Конверсия ракетного двигателестроения (1047829), страница 29
Текст из файла (страница 29)
химического и р;щиационного загрязнения. Для атомнои:мсср!с!'ики главный факто)з позде!)с'!'Зия 1сз человека и окружа!Оп!уют среду - в! Из)засьп!зсзп !с рьчпзоактивн!»!с всп!сства. Источниками радиоактиьчп.зх отходов АЭС являются про!!Зк!!1 ЛЕЛЕПИИ УРЗ!и! и неит)зоииой ахтИВЗЦИИ )зазличных мат!.риалов )зеакт!1Рз. Радиоактивные Отходы ПОд(ззздсляю1ся на тр!! кате1Ории: гззозэрс)золызые. жидкие и твер .!ькь В состав !х!зоа:зр!ззсзлызых ~т~одов в~~дят инертные р!здиоактивн1,1е газы (((.г, Хс).
тритий (Н-З), активациоигые газы (Аг-41, С-14), изотопы йода и аэрозоли некоторых продуктов деления и активации (8г, СЗ„СО, Мп, Сг и др.). В с!згзтвстствии с требованиями СП ЛС-88У93 (2) и ОПБ-88 (3( в проекге НВАЭС-2 п(зед)'смотренО Отверждение жидких радиоактивных ОтхОдОВ. ЧтО !гз(зялу с ОООротным ВОдоиспОльзопанием п(ззктически исклкзчзст попадание жидких отхОЛОЗ в Отк(зытьге в~д~~~~.
Тнсрл! !е )задИОЗКТИВНЫЕ ОТХОДЫ С Пе.чью сок)ззщения их обтема также пе(!срабатываются, щзсле чего вместе с отвержденными отходами направляются в хранилище НВЛЭС. Отработанное ядерное тщпиво, в котором содержится подавляющая щсть продуктов деления и трансурановых элементов, хранится до трех лет в бассейне выдержки. после чего отправляется на перерабатывающий завод. Система храпения отработанного тсчщива проектируется в соответствии с требованиями ПБЯ-04-74 14) и ОПБ-88 13(. искзпгзчазощими возможность наруцзения герметичности твэлов и расплавления топлива от остаточного тепловыделения.
За время существования ядерной эне)згстики в стране нс было Отмечено случаев серьезных происшествий при хранении отработанного топлива В бассей$гах вь!Держки ня АЭС. В технологии обработки газоаэроюльных отходов ня современных АЭС отсутствуяп систсмь! улав!!иванна инертных радиоактивных газов, трития и углерода-!4, я йо;! и аэрозоли улавливаются с эффективностью 99 и 99,9 % соответственно. Таким образом, основным источг!иком поступления рялиояктивных веществ в Окружяющъ!О срез[У Ог АЭС явля!отса Гязояэрозольныс выб!юсы. Общая опенка уровня проработки Анализ данных, приведенных в проекте по газоаэрозолыюму выбросу НВАЭС-2, работающей в режиме нормальной эксплуатации, позволяет отметить следующее. 1.
Суммарная и понуклидняя активность газояэрозолыгого ~ыбр~~~ в 10 — 10 ниже донуСТИМЫХ Выб!росов атомными стьнщиямн рядиоактивпых газоя Н аз!зг!зо!!Ей В атмосферу (СП АС-88/93, тяол. пп.1, 2). 2. Плотцосп выпадения Ся-137 и 8г-90 глоГ!!и!ьигзго происхождения превьппает !шотность выпаде!!ия этих нуклидов после 30 лет нормялыгой эксплуатации НВАЭС-2 в 3 10 и 1,2 10' раз, а объемная активность Кг-85 в призсмном слое атмосферного воз!!ухя в 10 раз соответстве!шо. 4 3.
Ра~считанняя величина дозы облучения от гязоаэрозольных выбросов составляет 7,8*10 мЗв/год (7,8 ° 10 мбэр/год), что является статистически не.!Начиыыы по -4 сравнсни!о с дозой естественного фона 1,0 мЗв/год (1(Ю мбэр/год) и лозовым пределом 0,25 мЗВ/год (25 мбэр/год), регламентированным СП АС-88/93. 4. Отс)тству!От данные по акт~~~ости Долгоживущих нуклидов Н-З, С-14 и 1-129. Согласно литературным данным !7) и расчетным оценкам, активность нуклидов Н-З. С-14 и 1-129 в газоаэрозольном выбросе НВАЭС-2 может составить 7,4 10, 7,4 10 н 9 . В.
6.3 ° 10 Бк/суг ГВт (0,2, 0,02 и 1.7 10 Кц/сут ГВт) соответственно. Учет активности Н-З, С-14 и 1-129 важен в прогнозировании долговременного загрязнения окружающей с!зсды. Оль!акО В целом нсучет этих нуклидОВ не мсняет ОснОВНОГО ВЫВодя О незначительности влияния газоаэрозольных выбросов на окружающую среду и население прн нормальной эксплуатации НВАЭС-2. В соответствии с требованиями нормативно-технической документации !2Н6], дсйс.!Ву!о!цей в РФ, проектировщиками выполнен большой объем работ по анализу безопасности НВАЭС-2 и оценке радиационных последствий аварий.
Согласно проектным материалам суммарное значение частоты предельного аварийного выброса при наиболее тяжелых авариях составляет 9,4 ° 10 1/год, что в 10 раз -9 мсньп!е целевого критерия по безопасности в "!асти частоты радиационных выбросов (10 ' 1/год), установленного в и. 1.2.17 ОПБ-88. Поэтому в материалах по обоснованн!о экологической безопасности НВАЭС-2 рассматриваются аварии с гастотой выброса < И)' 1/год. Рассмотрение результатов расчетов радиационных последствий проектной и запроекгной а!карий позволяет отметить следующее. Доза внешнего и внутреннего облу~!ения населения за первый год после запроектной аварии составляет 0,14 мЗв/год (14 мбэр/год) и 0.46 мЗв/год (46 ыбэ!ь/гоз!) соответственно, я после проектной аварии не превышает 4 10 мЗВ/год (4 мбэр/год), что -2 меньше дозовых пределов.
регламентируемых ПНАЭ Г-03-33-93 и СП АС-88/93,шя аварий. Не происходит и заметного загрязнения окружающей среды долгоживущнми радионуклидами. Так. поступление наиболее значимых пуклидов Ся-134 и Ся-137 в водоем-охлядитель 5-го энергоблока даже при запроектной аварии в 10 раз меньше, чем нх содержание в водоеме от глобального выпадения. Таким образом, радияционные последствия аварий на НВАЭС-2 практически ограшсчены фоновыми значениями. Соогветствуюн!Ий этим последствиям риск много меньше аварии1$ых послслстВни друГих ВНЛОВ промышлс$1НОН1 деятсльнОсти 1трйпспорт.
энергетика, химическая пров)ып)7!Сн!$$)сть1. Относительно низкис Гначения газоазрозольных выбросов на НВАЭС-2 при авариях дОстипГ«"Гы б~!«зГОЛ«Ц)51 1)еализЯпии Б Щ)оек!е принци!!«1 Глу«бокозп)е)!Огшрованпо!1 заВппы, закли)чаюпгеГОся В создги1ии гюследо1)ате!1ьных зя!нитных ОарьероВ 1)а пути Выхода рялиоактивных ве)цеста В окружающую среду, и применении традицио)п)ы, отработаш)ых и проверенных практикой тсхпи )Вских решений, то соответствует соврс- 41,нпг)и )ц)нц)я)цип Об сг!С«!ения бсзопасностл! АЭС Использование Двух энергоблоков ВВЭР-)000 позволит сэкономил около В милли(И11)в то)п1 УГЛ51 В ГОЛ и.
Гла)и1О$'., 3«ысньш1Г11> Брг.лные Д.')я зЛОРОВЬЯ )НОЛСЙ Выбрось1 Б атмосферу сернистого )-азй, $)к!)слов азота и у)-лерола и естественных радионуклидов ВЯ-226, Ка-228«Ро-210, Р1)-210„'П)-232, за счет которых доза облучения населения Вбли )и тепловой электросг))нции заметно больше. чем вблизи АЭС при ес нормальнои работе ~7~. ВЫ~ЕДЫ 1. Прслставленньы матсрийлы по экологической и ра!1иац)$О!!Ной 1)езоп)!Сности, Вероятностному $!1!Яли:)У авариЙных сит)'1ций на НВАЭС-2 по ~бьех)у и содержанию СО- ответсгвук)т Т1)ебованн)!м $)орматнвно-) ехннческой 21окукгс)г!Т)ци!4, действу)о!цеи в РФ.
2. Реализаггия зиложегшого в проекте НВАЭС-2 принци)та глубокозшелонирован- ПОЙ з«)щ!)ты 1ГЯ нуги выхода г)1)7111!)«актив)п«!х Вс)цеста н ок)зуж«поп)у!О среду н примсн«:— нпе сОвреме)п1ых ОтрабОтанпь1х и п1хи)ере14ных практикОЙ систем ЛОкализации и Очистки вь!бросов обеспечивают радиационну)о безопасность населения и окружающей среды. Радиационное воздейсгвис НВАЭС-2 при нормальной работе является статистически незн«)чнмыъ$, а Б с)!учае зяпросктнОЙ авари)! радиолоГические послсдс!Вня БО много раз ниже допустимых шарпйных доз облучения, Загрязнение окружающей срслы ДО)поживу1$1ими г)1)дионузс)!5121авги БО м$юГО раз меньше ЗЯГрязпения От ГлОбальных выпадений радионуклидов.
3. Предусв)отреннос в прОекте ряли«тциОнное ВОЗЛСЙствие на ОкружлО151у)О срслу«В процессе )ксплуатщгии НВАЭС-2 явл)!ется безопасным, и поэтому строительство с!аннин допустимо. 1, Постановление Прзвителвспм Российской Фелер пгип от 21 и)ол)! 1998 г. кя 816 "Об утверждении программы развипщ атомной энергетики Российской Федерации на !998-2003 голы и на период ло 20!О го)$$$".
Новые законы и нормативные акзы — приложение к "Российской газете" 14) 27. М., 1998. 2. Санитарные пра)иив проектировании и эксплу)пашзи атомных стени))й СП АС-88793. Мл Эпергоиздлзз 1993. 3, Общие положснпл обеспечении безопасности гоомных станций ОПБ. 88. М.. Энергонзлвт. 1988. 4. Правила ядерной безопасности атомных влек)роста)$$!ии ПБЯ-04-74. Мл Лтомиздазз 1976, 3. Нормы радиационной безопасности НРБ-96. Мз Энергоиздат, 1996. 6. Требов«$$)нл к р$)змег)гс)$5$)о атомных ста)5$$$)й ПНАЭ Г-03-33-93. Мс Энергоизлат, 1993. 7. Бабаев Н.С., Демин В.Ф, и др. Ядерная энергетика, человек и окрул5$)к)$$$а«$ среда. Мз Э))ср)з)$$)$$$$$) 1981.
ОЬО1УДОВАНИЕ ДЛЯ ПЕРЕРАБОТКИ МОЛОКА еГурилкин б. И., доктор техн. наук Рубинский В. Р., Татарка )Х.И. Нрелстаалены краткое опнсанне н технические характернстпкн оборуло)сания ллл переработки молока. В период 1990-1995 годов ия предприятии были развернуты работы по созданию об!)рудован)гя для перерабо)ки молока.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
