.

27. Определение эффективности работы фильтров СК-1,2 и гермооболочек энергоблоков

№№ 1-3.

28. Организация, оснащение и содержание «зелёных» зон при выполнении работ в

основном оборудовании реакторных установок.

29. Контроль первыми руководителями подразделений и АЭС выполнения ремонтных

работ.

30. Оперативное представление информации о дозах облучения персонала

руководителям подразделений и ремонтов энергоблоков

31. Планирование наиболее дозоёмких работ на возможно более поздние сроки ППР.

32. Ограничение допуска персонала, непосредственно не занятого в ремонте, в

гермооболочку.

33. Проведение предремонтной очистки от радионуклидов теплоносителя первого

контура в ППР энергоблоков.

34. Применение модернизированных средств малой механизации для ремонта

оборудования первого контура: гайковёрты, шпильковёрты, гидроключи.

35. Проведение предремонтной дезактивации теплообменных трубок парогенераторов со

стороны первого контура.

36. Применение дополнительных защитных экранов и СИЗ при выполнении дозоёмких

работ.



86

37. Использование водяной защиты при работах по разуплотнению разъемов датчиков

СУЗ, фланцев датчиков ТКиЭВ на ВБ.

38. Поддержание максимально возможного уровня воды в ПГ по второму контуру при

работах на дырчатых листах.

39. Дезактивация коллекторов ПГ до начала технологических операций по ремонту

теплообменных трубок.

40. Очистка и дегазация теплоносителя первого контура в процессе расхолаживания

оборудования энергоблока.

41. Применение манипуляторов для контроля целостности перемычек коллекторов ПГ.

42. Исключение необоснованного монтажа-демонтажа теплоизоляции на оборудовании

первого контура.

43. Исключение перетоков воздуха из «грязных» помещений в более «чистые».

44. Установка технологических глушек на главные разъемы ГЦН при демонтаже

выемных частей.

45. Применение защитных контейнеров для транспортировки дефектных КНИ.

46. Контроль применения СИЗ оперативным и ремонтным персоналом.

47. Монтаж-демонтаж теплоизоляции при заполненных водой трубопроводах и

оборудовании.

48. Поддержание проектных расходов приточных и вытяжных вентсистем спецкорпусов

и гермооболочек реакторов.

49. Проведение высоконапорного смыва раствором борной кислоты осевшего на ГРР

шлама.

На Хмельницкой АЭС по итогам выполнения «Программы повышения уровня

радиационной безопасности и обеспечения радиационной защиты» за отчетный 2014 год

можно отметить выполненные следующие мероприятия:

1. Регулярно проводятся совещания комитета ALARA и совещания инженерной группы

ALARA.

2. Разработаны и ежегодно пересматриваются программы выполнения радиационно-

опасных работ на ХАЭС.

3. Ежегодно издаются приказы по установлению квоты коллективной дозы персонала

ХАЭС.

4. Пересмотрена «Программа реализации принципов ALARA на ХАЭС».

5. Пересмотрен «Перечень-классификатор работ по дозиметрическим нарядам и

распоряжениям на ХАЭС».

6. Осуществляется постоянный контроль за допуском и выполнением радиационно-

опасных работ.



87

7. Подготовка персонала на УТЦ ХАЭС проводится в соответствии с ежегодно

утверждаемыми «Планами-графиками работы с персоналом ОП ХАЭС» (За 2014 год

обучено: руководителей и специалистов – 454, рабочих – 792 человек).

Запланированное организационное мероприятие по разработке «Методики выполнения

измерений индивидуальных доз (DMC 200S)» не выполнено в отчетном году в связи с

отсутствием финансирования.

Кроме того, с целью повышения уровня радиационной безопасности и обеспечения

радиационной защиты на ХАЭС запланированы следующие технические мероприятия:

1. Приобретение СИЧ с полупроводниковыми детекторами производства Canberra

Paccard – не выполнено в связи с отсутствием финансирования.

2. Для замены спектрометров, выработавших свой ресурс, приобрести комплект нового

оборудования с методикой выполнения измерения проб объектов окружающей среды

– мероприятие не выполнено в отчетном году в связи с отсутствием

финансирования.

3. Замена радиометров КРК-1 на многоканальную низкофоновую установку с

методикой выполнения измерения проб объектов окружающей среды - не выполнено

в связи с отсутствием финансирования.

4. Разработка и внедрение экспресс-методики выделения 90Sr не выполнено в связи с


5. Дооснащение передвижного поста контроля АСКРО (ППК): спектрометром

полевым, радиометром, дозиметром, пробоотботником. Мероприятие выполняется -

закуплена система ГЕОРАД для измерения гамма-фона во время движения ППК с

привязкой к координате и отображением на карте. В остальном не выполнено в

связи с отсутствием финансирования.

6. Замена аккумуляторов или источников бесперебойного питания на ПК АСКРО -

выполнена замена 50% аккумуляторов на установках бесперебойного питания ПК

АСКРО. Выполняется. Заменено 50% аккумуляторов на УБП ПК АСКРО. В 2014

году замена аккумуляторов или ИБП на ПК АСКРО не проводилась в связи с


7. Дооснащение АСКРО радиосвязью в зоне наблюдения - не выполнено в связи с


8. Дооснащение ПК АСКРО системой бесперебойного питания. Выполняется.

Запланировано на период пуска ЦПК АСКРО. Включено в перечень мероприятий

КСППБ №14401.

9. Приобретение спектрометров для обеспечения контроля герметичности оболочек,

газо-аэрозольных выбросов через вентрубы и протечек теплоносителя с первого

контура во второй. Мероприятие в стадии выполнения. Закуплен спектрометр для

контроля герметичности оболочек твел, выбросов в ВТ, протечек теплоносителя с

первого контура во второй и введен в эксплуатацию актом №27/963 от 01.06.2012



88

Запланированное приобретение мобильной вентиляционной фильтровальной

установки не выполнено в связи с отсутствием финансирования.

10. Приобрести установку вентиляционную фильтровальную мобильную. Не выполнено

в связи с отсутствием финансирования.

11. Мероприятие по расширению функции действующей на энергоблоке №1 АСРК

возможностью непрерывного контроля нуклидного состава теплоносителя первого

контура включено в перечень мероприятий КСППБ № 14401.

12. Внедрение программно-технического комплекса «Азот-16» на энергоблоке №1.

Выполнено. ПТК «Азот-16-ПГ» на энергоблоке. №1 введен в промышленную

эксплуатацию в 2014 году. Приказ № 980 от 03.06.14 «Про введення в промислову

експлуатацію СОКРТ ПГ», Техническое решение №1.РБ.0157.ТР-XQ о вводе в

эксплуатацию системы оперативного контроля размера течи 1–го контура во 2-ой

контур и определения аварийного ПГ по радиоактивности N16/ИРГ.

Подводя итоги деятельности АЭС Компании в части выполнения Программ повышения

уровня радиационной безопасности и обеспечения радиационной защиты персонала и

населения, предусматривающих внедрение организационных и технических мероприятий

на атомных станциях в последние годы, можно сделать вывод о положительных

тенденциях в динамике показателей радиационной безопасности, а также о

совершенствовании методов управления радиационной защитой на АЭС.



89

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

На основе проведенного анализа результатов контроля доз облучения эксплуатационного,

ремонтного и прикомандированного персонала АЭС, контроля показателей

радиационной обстановки в зоне строгого режима АЭС, результатов контроля

технологических сред, показателей влияния АЭС на население и окружающую среду,

зарегистрированных уровней содержания радиоактивных веществ в объектах

окружающей среды, а так же полноты выполнения Программ повышения уровня

радиационной безопасности на АЭС, можно сделать следующие выводы и заключения о

состоянии радиационной безопасности и обеспечении радиационной защиты персонала,

населения и окружающей среды на атомных станциях НАЭК «Энергоатом» в 2014 году.

Результаты контроля облучения персонала

Основным критерием радиационного воздействия атомных станций на персонал и

население служат дозы облучения, полученные в результате эксплуатации АЭС. В 2014

году подавляющее количество персонала АЭС Компании получило дозу облучения

менее 1 мЗв, эта доля лиц самая высокая за последние пять лет и составляет 84,82 % от

общей численности персонала Компании и персонала сторонних организаций.

В последние годы наблюдается положительная динамика снижения уровней годовых

коллективных доз облучения персонала АЭС Компании, отнесенных к 1 энергоблоку. В

отчетном 2014 году на ЗАЭС, РАЭС и ЮУАЭС уровни годовых коллективных доз

облучения персонала, отнесенных к 1 энергоблоку, снизились по сравнению с

предыдущим 2013 годом и составили соответственно 0,36 чел.Зв/блок, 0,43 чел.Зв/блок и

0,66 чел.Зв/блок. На ХАЭС показатель коллективной дозы на 1 энергоблок в отчетном

году увеличился и составил 0,73 чел.Зв/блок против 0,40 чел.Зв/блок в 2013 году.

Причинами ухудшения этого показателя в 2014 году на ХАЭС стали рост показателей

МЭД и трудозатрат (в сравнении с предыдущими периодами проведения ППР) на

энергоблоке №2 во время ППР-2014 и проведения текущего планового ремонта на

энергоблоке №1.

В целом по НАЭК «Энергоатом» в отчетном 2013 году показатель средней коллективной

дозы облучения персонала, отнесенной к одному энергоблоку, снизился по сравнению с

предыдущими годами и составил 0,49 чел.Зв/блок (0,58 чел.Зв/блок в предшествующем

2013 г.). Такое значение показателя соответствует уровню зарубежных АЭС с

реакторами типа ВВЭР, что отражается в отчетах о состоянии радиационной

безопасности ОАО «Концерн Росэнергоатом» РФ, а также в отчетах об уровне

безопасности Московского центра ВАО АЭС. Для сравнения: в 2013 году средняя

коллективная доза облучения на один энергоблок АЭС с действующими реакторами типа

ВВЭР по ОАО «Концерн Росэнергоатом» составила 0,54 чел.Зв/блок; по данным МЦ

ВАО АЭС этот показатель в 2013 г. был равен 0,45 чел.Зв/блок.

Долевой вклад доз облучения прикомандированного персонала в суммарную

коллективную дозу облучения персонала каждой АЭС Компании за отчетный 2014 год

колеблется от 7 % на ЗАЭС до 27 % на ЮУАЭС.В последние годы остается стабильно



90

низким по сравнению с другими атомными станциями вклад прикомандированного

персонала в суммарную коллективную дозу облучения на ЗАЭС. Однако следует

учитывать, что на дозиметрическом учете этой АЭС состоит большее количество

персонала, чем на других атомных станциях, а численность прикомандированных близка

по значению к другим АЭС.

Средняя индивидуальная доза облучения женщин репродуктивного возраста за 2014 год,

как и в предыдущем 2013 году, составила 0,102 мЗв на человека в год, что почти в 5 раз

меньше, чем средняя индивидуальная доза облучения всего персонала АЭС Компании –

0,506 мЗв/чел. за отчетный год, - и составляет 5 % от предела дополнительного

ограничения облучения женщин репродуктивного возраста (2 мЗв за любые два

последовательных месяца на кожу в области нижней части живота). За отчетный период

по АЭС Компании не зафиксировано превышений установленного ограничения, а так же

превышений административно-технологических уровней этого показателя.

За последние пять лет по НАЭК «Энергоатом» не зафиксировано превышений

контрольных уровней коллективных доз облучения групп персонала, годовая

индивидуальная доза которого превышает 6 мЗв/год (КУ6). Коллективная доза облучения

персонала, находящегося в этой группе контроля, за последние пять лет не превышала 49

% от установленного контрольного уровня (ЮУАЭС в 2013 гг.). В отчетном 2014 году

этот показатель так же оказался максимальным на ЮУАЭС и составил 12 %. Очевидно

так же, что за последние пять лет по НАЭК «Энергоатом» не зафиксировано

превышений контрольных уровней коллективных доз облучения групп персонала,

индивидуальная доза которого превышает 6 мЗв за год (КУ6).

За последние пять лет значение процентного отношения уровня коллективной дозы

облучения к установленному контрольному уровню для группы персонала АЭС, годовая

индивидуальная доза которого превышает 15 мЗв/год (К15), не превысило 4 % (ЗАЭС в

2010 и 2011 гг.). В отчетном 2014 году, как и в предыдущем 2013 году, в интервале доз

«более 15 мЗв» по Компании не зарегистрировано ни одного человека из персонала и

прикомандированных лиц. За последние годы с момента введения в действие этого

параметра, превышений контрольных уровней коллективных доз облучения персонала

АЭС Компании КУ15 не зафиксировано.

За 2014 год суммарная коллективная доза облучения персонала атомных станций НАЭК

«Энергоатом» составила 7,300 чел.Зв, что на 1,408 чел.Зв меньше этого показателя за

предыдущий 2013 г., когда суммарная коллективная доза облучения персонала Компании

равнялась 8,708 чел.Зв. Особо необходимо отметить, что в последние годы, начиная с

2008 г., показатель годовой суммарной коллективной дозы облучения персонала

Компании неуклонно снижается и в отчетном году отмечается на самом низком уровне за

все годы наблюдения.

Средние индивидуальные дозы облучения персонала по АЭС Компании в 2014 году

составили: ЗАЭС – 0,448 мЗв/год, РАЭС – 0,459 мЗв/год, ЮУАЭС – 0,642 мЗв/год, ХАЭС

– 0,519 мЗв/год.



91

В отчетном году максимальное значение средней индивидуальной годовой дозы

облучения персонала по НАЭК «Энергоатом», как и в предыдущие годы, отмечено на

ЮУАЭС – 0,642 мЗв/год, что равно 3,21 % от основного годового лимита

индивидуальной эффективной дозы облучения персонала категории А DL20 (20 мЗв/год).

В целом по Компании средняя индивидуальная доза облучения персонала за отчетный

год составила 0,506 мЗв/год против 0,595 мЗв в 2013 году. Для сравнения: средняя

индивидуальная доза облучения персонала АЭС с действующими реакторами типа ВВЭР

ОАО «Концерна «Энергоатом» РФ в 2013 году составила 0,61 мЗв/год.

В последние десять лет по Компании не зарегистрировано ни одного случая превышения

основного предела индивидуальной дозы облучения персонала, за исключением 2004

года, когда на ХАЭС был зафиксировано 1 превышение, согласованное с регулирующим

органом.

За отчетный год на АЭС Компании не зафиксировано случаев превышения

административно-технологических уровней индивидуальных доз облучения персонала, а

так же контрольных уровней годовых коллективных доз облучения персонала.

Контроль содержания радионуклидов 137Cs, 60Co и 131I в теле, легких и щитовидной

железе человека осуществляется на всех АЭС Компании. За истекший год по АЭС

Компании не зафиксировано случаев превышения предела годового поступления

контролируемых радионуклидов цезия, кобальта-60 и йода-131 в организм персонала

атомных станций.

Таким образом, подводя итог анализу результатов контроля облучения персонала АЭС

НАЭК «Энергоатом», можно констатировать: главным приоритетом Компании является

безопасное производство электроэнергии на атомных станциях. Радиационное

воздействие на персонал при эксплуатации АЭС в течение отчетного 2014 года не

привело к превышению установленных правилами и нормами по радиационной

безопасности дозовых пределов облучения персонала АЭС.

Результаты контроля остальных радиационно-гигиенических регламентов первой

группы

На АЭС НАЭК «Энергоатом» контроль за уровнями концентрации радиоактивных

аэрозолей и газов в воздухе помещений контролируемой зоны, за уровнями мощности

дозы внешнего облучения в рабочих помещениях АЭС, а так же за уровнями

радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей помещений и оборудования АЭС

осуществлялся в соответствии с требованиями Регламентов радиационного контроля

АЭС.

На протяжении 2014 года превышений контрольных уровней концентрации

радионуклидов в воздухе рабочих помещений на АЭС Компании не зафиксировано,

показатели МЭД гамма-излучения и нейтронного излучения для всех контролируемых

помещений не превышали установленных контрольных уровней в соответствии с

категориями этих помещений по радиационной безопасности. Нарушений санитарно-



92

технических барьеров, расположенных на выходе за пределы территории промплощадок

АЭС Компании, не зафиксировано.

Результаты контроля радиоактивности технологических сред

За истекший год по всем энергоблокам АЭС НАЭК «Энергоатом» не зафиксировано

превышения предела нормальной эксплуатации по удельной активности суммы

радиоизотопов йода в воде первого контура.

Влияние АЭС на население и окружающую природную среду

Уровни газо-аэрозольных выбросов инертных радиоактивных газов по всем АЭС

Компании в последние годы наблюдения остаются стабильно низкими и не претерпевают

существенных изменений. Поскольку в отчетном 2014 году на всех АЭС не произошло

существенного изменения в уровнях выброса ИРГ в сравнении с предыдущим годом, то и

процентное распределение вклада атомных станций в суммарный выброс ИРГ по

Компании в сравнении с предыдущим годом не претерпел значительных изменений и

составил: для ЗАЭС суммарный выброс через все вентрубы равен 26 % (в 2013 г. ~ 29 %)

от суммарного выброса ИРГ по Компании, для РАЭС ~ 41 % (в 2013 г. ~ 42 %), вклад

газо-аэрозольного выброса через вентрубы ЮУАЭС составил 18 % (в 2013 году - на

уровне ~ 14 %), вклад ХАЭС в отчетном году составил 16 % (в 2013 году - 14 %). При

этом самый высокий вклад в суммарный выброс ИРГ по Компании, как и в предыдущие

годы, составил выброс через ВТ энергоблоков №№ 1-2 РАЭС – 22 %.

За отчетный год по всем АЭС Компании не зафиксировано случаев превышения

административно-технологических, контрольных и допустимых уровней газо-

аэрозольных выбросов ИРГ в окружающую среду.

В целом в течение 2014 года среднесуточные уровни выбросов инертных радиоактивных

газов были значительно ниже установленных для каждой АЭС пределов суточного

выброса и в процентном отношении от них составили: на ЗАЭС – 0,116 %, РАЭС – 0,204

%, ЮУАЭС – 0,134 %, ХАЭС – 0,118 %.

Динамика газо-аэрозольных выбросов ДЖН атомными станциями Компании в последние

пять лет свидетельствует о стабильности ситуации с этим параметром – за указанное

время наблюдения не отмечается никаких негативных тенденций ни в колебании уровней

величин суммарных выбросов ДЖН, ни в изменении соотношений уровней этого

показателями между АЭС Компании.

По всем АЭС Компании в течение отчетного года не зафиксировано ни одного случая

превышения административно-технологических, контрольных и допустимых уровней

газо-аэрозольных выбросов ДЖН в окружающую среду.

В целом за прошедший год зарегистрированные уровни выбросов долгоживущих

нуклидов были значительно ниже установленных для каждой АЭС пределов выброса и в



93

процентном отношении от них составили: на ЗАЭС – 0,038 %, РАЭС – 0,126 %, ЮУАЭС

– 0,009 %, ХАЭС – 0,004 %.

Суммарный выбросов радионуклидов йода на Запорожской АЭС в отчетном 2014 году

снизился и вернулся на уровень 2010 – 2012 гг., составив при этом 86,5 МБк за год.

Долевой вклад выброса радиоактивного йода ЗАЭС в отчетном 2014 году составил 21 %

от суммарного выброса радиойода по Компании, в прошлом 2013 году этот показатель

был равен 41 %.

На Ривненской АЭС в отчетном году суммарный выброс радионуклидов йода вырос по

сравнению с 2013 годом почти в 3 раза и составил 261,6 МБк/год против 84,9 МБк в 2013

году. Долевой вклад выброса через вентрубы РАЭС в суммарный выброс радионуклидов

йода по Компании в отчетном году так же существенно увеличился в сравнении с

прошлым годом и составил 62 % против 27 % в 2013 году. Как видно из графика 4.12,

превалирующая доля активности радиоактивного йода (58 % от годового суммарного

выброса атомных станций Компании) попала в окружающую среду через

вентиляционную трубу энергоблоков № 1-2 РАЭС. Основной вклад в этот выброс был

сформирован выбросами от энергоблока №2 во время ППР-2014, что связано с наличием

одной негерметичной кассеты в реакторе этого энергоблока РАЭС.

В отчетном 2014 году на Южно-Украинской АЭС сохранилась тенденция последних пяти

лет к снижению суммарного выброса радионуклидов йода, численное значение выброса

составило 43,2 МБк/год против 75,6 МБк в 2013 году. Долевой вклад ЮУАЭС в

суммарный выброс йода по Компании так же соответственно снизился и составил 10 % (26

% в 2013 году).

В отчетном 2013 году суммарный выброс радионуклидов йода на Хмельницкой АЭС по

сравнению с прошлым годом увеличился в 2,6 раза, вернувшись к уровню 2012 года, и

составил 39,5 МБк/год. При этом долевой вклад двух энергоблоков ХАЭС в суммарный

газо-аэрозольный выброс радионуклидов йода по Компании, оставаясь самым низким по

Компани, составил 9 %.

По всем АЭС НАЭК «Энергоатом» превышений допустимых, контрольных и

административно-технологических уровней выброса радионуклидов йода в отчетном

году не зафиксировано.

В целом за год уровни выбросов радиоактивного йода были значительно ниже

установленных для каждой АЭС пределов выброса и в процентном отношении от них

составили: на ЗАЭС – 0,004 %, РАЭС – 0,013 %, ЮУАЭС – 0,003 %, ХАЭС – 0,003 %.

В качестве реперных радионуклидов, по которым приводится анализ в годовом отчете,

выбраны основные дозообразующие нуклиды - 137Cs и 60Со. Оба эти радионуклида

являются основными составляющими газо-аэрозольного выброса ДЖН АЭС и

сравнительная характеристика газовых выбросов долгоживущих нуклидов по 137Cs и 60Со

являются более корректными и точными, чем по суммарному выбросу ДЖН, который

представляет собой смесь радионуклидов с разными энергиями излучения.



94

В последние годы практически на всех АЭС Компании наблюдаются низкие уровни газо-

аэрозольного выброса 137Cs в окружающую среду. В целом по Компании за отчетный год

среднемесячные уровни газо-аэрозольных выбросов цезия-137 были значительно ниже

пределов выброса и в процентном отношении от них составили: на ЗАЭС – 0,003 %,

РАЭС – 0,006 %, ЮУАЭС – 0,001 %, ХАЭС – 0,001 %.

Ежемесячные уровни выбросов кобальта-60 в 2014 году по-прежнему были значительно

ниже пределов выброса и в процентном отношении от них за 2013 год составили: на

ЗАЭС – 0,003 %, РАЭС – 0,019 %, ЮУАЭС – 0,006 %, ХАЭС – < 0,001 %.

В отчетном году превышений контрольных и административно-технологических уровней

выброса радионуклидов 137Cs, 60Со и остальных контролируемых радионуклидов на АЭС

Компании не зафиксировано.

Реальные величины газо-аэрозольных выбросов АЭС НАЭК «Энергоатом» в 2013 году

фиксировались на уровне значительно ниже установленных регулирующим органом для

каждой АЭС пределов выбросов. Суммарные индексы газо-аэрозольных выбросов в

окружающую среду по основным составляющим выбросов (инертные радиоактивные

газы, радионуклиды йода и долгоживущие нуклиды 137Cs, 134Cs, 60Co, 54Mn, 90Sr и 3Н –

последний для РАЭС и ХАЭС) составили: на ЗАЭС – 0,127 %, РАЭС – 0,585 % (в т.ч.

0,342 % по тритию), ЮУАЭС – 0,146 %, ХАЭС – 0,192 % (в т.ч. 0,070 % по тритию).

Как свидетельствует анализ динамики суммарных индексов газо-аэрозольных выбросов

радиоактивных веществ в окружающую среду по АЭС Компании в отчетном 2014 году

эти показатели состояния радиационной безопасности АЭС остаются на минимальном

уровне и за последние пять не превысили 1 %.

Следует так же отметить, что на РАЭС и ХАЭС освоена методика и принята в

промышленную эксплуатацию установка по контролю за газо-аэрозольными выбросами

трития в окружающую среду через вентрубы АЭС (по ХАЭС – только для энергоблока

№2). При этом вклад этого радиоизотопа в суммарный индекс выброса на РАЭС составил

~ 58 %, на ХАЭС ~ 24 %.

Таким образом, уровни суммарных индексов газо-аэрозольных выбросов радиоактивных

веществ в окружающую среду по АЭС Компании в последние годы остаются стабильно

низкими, не значительно изменяясь, не превышают уровня одного процента.

Радиоактивные сбросы радионуклидов с АЭС Компании во внешние водоемы (пруды-

охладители) формируются, в основном, за счет сброса дебалансных вод из баков ХВО и

за счет продувки брызгальных бассейнов ответственных потребителей.

Годовые уровни водных сбросов основных реперных радионуклидов (137Cs, 60Co, 3Н) на

ЗАЭС, РАЭС и ЮУАЭС несущественно отличались от соответствующих уровней

прошлого года. Увеличение объема водного сброса на ХАЭС привело к увеличению в 2,2

раза годового сброса радионуклида цезия-137 и в 5,1 раза годового сброса трития. Это

обстоятельство привело к увеличению в 2,5 раза суммарного индекса сброса ХАЭС.



95




Суммарные индексы сброса жидких радиоактивных веществ за отчетный год по всем

достоверно регистрируемым радионуклидам (3Н, 137Cs, 134Cs, 60Co, 54Mn, 90Sr) составили:

по ЗАЭС – 1,600 %, по РАЭС – 0,552 %, по ЮУАЭС – 4,447 %, по ХАЭС – 0,272 %.




Содержание радиоактивных веществ в объектах окружающей природной среды

В течение отчетного 2013 года на всех АЭС проводились исследования относительно

содержания радиоактивных веществ в объектах окружающей среды в районе

расположения атомных станций - в воде поверхностных водоемов, в атмосферном

воздухе и почвенном покрове близлежащих населенных пунктов. Объем и методы

контроля определены согласованными в установленном порядке с регулирующими

органами Регламентами радиационного контроля, действующими на АЭС Компании.

Анализ содержания радионуклидов цезия и стронция в воде поверхностных водоемов

АЭС в сравнении с «нулевым фоном» показывает, что эти концентрации являются

величинами одного порядка и могут отличаться в силу естественных природных условий:

пора года, паводки, засуха и т.д.

В 2014 г. на ЗАЭС осуществлялся мониторинг трития в воде пруда-охладителя,

прилегающей акватории Каховского водохранилища, на РАЭС, ЮУАЭС и ХАЭС - в

водах рек Стырь, Южный Буг и Горынь. Результаты мониторинга свидетельствуют, что

зафиксированные в этом году самые высокие уровни содержания этого радионуклида в

воде поверхностных водоемов на несколько порядков ниже допустимой концентрации

трития в питьевой воде, установленной Нормами радиационной безопасности Украины

НРБУ-97.

Проводимый в течение отчетного года анализ содержания радионуклидов цезия-137 и

строниция-90 в атмосферном воздухе населенных пунктов вокруг АЭС в сравнении с

«нулевым фоном» показывает, что эти концентрации являются величинами одного

порядка и достоверно вычленить влияние АЭС не представляется возможным.

Радиационное состояние атмосферного воздуха в районах размещения АЭС оставалось на

уровне «нулевого фона» с учетом влияния последствий аварии на ЧАЭС.

Анализ содержания радиоактивных веществ в поверхностном слое почвы на постах

радиационного контроля по удалению от АЭС свидетельствует, что уровни плотности

загрязнения почвы в отчетном году находятся в пределах значений “нулевого фона”.



96

Результаты контроля облучения персонала при проведении планово-

предупредительных ремонтов

Основную часть коллективной дозы облучения персонал АЭС получает в период

плановых и внеплановых ремонтов. Квоты (бюджет) коллективных доз облучения

разработаны как в целом для каждого энергоблока, так и для основных подразделений,

участвовавших в ремонте. Предварительные прогнозы коллективных доз облучения

разрабатывались на основе анализа радиационного состояния оборудования ЯППУ при

предыдущих ремонтах, с учетом предстоящих трудозатрат на ремонты.

Суммарная коллективная доза облучения персонала, занятого на ремонтах энергоблоков

АЭС в ППР-2014, в общем по Компании составила 5800 чел.мЗв, из них по основным

системам – 4318 чел.мЗв.

Вклад ремонта отдельных групп основного оборудования в суммарную коллективную

дозу облучения, полученную персоналом во время ремонтов энергоблоков АЭС в ППР-

2014, в среднем по НАЭК «Энергоатом» составил: реакторная установка – 19,4%,

главный циркуляционный трубопровод – 5,9 %, главный циркуляционный насос – 4,2%,

парогенератор – 17,2%, компенсатор давления – 2,1%, системы расхолаживания – 9,7 %,

вспомогательные системы реакторного отделения – 6,2 %, СВО-1,2 – 3,2 %, ядерное

топливо (перегрузка) – 0,8 %.

Таким образом, как и в предыдущие годы, более 50 % суммарной коллективной дозы,

полученной персоналом АЭС НАЭК «Энергоатом» за время ремонтов в течение года по

Компании, относится к ремонту реакторных установок и парогенераторов атомных

станций.

Выполнение программ повышения уровня радиационной безопасности и обеспечения

радиационной защиты на АЭС

На всех АЭС НАЭК «Энергоатом» работа по повышению уровня радиационной

безопасности проводилась в соответствии с разработанными и принятыми «Программами

повышения уровня радиационной безопасности и обеспечения радиационной защиты в

ОП АЭС», предусматривающими внедрение ряда организационно-методических и

технических мероприятий и направленными на решение основных задач обеспечения

радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды.

В разделе 7 данного отчета подробно приведено сотояние выполнения разработанных

организационно-методических и технических мероприятий, объем и эффективность их

внедрения каждой АЭС Компании.

Подводя итоги деятельности АЭС в части выполнения Программ повышения уровня

радиационной безопасности и обеспечения радиационной защиты персонала и населения,

предусматривающих внедрение организационных и технических мероприятий на

атомных станциях в последние годы, можно сделать вывод о положительных тенденциях

в динамике показателей радиационной безопасности, а также о совершенствовании

методов управления радиационной защитой на АЭС НАЭК «Энергоатом».



97

Выводы

За отчетный 2014 год суммарная коллективная доза облучения персонала

атомных станций НАЭК «Энергоатом» составила 7,300 чел.Зв, что на

1,408 чел.Зв меньше этого показателя в сравнении с предыдущим 2013 г.,

когда суммарная коллективная доза облучения персонала Компании

составляла 8,708 чел.Зв.

Показатель средней индивидуальной годовой дозы облучения персонала

АЭС Компании в отчетном 2014 году улучшился и составил 0,506 мЗв

против 0,595 мЗв в 2013 году.

Средняя коллективная доза облучения персонала АЭС НАЭК «Энергоатом»,

отнесенная к одному энергоблоку составила 0,487 чел,Зв на 1 энергоблок

(0,583 чел,Зв на один энергоблок в 2013 году).

За 2014 год по АЭС НАЭК «Энергоатом» не зафиксировано превышений

годовых контрольных уровней коллективных доз облучения групп

персонала, индивидуальная доза облучения которого превысила 6 мЗв/год

(КУ6) и 15 мЗв/год (КУ15).

Превышения основного предела индивидуальной эффективной дозы

облучения персонала (20 мЗв в год) по НАЭК «Энергоатом» в 2014 году не


В отчетном 2014 году величины газо-аэрозольных выбросов АЭС НАЭК

«Энергоатом» фиксировались на уровне значительно ниже установленных

для каждой АЭС пределов выбросов. Суммарные индексы газо-аэрозольных

выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду составили: на ЗАЭС

– 0,127 %, РАЭС – 0,585 % (в т.ч. 0,342 % по тритию), ЮУАЭС – 0,146 %,

ХАЭС – 0,192 % (в т.ч. 0,070 % по тритию).

Суммарные индексы сброса жидких радиоактивных веществ в 2014 году

составили: по ЗАЭС – 1,600 %, по РАЭС – 0,552 %, по ЮУАЭС – 4,477 %,

по ХАЭС – 0,272 %.

Превышений допустимых, контрольных и административно-технологических

уровней газо-аэрозольных выбросов и водных сбросов радиоактивных

веществ в окружающую среду АЭС в 2014 г. не зафиксировано.

Содержание радиоактивных веществ в воде поверхностных водоемов и в

атмосферном воздухе населенных пунктов в зоне влияния АЭС Компании в

2014 году находилось на уровне “нулевого фона”.



98

Радиационные параметры, характеризующие работу АЭС НАЭК

«Энергоатом» в 2014 году, не превышали нормативных значений, а

радиационная защита персонала и населения обеспечивалась на достаточном

уровне.

Эксплуатация атомных станций в отчетном году не вызвала каких-либо

экологических изменений, которые могли бы свидетельствовать об ухудшении

состояния окружающей среды в районе их расположения по сравнению с

предыдущими годами, что характеризует уровень безопасности атомных

станций Украины как отвечающий требованиям национального

законодательства, международным рекомендациям и мировой практике.



99

НОРМАТИВНЫЕ ССЫЛКИ И ИСТОЧНИКИ ИНФОРМАЦИИ

1. ДГН 6.6.1. – 6.5.001-98 Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97).

2. ДСП 6.177-2005-09-02 Основні санітарні правила забезпечення радіаційної безпеки

України.

3. Порядок установления допустимых уровней сбросов и выбросов АЭС Украины

(радиационно-гигиенические регламенты I группы) Методические указания.

4. СОУ-Н ЯЕК 1.009:2008 Правила складання звітів з радіаційної безпеки на АЕС.

5. СОУ НАЕК 0.25:2013 «Контрольні рівні радіаційних параметрів на атомних станціях.

Правила встановлення».

6. ГНД 95.1.08.01.54-2003 Методические указания по анализу коллективных доз

облучения персонала при ремонтных работах и техническом обслуживании

оборудования атомных станций.

7. СТП 0.41.066-2006 «Система оценки уровня эксплуатационной безопасности и

технического состояния атомных электрических станций с водо-водяными

энергетическими реакторами. Общие требования».

8. Регламент радиационного контроля при эксплуатации объектов ОП «Запорожская

АЭС».

9. Регламент радиационного контроля Ривненской АЭС.

10.Регламент радиационного контроля ХАЭС.

11.Регламент радиационного контроля ОП ЮУАЭС.

12.Ежегодный отчет. Состояние радиационной безопасности и радиационной защиты на

Запорожской атомной электростанции в 2014 году.

13. Отчет по радиационной безопасности Ривненской АЭС за 2014 год.

14. ОП «Южно-Украинская АЭС». Отчёт по радиационной безопасности на предприятии

за 2014 год.

15. Звіт про стан радіаційної безпеки на ХАЕС за 2014 рік.

16. Аналитический годовой отчет о состоянии радиационной безопасности,

радиационной защиты и оценки воздействия нерадиационных факторов на АЭС ГП

«НАЭК «Энергоатом» за 2013 год. Том 1 Аналитический отчет о состоянии

радиационной безопасности и радиационной защиты на АЭС ГП «НАЭК

«Энергоатом» в 2013 году.

17. Технический отчет. Анализ состояния радиационной безопасности на атомных

станциях ОАО «Концерн Росэнергоатом» в 2013 году.

18.Текущий отчет о состоянии радиационной безопасности и оценке влияния ОП АЭС ГП

«НАЭК «Энергоатом» на окружающую среду в 2014 году».

Environment

Аналитический отчет о состоянии радиационной безопасности и радиационной защиты в 2014 году