Diplomová práce

>>Vložit licenční smlouvu<<

Bibliografická citace práce:

XXXXXXX, X. Hodnocení plynných výpustí. Diplomová práce. Brno: Ústav elektroenergetiky FEKT VUT v Brně, 2008, 95 stran.

Prohlašuji, že jsem svou diplomovou práci vypracovala samostatně a použila jsem pouze podklady uvedené v přiloženém seznamu.

Zároveň bych na tomto místě chtěla poděkovat vedoucímu diplomové práce doc. Ing. Xxxxxxxx Xxxxxxxxxx, CSc. za připomínky k mé práci, Ing. Xxxxxxxxx Xxxxxxxxx, CSc. za cenné rady a poskytnutou literaturu a svým rodičům za podporu během celé doby mého studia.

……………………………

Fakulta elektrotechniky a komunikačních technologií Ústav elektroenergetiky

Diplomová práce

Hodnocení plynných výpustí

Xxxx Xxxxxxx

Vedoucí: xxx. Xxx. Xxxxxxx Xxxxxxxx, XXx.

Ústav elektroenergetiky, FEKT VUT v Brně, 2008

Brno

Faculty of Electrical Engineering and Communication Department of Electrical Power Engineering

Master’s Thesis

Assessment of emissions into the atmosphere

by

Xxxx Xxxxxxx

Supervisor: xxx. Xxx. Xxxxxxx Xxxxxxxx, XXx.

Brno University of Technology, 2008

Brno

Abstrakt

V této diplomové práci se zabývám hodnocením plynných výpustí z Jaderné elektrárny Dukovany. Cílem je posouzení naplňování legislativních požadavků České republiky a Doporučení komise Euratom o typizování informací o radioaktivitě šířící se vzduchem z jaderných reaktorů do okolního prostředí za normálního provozu.

Popisuji zdroje plynných radioaktivních odpadů v JE Dukovany, způsob jejich čištění a monitorování v technologických vzduchotechnických okruzích JE. Dále uvádím přehled požadavků legislativy České republiky z hlediska monitorování výpustí jaderných elektráren a platná rozhodnutí Státního úřadu pro jadernou bezpečnost (SÚJB) pro uvádění radionuklidů do životního prostředí z JE Dukovany, ve kterých jsou stanoveny autorizované limity radioaktivních výpustí do ovzduší. V další části popisuji jednotlivé složky monitorování plynných výpustí, včetně technických parametrů jednotlivých měřících přístrojů. Také je zde uveden přehled radioaktivních výpustí do ovzduší za rok 2007 a přehled výpustí za posledních 10 let. V závěru práce se zabývám analýzou naplnění požadavků Komise Euratom při monitorování plynných výpustí v JE Dukovany a hodnotím nedostatky, které se v oblasti monitorovaní výpustí vyskytují, a doporučuji jejich odstranění.

Závěrem lze konstatovat, že Xxxxxxx elektrárna Dukovany naplňuje požadavky státní legislativy a Rozhodnutí SÚJB v oblasti monitorování výpustí do ovzduší. Uvedených nedostatků si je elektrárna vědoma a pracuje na jejich odstranění v rámci připravovaných investičních akcí na modernizaci zařízení.

KLÍČOVÁ SLOVA: Euratom; Legislativa ČR; monitorování; limit; radionuklid; plynná výpust

Abstract

In my master thesis I focus on evaluation of gas emissions from the Nuclear Power Station (NPS) Dukovany. My goal is to judge a fulfilment of czech legislative demands and Euratom “Commison recommendation on standartised information on radioactive airborne and liquid discharges into the environment form nuclear power reactors in normal operation” by operator of the NPS Dukovany.

I give an acount of resources of gas radioaktive waste in the NPS Dukovany, methods of their cleaning and monitoring in air-conditioning systems in the NPS. Moreover, I sumarize czech legislative demands on monitoring of gas emissions from nuclear power stations and valide decisions of State Office for Nuclear Safety (SONS) for discharges of radionuclids from NPS Dukovany into environment, where autorised limits for gas emissions into atmosphere are set. In the folowing part of the thesis, I describe separate elements bound for monitoring of gas emissions, including technical parameters of individual measuring instruments. Sumary of radioactive emissions to athmosphere during 2007 and sumary of emissions within last 10 years are also included. Finaly, I deal with an analysis on the fulfilment of Euratom Commission demands for monitoring of gas emissions in the NPS Dukovany and I evaluate imperfections to be found during the proces of monitoring of gas emissions from the NPS Dukovany and I make some recommendatios for their correction and improvement of the monitoring.

In conclusion, the NPS Dukovany fulfils demands of the czech legislation and decisions of SONS in the field of monitoring of gas emissions into atmosphere. The NPS Dukovany is aware of above mentioned imperfections and focuses on up-dating of measuring instruments in the course of investments, which are under preparation.

Key words: Euratom; Czech legislative; monitoring; limits; radionuclid; gas emissions

Obsah

SEZNAM OBRÁZKŮ 13

SEZNAM TABULEK 14

SEZNAM TABULEK 14

SEZNAM SYMBOLŮ A ZKRATEK 15

1 ÚVOD 18

2 VŠEOBECNÝ POPIS JE DUKOVANY 20

2.1 Základní charakteristika JE Dukovany 20

3 ZDROJE RADIONUKLIDŮ V JE 22

3.1 Chladivo primárního okruhu 22

3.2 ZDROJOVÉ ČLENY ODPADŮ 23

3.3 Koncepce likvidace plynných odpadŮ 24

3.4 Zdroje plynných Ra odpadŮ 24

3.4.1 RADIAČNÍ KONTROLA FUNKCE ČISTÍCÍ STANICE PLYNŮ TS20,40,60 26

3.4.2 Radiační kontrola čistící stanice odvzdušnění nádrží systému TS 70 26

3.5 VZDUTECHNICKÉ SYSTÉMY HVB A BPP 27

3.5.1 Radiační kontrola vzduchotechnických systémů 30

4 NÁRODNÍ LEGISLATIVA V OBLASTI RADIAČNÍ OCHRANY 32

4.1 Požadavky legislativy na uvolŇování radioaktivních látek 32

4.2 Požadavky na programy monitorování v JE Dukovany 32

4.2.1 LEGISLATIVNÍ POŽADAVKY NA PROGRAM MONITOROVÁNÍ JE V ČR 33

4.2.2 Aplikace požadavků legislativy na program monitorování JE Dukovany 34

4.3 ZÁKLADNÍ ČLENĚNÍ PROGRAMU MONITOROVÁNÍ JE 35

4.3.1 Stručný obsah monitorovacího programu část výpusti (B116) 36

5 EURATOM 37

5.1 DoporuČení komise 37

6 MONITOROVÁNÍ VÝPUSTÍ 39

6.1 Limity radioaktivních výpustí 39

6.2 Monitorování výpustí do vodoteČí 39

6.2.1 Autorizované limity radioaktivních výpustí do vodotečí 39

7 MONITOROVÁNÍ PLYNNÝCH VÝPUSTÍ V JE DUKOVANY 41

7.1 Autorizované limity radioaktivních výpustí do ovzduší 41

7.2 KONTROLA VÝPUSTÍ Z VENTILAČNÍCH KOMÍNŮ HVB1 A HVB2 44

7.2.1 ROZSAH KONTROLY VÝPUSTÍ NA HVB 44

7.3 MONITOROVÁNÍ VÝPUSTÍ DO OVZDUŠÍ SYSTÉMEM RKS2-03 44

7.4 ZAŘÍZENÍ PRO ODBĚR 3H A 14C - V3H14C 46

7.5 Spektrometrické mĚŘení vzácných plynŮ 48

7.5.1 Měření aerosolů 50

7.5.2 Měření jódů 51

7.5.3 Měření tritia 51

7.5.4 MĚŘENÍ UHLÍKU 14C 52

7.6 BilanČní hodnocení Čerpání limitu výpustí do ovzduší 53

7.6.1 Podrobnosti pro provádění kontroly plynných výpustí 53

7.7 METODA VÝPOČTU DLE RDEDU 54

7.8 Pravidla a prostŘedky pro záznam údajŮ 58

7.8.1 SPEKTROMETRICKÝ INFORMAČNÍ SYSTÉM – SPIS 58

7.9 STANOVENÍ MDA 59

7.10 MĚŘENÍ A METROLOGIE 60

8 VÝPUSTĚ RADIOAKTIVNÍCH LÁTEK Z EDU DO OKOLÍ 63

8.1 HLAVNÍ CÍLE RADIAČNÍ OCHRANY V JE DUKOVANY NA ROK 2007 63

8.2 VÝPUSTI RADIOAKTIVNÍCH LÁTEK DO OVZDUŠÍ V ROCE 2007 63

8.3 PŘehled výpustí z JE Dukovany za posledních 10 let 68

8.3.1 Výpusti radioaktivních látek do vodotečí 72

8.4 RadiaČní zátĚž obyvatelstva 74

8.5 RadiaČní situace v okolí JE Dukovany 75

9 SROVNÁNÍ DOPORUČENÍ 2004/2/EURATOM S DOKUMENTACÍ EDU 76

10 ZÁVĚR 80

POUŽITÁ LITERATURA 83

PŘÍLOHA A PŘEHLED PLATNÝCH LEGISLATIVNÍCH PŘEDPISŮ 85

PŘÍLOHA B JEDNOTNÁ TABULKOVÁ FORMA ZÁPISU OBLASTÍ MĚŘENÍ 86

PŘÍLOHA C TYPIZOVANÉ INFORMACE O RADIONUKLIDECH VYPOUŠTĚNÝCH

Z REAKTORU 87

PŘÍLOHA D SESTAVENÉ TABULKY PRO NAHLÁŠENÍ RADIONUKLIDŮ VYPOUŠTĚNÝCH Z REAKTORŮ JADERNÝCH ELEKTRÁREN 89

PŘÍLOHA E VÝPUSTĚ RADIOAKTIVNCH LÁTEK Z EDU DO OVZDUŠÍ (TABULKY KE KAPITOLE 8) 91

PŘÍLOHA F MNOŽSTVÍ RADIONUKLIDŮ VYPOUŠTĚNÝCH DO OVZDUŠÍ Z VK1 93

PŘÍLOHA G TÝDENNÍ PŘEHLED DENNÍCH HODNOT VÝPUSTÍ RVP 95

Seznam obrázkŮ

Obr. 3-1 Přívodní VZT systém do reaktorového sálu v JE Dukovany 28

Obr. 3-2 Strojovna odvodních VZT jednotek v JE Dukovany 29

Obr. 5-1 Evropská unie-historie, smlouvy a struktura [32] 37

Obr. 7-1 Měřící pult radiometru RKS2-03 umístěný na DRK 45

Obr. 7-2 Detektory radiometru RKS2-03 v měřící místnosti RK ve VK (+15,5m) 46

Obr. 7-3 zařízení pro odběr 3H a 14C umístěné v měřící místnosti RK ve VK 47

Obr. 7-4 Pohled na bilanční měření výpustí 49

Obr. 7-5 Zobrazené spektrum VP (SPIS) 49

Obr. 7-6 Schéma uvažovaných cest ozáření a systém výpočtu ekvivalentních dávek [12] 56

Obr. 7-7 Strom výsledků programu RDEDU 57

Obr. 7-8 Větrná růžice RDEDU 57

Obr. 7-9 Rozdělení okolí JE Dukovany na sektory a zóny 58

Obr. 8-1 Výpust radioaktivních vzácných plynů 65

Obr. 8-2 Výpust radioaktivních vzácných plynů (všechny radionuklidy) 65

Obr. 8-3 Výpust jódu 66

Obr. 8-4 Výpust aerosolů 66

Obr. 8-5 Výpust tritia 3H 67

Obr. 8-6 Výpust uhlíku 14C 67

Obr. 8-7 Podíl jednotlivých radionuklidů 68

Obr. 8-8 Přehled aktivit výpustí za 10 let (Radioaktivní vzácné plyny) 68

Obr. 8-9 Přehled aktivit vypustí za 10 let (aerosoly a jód) 69

Obr. 8-10 Výpust tritia H3(1998–2007) 69

Obr. 8-11 Výpust uhlíku 14C (1998 – 2007) 70

Obr. 8-12 Podíl jednotlivých radionuklidů v plynných výpustech za rok 2007 70

Obr. 8-13 Procenta ročního limitu celkové plynné výpusti 71

Obr. 8-14 Podíl aktivit jednotlivých radionuklidů v plynné výpusti za rok 2007 71

Obr. 8-15 Podíl jednotlivých radionuklidů na kapalných výpustech 73

Obr. 8-16 Procentní podíl jednotlivých radionuklidů na kapalných výpustech za rok 2007 73

Obr. 8-17 Podíl druhu výpustí na celkovém ozáření obyvatel 74

Obr. 8-18 Kolektivní efektivní dávka obyvatel v okolí EDU 74

Obr. 8-19 Podíl jednotlivých radionuklidů na ozáření obyvatel v okolí EDU 75

Seznam tabulek

Tab. 3-1 Objemová aktivita korozních produktů v chladivu I.O 22

Tab. 3-2 Tabulka popisu odsávacích vzduchotechnických systémů 28

Tab. 3-3 Tabulka popisu cirkulačních vzduchotechnických systémů 29

Tab. 6-1 Limitní hodnoty aktivit platné v letech 1985 - 1995 40

Tab. 7-1 Limity výpustí do ovzduší platné v letech 1985 – 1999 42

Tab. 7-2 Převodní koeficienty h pro převod aktivity radionuklidů vypouštěných do ovzduší 43

Tab. 7-3 Limity výpustí do ovzduší (od roku 2000) 44

Tab. 7-4 Základní technické parametry radiometru 46

Tab. 7-5 Technické parametry zařízení 47

Tab. 7-6 Průměrné hodnoty MDA sledovaných RN 50

Tab. 7-7 Základní technické údaje bilančního monitorování aerosolů 50

Tab. 7-8 Základní technické údaje monitorování 89Sr, 90Sr 50

Tab. 7-9 Základní technické údaje monitorování aerosolů alfa 51

Tab. 7-10 Základní technické údaje bilančního monitorování radiojódu 51

Tab. 7-11 Základní technické údaje bilančního monitorování tritia 52

Tab. 7-12 Základní technické údaje bilančního monitorování uhlíku 14C 52

Tab. 8-1 Přehled hodnot aktivit složek plynných výpustí 64

Tab. 8-2 Podíl z limitu plynných výpustí za rok 2007 64

Tab. 8-3 Přehled hodnot složek kapalných výpustí 72

Tab. 8-4 Čerpání limitu za rok 2007 72

Tab. 9-1 Tabulka srovnání kategorie plyny 76

Tab. 9-2 Tabulka srovnání kategorie aerosoly 77

Tab. 9-3 Tabulka srovnání kategorie alfa nuklidy 78

Tab. 9-4 Tabulka srovnání kategorie xxxx 78

Tab. 9-5 Tabulka srovnání kategorie tritium 79

Tab. 9-6 Tabulka srovnání kategorie uhlík 14C 79

Seznam symbolŮ a zkratek

Zkratka	Popis zkratky
AAŠP	Aktivační a štěpné produkty
AL	Autorizovaný limit
AZ	Aktivní zóna
BAPP	Budova aktivních pomocných provozů
BD	Bloková dozorna
BL	Bezpečnostní limit
BN	Barbotrážní nádrž
BS	Bazén skladování
BV	Bazén výměny
CDRK	Centrální dozorna radiační kontroly
ČK	Čistý kondenzát
DČ	Dochlazovací čerpadlo
DPg	Dávkový příkon gama
ED	Efektivní dávka
EDU	Jaderná elektrárna Dukovany
EP	Energopásmo
FD	Filmový dozimetr
GO	Generální oprava
HCČ	Hlavní cirkulační čerpadlo
HCP	Hlavní cirkulační potrubí
HO	Havarijní ochrana
XXX	Hlavní uzavírací armatura
HVB	Hlavní výrobní blok
HZ	Hermetická zóna
I. O.	Primární okruh
II. O.	Sekundární okruh
JE	Jaderná elektrárna
KED	Kolektivní efektivní dávka
KN	Kontrolní nádrž
KO	Kompenzátor objemu
KP	Kontrolované pásmo
LaP	Limity a podmínky bezpečného provozu
LPP	Limitní podmínka pro provoz
MAAE	Mezinárodní agentura pro atomovou energii
MDA	Nejmenší (minimální) detekovatelná hodnota aktivity
MDH	Nejmenší (minimální) detekovatelná hodnota měřené veličiny

Zkratka	Popis zkratky
MK	Měřící kanál
MKV	Minimální kontrolovatelný výkon
MMS	Mobilní monitorovací skupina
MORS	Informační systém RO
MP	Monitorovací program
MP	Mezipásmo
MSVP	Mezisklad vyhořelého paliva
MVP	Monitor výpustí plynů
ND	Nouzová dozorna
OB	Operátor bloku
OPO	Operátor primárního okruhu
OSO	Operátor sekundárního okruhu
PB	Provozní budova
PG	Parní generátor
PI	Provozní instrukce
PK	Požadovaná kontrola, palivová kazeta
PpBz	Předprovozní bezpečnostní zpráva
PZ	Pásmo zdroje
RAO	Radioaktivní odpady
RJ	Radionuklid jódu
RK	Radiační kontrola
RMMS	Rychlá monitorovací mobilní skupina
RN	Radionuklidy
RO	Radiační ochrana
RVP	Radioaktivní vzácné plyny
SEJVAL	Systém RK pro JE VVER440
SI	Směnový inženýr
SOB	Systém ochran bloku
SPIS	Spektrometrický informační systém
SÚ	Signální úroveň
SÚJB	Státní úřad pro jadernou bezpečnost
SVO	Speciální vodoočistka
SVP	Sklad vyhořelého paliva (nový MSVP)
TK	Technologický systém doplňování I.O.
TS	Systém spalování vodíku a technologického odvzdušnění
TY	Technologický systém organizovaných úniků
ÚRAO	Úložiště radioaktivního odpadu
VHP	Vnitřní havarijní plán

Zkratka	Popis zkratky
VK	Ventilační komín
VP	Vzácné plyny
VT	Vysokotlaký
VZT	Vzduchotechnický systém
ZN I	Zajištěné napájení prvé kategorie
ZN II	Zajištěné napájení druhé kategorie
XXXX	Xxxxxxxxxx radioaktivního odpadu
ŽP	Životní prostředí

1 Úvod

Základní legislativní rámec pro využívání jaderné energie v ČR je určen zákonem č. 18/1997 v platném znění (dále Atomový zákon – AZ), který současně definuje v § 17 a 18 základní povinnosti držitele povolení k jednotlivým činnostem tímto zákonem určených v § 9. V návaznosti na tento zákon pak byly postupně vydávány prováděcí vyhlášky Státního úřadu pro jadernou bezpečnost, které dále specifikují požadavky kladené na jadernou bezpečnost a radiační ochranu v ČR.

V oblasti radiační ochrany se jedná především o vyhlášku SÚJB č. 307/2002 Sb. o radiační ochraně v platném znění a doporučení evropské komise EURATOM o typizování informací o radioaktivitě, šířící se vzduchem a vypouštění tekutin z jaderných reaktorů do okolního prostředí a o zpracovatelských podnicích za normálního provozu.

Úkoly nezávislého dozoru v celé oblasti využívání jaderné energie a ionizujícího záření zajišťuje Státní úřad pro jadernou bezpečnost, který má pro tuto roli rozsáhlé pravomoci.

Jaderná elektrárna Dukovany je provozována v souladu s požadavky Atomového zákona na základě Rozhodnutí SÚJB jako pracoviště IV. kategorie – jaderné zařízení ve smyslu

§ 15 písm. a) vyhlášky č. 307/2002 Sb. v platném znění.

Bezpečnost jaderných elektráren je jeden z hlavních úkolů ČEZ, a.s. čemuž odpovídá i politika bezpečnosti a ochrany životního prostředí uvedená v řídící dokumentaci ČEZ a.s. Tato politika bezpečnosti obsahuje tyto body:

• Bezpečnost a ochrana životního prostředí patří k nejvyšším prioritám v jaderných elektrárnách v ČR. Je integrální součástí řízení společnosti a zároveň i záležitostí každého zaměstnance jaderné elektrárny.

• Základem bezpečnosti a ochrany životního prostředí v ČEZ je prevence. To znamená cílevědomé předcházení všem bezpečnostním rizikům.

• Dodržování právních předpisů České republiky a využívání mezinárodních doporučení považuje JE za samozřejmost a za svou povinnost.

• Trvale je zajišťována vysoká úroveň kultury bezpečnosti.

• Bezpečnost je zajištěna pomocí dostatečných lidských a finančních zdrojů.

• Při výběru technických opatření ke zvýšení bezpečnosti a ochrany životního prostředí se zaměřují na nejlepší ekonomicky přijatelné a mezinárodně uznávané technologie.

• Systém jakosti je využíván jako nedílná součást řízení bezpečnosti a ochrany životního prostředí.

• Systematickým vzděláváním zaměstnanců je zvyšována jejich kvalifikace, povědomí důležitosti kultury bezpečnosti a ochrany životního prostředí.

• Při výběru dodavatelů a obchodních partnerů je prověřován jejich vztah k bezpečnosti, ochraně životního prostředí a jakosti dodávek a služeb. Bezpečnost a ochrana životního prostředí musí být záležitostí každého zaměstnance.

• Při řízení bezpečnosti a ochrany životního prostředí jsou stanovovány s využitím provozních zkušeností konkrétní cíle a požadované hodnoty, jsou zpracovávány programy na zvyšování bezpečnosti a ochrany životního prostředí.

• Plnění politiky bezpečnosti a ochrany životního prostředí je pravidelně hodnoceno a výsledky těchto hodnocení jsou využívány k její aktualizaci a k hledání možností dalšího zlepšování. Hodnocení systému řízení bezpečnosti a ochrany životního

prostředí je zajišťováno i nezávislými kontrolami.

• Otevřeně je informována veřejnost, orgány státní správy i územní orgány.

2 Všeobecný popis JE Dukovany

Lokalita JE Dukovany se nachází v řídce osídlené oblasti jižní Moravy, 3 km západně od obce Dukovany. Areál JE Dukovany leží na rozvodí řeky Jihlavy a Rokytné. Blízké okolí JE Dukovany je ve směru SZ-JV rovinatějšího charakteru. Okolní nadmořské výšky se pohybují cca na úrovni 370–395 m n. m. Nejbližšími sídly jsou venkovské obce Mohelno, Dukovany, Rouchovany a Slavětice ležící ve vzdálenosti 3–5 km. Severovýchodně od areálu JE prochází silniční komunikace 2. třídy č. 152 Moravské Budějovice – Jaroměřice nad Rokytnou - Ivančice - Brno. Na železniční trať je EDU napojena z východního směru vlečkou z přípojové stanice Rakšice na trati ČD Moravský Krumlov – Brno. V územním systému ekologické stability je nejvýznamnějším segmentem krajiny národní přírodní rezervace Xxxxxxxx hadcová step. Řeka Jihlava je nejblíže položená vodoteč, využívaná i jako zdroj technologické přídavné vody pro elektrárnu. Jihlava se soustavou vodních nádrží Dalešice a Mohelno protéká severně od elektrárny směrem od severozápadu k jihovýchodu – nejkratší vzdálenost mezi elektrárnou a řekou je cca 1 km. Odběr technologické vody je prováděn z nádrže Mohelno, která slouží jako vyrovnávací nádrž pro vodní dílo Dalešice. [11]

Areál elektrárny zabírá plochu cca 100 ha. JE Dukovany se nalézá ve vzdálenosti cca 27 km ZZJ od okraje jihomoravské metropole Brna. Nejbližší vzdálenost hranice s Rakouskem je 35km.

2.1 Základní charakteristika JE Dukovany

JE Dukovany je tvořena čtyřmi energetickými bloky VVER440/213, kde každý má elektrický výkon 440 MW. Jednotlivé bloky jsou shodného technického provedení.

Technologické schéma bloků je dvouokruhové. Primární okruh zahrnuje reaktor a šest cirkulačních smyček; v každé z nich je parogenerátor, hlavní cirkulační čerpadlo, uzavírací armatury s elektropohonem a spojovací potrubí Js 500mm.

Zařízení na výrobu páry jednoho bloku EDU tvoří heterogenní tlakovodní energetický reaktor VVER 440, typ V 213 o nominálním tepelném výkonu 1375 MWt. Aktivní zóna reaktoru o průměru 2,88 m a výšce 2,50 m je umístěna ve válcové reaktorové nádobě vysoké 11,805 m (bez uvažování víka) o vnějším průměru 3,84 m. Tlaková nádoba reaktoru a primární okruh jsou navrženy pro přetlak 13,729 MPa při teplotě 350°C, přičemž nominální hodnoty přetlaku a teploty na výstupu z reaktoru je 12,26 MPa a 297°C. Aktivní zónu reaktoru tvoří 312 palivových kazet a 37 regulačních orgánů uspořádaných v šestiúhelníkovém poli. Celková hmotnost vsázky paliva je 42 t. Jako chladivo a moderátor reaktoru se používá demineralizovaná voda a palivem je slabě obohacený oxid uraničitý. Palivové elementy jsou rozmístěny v šesterečné mříži. Chemická regulace je realizovaná pomocí kyseliny borité a mechanická regulace je založená na "tandemovém" systému (při zasouvání celokazetového absorpčního válce je postupně vysouvána palivová kazeta z aktivní zóny).

V parních generátorech se vyrábí pára o přetlaku 4,6 MPa a teplotě 260°C, která pohání dvojici parních turbín o výkonu 2 x 220 MWe.

Zařízení primárního okruhu je umístěno v hermetické ochranné obálce která zabraňuje úniku radioaktivních látek do okolí při porušení integrity primárního okruhu. Ochranná obálka se skládá z železobetonových stěn s výstelkou z ocelového plechu, které oddělují všechny hermetické prostory od okolí. Ochranná obálka je navržena na výpočtový přetlak 0,150 MPa a výpočtovou teplotu 129°C.

Reaktor je koncipován se třemi nezávislými systémy havarijního chlazení aktivní zóny:

• vysokotlaký systém (3x100%)

• nízkotlaký systém (3x100%)

• pasivní systém (tlakové zásobníky bórové vody 2x100%)

JE Dukovany je postavena ve formě dvou dvoubloků. Každý blok má svoji reaktorovou budovu. Reaktorová nádoba, komponenty primárního systému a hermetický prostor jsou situovány ve střední části reaktorové budovy. Komponenty systémů havarijního chlazení aktivní zóny reaktoru spolu s komponenty sprchového systému se nachází v prostorách základů reaktorové budovy. Tři nezávislé systémy sprchového systému jsou zavedeny do boxu parogenerátorů, aby v případě potřeby zajišťovaly kondenzaci páry.

Centrální sál obsluhy reaktorů (reaktorový sál) je společný pro dva bloky. Každý dvojblok má společnou budovu pomocných provozů.

Sekundární okruh (neaktivní) zahrnuje parogenerační část parogenerátoru, turboagregáty a pomocné zařízení strojovny. Strojovna je společná pro dva bloky.

Systém vlastní spotřeby každého bloku zahrnuje transformátory vlastní spotřeby, rozvaděče 6 a 0,4 kV, zařízení stejnosměrného proudu s akumulátorovými bateriemi 220 V a zařízení ochran, řízení technologické kontroly a signalizace hlavních zařízení a mechanismů vlastní spotřeby. Výkon JE Xxxxxxxx je vyveden do rozvodny 400kV Slavětice vzdálené přibližně 3 km. JE Xxxxxxxx má zajištěno rezervní napájení vlastní spotřeby z dvou linek 110kV. Každý blok je navíc vybaven třemi dieselgenerátory, které slouží jako nezávislé zdroje nouzového napájení (3x100%) při ztrátě pracovního i rezervního napájení. [16]

V areálu JE Dukovany se dále nachází úložiště nízko a středně radioaktivních odpadů (ÚRAO), kde budou uloženy veškeré provozní radioaktivní odpady vzniklé za celou dobu provozu JE Dukovany i JE Temelín. XXXX Xxxxxxxx bylo v roce 1999 na základě zákona č. 18/1997 Sb. (Atomový zákon) předáno státu, provozovatelem je Správa úložišť radioaktivních odpadů. [9]

Dále se v areálu elektrárny nachází mezisklad vyhořelého (použitého) paliva o kapacitě 600 t, který byl uveden do provozu v roce 1997. V roce 2006 byl uveden do provozu nový sklad použitého paliva, jehož kapacita umožňuje provoz elektrárny po dobu 40 let. Použité palivo tam bude uskladněno v inovovaných suchých kontejnerech typu Castor.

V nedalekém Moravském Krumlově je umístěna laboratoř radiační kontroly okolí, která zajišťuje monitorování výpustí a stavu životního prostředí v souvislosti s provozem JE.

3 Zdroje radionuklidŮ v JE

3.1 Chladivo primárního okruhu

Produkty štěpení jaderného paliva pronikají z jaderného reaktoru do chladiva primárního okruhu netěsnostmi pokrytí palivových článků. Jejich množství závisí na štěpných průřezech 235U, 238U, 239Pu, 241Pu, hustotě neutronových toků, obohacení paliva, stupni vyhoření a stupni poškození palivového pokrytí. Výpočtová hodnota sumární hmotnostní aktivity štěpných produktů pro stávající palivo činí cca 2,5 GBq/kg. Pro uvažované nové palivo s obohacením 4,38 % a s Gd je výpočtová hodnota sumární hmotnostní aktivity štěpných produktů cca 0,5 GBq/kg. největší podíl na této aktivitě mají izotopy kryptonu, xenonu, jódu, cesia, baria a stroncia. Kromě výše zmíněných radionuklidů je aktivita chladiva primárního okruhu tvořena ještě tzv. korozními produkty, které vznikají:

• aktivací konstrukčních materiálů aktivní zóny a jejich emisí do chladiva

• aktivací příměsí (nečistot) chladiva při průchodu aktivní zónou

• aktivací korozních produktů, usazených v aktivní zóně jaderného reaktoru Korozní produkty způsobují nežádoucí nárůst aktivity chladiva I.O. a dalších

technologických médií, a proto je věnována zvláštní pozornost volbě konstrukčních materiálů. I

při použití nejkvalitnějších ocelí však k určité tvorbě korozních produktů dochází. Výpočtová hodnota hmotnostní aktivity korozních produktů činí cca 30 MBq/kg , přičemž za nejvýznamnější radionuklidy jsou považovány izotopy zirkónia, niobu, kobaltu, železa, manganu a chrómu. Podle provozních zkušeností je dominujícím radionuklidem 58Co vykazující hmotnostní aktivitu v primárním chladivu v rozpětí cca 0,02 − 0,2 MBq/kg.

Aktivita a poločas rozpadu hlavních korozních produktů, obsažených v I.O je v následující tabulce.

Tab. 3-1 Objemová aktivita korozních produktů v chladivu I.O.

Radionuklid	Poločas rozpadu	Aktivita [Bq/kg]
		Palivo ruské 2,4% a 3,6%	Provozní hodnoty	Dosažená maxima provozních hodnot
Cr 51	28 d	2,296	2,13	4,094
Mn 54	292 d	4,444	5,02	8,02
Fe 55	2,9 r	6,445
Mn 56	2,6 h	1,147
Co 58	72 d	1,335	2,34	2,3935
Fe 59	45 d	4,074	5,02	1,234
Co 60	5,2 r	7,054	3,33	4,44
Nb 95	35 d	2,375	1,43	4,194
Zr 95	65 d	4,405	6,42	1,624

Nb 97	78 min	8,516
Zr 97	17 h	6,296
Celkem		3,017

[16]

3.2 ZDROJOVÉ ČLENY ODPADŮ

Chladivo primárního okruhu se v důsledku kontaktu s aktivní zónou reaktoru kontaminuje aktivitou, která je zdrojem plynných, kapalných a pevných odpadů na JE.

Aktivita chladiva primárního okruhu je tvořena následujícími složkami:

• vlastní aktivita chladiva, která vzniká vzájemným působením neutronového toku v aktivní zóně s jádry izotopů prvků chladiva a jeho příměsí

• aktivita štěpných produktů pronikající do chladiva jednak z paliva, které je obsaženo jako nečistota na povrchu pokrytí, dále v důsledku difúze plynných a

štěpných produktů mikrotrhlinami v pokrytí, případně únikem štěpných produktů v případě poškození pokrytí palivového článku

• aktivita korozních produktů, které vznikají jednak aktivací konstrukčních materiálů aktivní zóny, dále aktivací příměsí chladiva při průchodu aktivní zónou, a také aktivací korozních produktů, usazených v aktivní zóně reaktoru.

Médii, v nichž se stanovují rovnovážné koncentrace radionuklidů tvořících primární zdrojový člen jsou:

• chladivo primárního okruhu, kontaminované radionuklidy z aktivace chladící vody a chemických příměsí k regulaci vodního režimu I.O, štěpnými produkty a aktivovanými korozními produkty a nečistotami,

• vzduch šachty reaktoru, kontaminovaný radionuklidy z aktivace složek vzduchu v šachtě reaktoru.

Odvozenými zdrojovými členy jsou

• voda bazénu vyhořelého paliva, kontaminovaná převážně štěpnými produkty,

• voda sekundárního okruhu (PG a kondenzátor), aktivovaná průnikem vody I.O netěsnostmi v PG.

Pro stanovení aktivity vznikající v aktivní zóně za provozu reaktoru (kromě aktivity uzavřené ve vlastním palivu) se používají výpočetní postupy a odhady podle zkušeností z obdobných, již provozovaných jaderných elektráren. Jedná se tudíž o konzervativní dlouhodobé projektem uvažované hodnoty pro bilance výpustí a odpadů.

V případě JE Dukovany, která je již dlouhodobě provozována, je možné projektem očekávané aktivity porovnat s reálně naměřenými hodnotami a výpočetní postupy aplikovat pro plánované použití paliva nové generace.

3.3 Koncepce likvidace plynných odpadů

Plynné Ra odpady jsou ve své podstatě vzdušniny uvolňující se z kapalných medií I.O. a pomocných systémů a pohybující se v aktivních technologických okruzích nebo vyskytující se v místnostech kontrolovaného pásma JE kontaminovaných radioaktivními plyny a aerosoly, jejichž předpokládaná aktivita nedovoluje nekontrolované vypuštění do vnější atmosféry. Filosofie zpracování plynných Ra odpadů je poměrně jednoduchá a je založena na odloučení Ra látek z kontaminovaných vzdušin filtrací a zředěním kontaminantů na úroveň vypustitelnou do životního prostředí.

Plynné odpady jsou tvořené hlavně :

• radionuklidy vzácných plynů (41Ar, radioizotopy kryptonu, radioizotopy xenonu)

• tritiem (3H)

• radioaktivními aerosoly (zejména 51Cr, 54Mn, 59Fe, 58Co, 60Co, 65Zn, 110mAg, atd.)

• radionuklidy jódu a ostatních halogenů (radioizotopy jódů – zejména 131I v aerosolové a plynné formě)

• radioizotop uhlíku (14C)

3.4 Zdroje plynných Ra odpadů

Základním zdrojem aktivity plynných médií je kontaminovaná voda primárního okruhu včetně ostatních návazných technologických systémů (podstatné zvýšení aktivity nastává při porušení pokrytí palivových článků a silně zvýšený rozvoj štěpných plynů).

Dalším zdrojem je vzduch, aktivovaný v šachtě reaktoru, v místnostech s technologií s možností vzniku plynných netěsností. Do atmosféry místností KP jaderné elektrárny se aktivita dostává za normálního provozu z technologických zařízení, jak plynovými netěsnostmi (zanedbatelné), tak v důsledku odparů z úniků kapalných médií. Zdroje plynných radioaktivních odpadů je možno podle jejich původu rozdělit do následujících základních skupin :

Systém odplyňování chladiva primárního okruhu

Odplyňovačem protéká za provozu reaktoru chladivo odpouštěné přes čistící stanici SVO1 z I. O. a určené buďto k přímému opětovnému doplnění do I.O. nebo k přečistění na čistící stanici SVO2. V odplyňovači odloučená parovzdušná směs obsahuje po kondenzaci páry nekondenzující plyny, určitý podíl těkavých látek a nepatrná množství aerosolů pevných látek. Po kondenzaci je tento proud vzdušin veden na spalování vodíku a dále na čistící stanici.

Systém spalování vodíku TS10,50 plní bezpečnostní funkci zamezení vzniku třaskavé směsi vodík - vzduch v komponentech tlakové hranice I.O. a pomocných okruhů a tím přispívá k zajištění integrity tlakové hranice a zamezuje vzniku poruch v pomocných systémech s možným dopadem na plnění bezpečnostních funkcí.

Význam systému TS10,50 z hlediska obecné bezpečnosti bloku je dvojí:

• spalováním vodíku se předchází vytváření třaskavé směsi vodík - vzduch (primární funkce systému)

• přenos plynných radioaktivních látek od zdrojů (aparáty TK10,50B01, BN KO, TY11B01) k čisticí stanici technologického odvzdušnění TS20,40,60 (sekundární funkce systému).

Systém čištění technologického odvzdušnění – TS20,40,60

Systém TS20,40,60 je projektován na snížení aktivity radioaktivních vzácných plynů, kdy je využívaná kontinuální adsorpce vzácných plynů na filtračních kolonách, čímž se zdrží jejich postup systémem a dochází k postupnému radioaktivnímu rozpadu po dobu jejich setrvání v sorbentu.

Stanice čištění technologického odvzdušnění tvoří nejvýznamnější bariéru pro snížení úniků radioaktivních plynných odpadů do okolí JE.

Zabezpečuje snížení úniku radioaktivních produktů do životního prostředí a tím ohrožení obyvatelstva na nejnižší možnou dosažitelnou míru. Systém TS20,40,60 zpracovává plynné odpady ze spalování vodíku obou provozovaných bloků.

Maximální účinnost systému je závislá na správné funkci systému spalování vodíku, v docílení optimálního průtoku media, jak v systému spalování, tak v nastavení optimálního průtoku z obou bloků na systém čištění technologického odvzdušnění.

Plynné úniky ze zařízení primárního okruhu a z ostatních technologických systémů

Jedná se o úniky které obsahují radioaktivní materiály a jsou odsávány ventilačními vzduchotechnickými systémy z prostor HVB v následujícím členění:

• plynné látky, případně aerosoly hermetické zóny, v šachtě reaktoru a bazénu vyhořelého paliva

• odpar ze zařízení a z kapalných úniků do místností KP včetně BAPP

Systém technologického odvzdušnění nádrží RAO - TS70

Systém TS70 je určený k čištění vzduchu od radioaktivních aerosolů, jódu, kysličníků dusíku a případných těkavých organických nečistot z technologického odvzdušnění nádrží úložiště kapalných radioaktivních odpadů, sběrných nádrží odpadních vod, nádrží bórového koncentrátu a z odvzdušnění sběrné nádrže koncentrátu bóru. Tvoří ho dvě shodné, vzájemně zaměnitelné linky. Jedna je vždy v provozu, druhá je rezerva. Každá linka se skládá z aparátů skruber, aerosolového filtru, parního ohříváku a absorbčního filtru. Proudění čištěné vzdušniny v systému zabezpečují dmychadla. Jako ochrana proti přetížení provozovaného dmychadla a vytváření vysokého podtlaku v kobkách nádrží kapalných radioaktivních odpadů je připojen k sacímu kolektoru dmychadel TS70 filtr přisávaného vzduchu do systému z místnosti BAPP. [16]

Systém čištění technologického odvzdušnění nádrží zabezpečuje svojí funkcí:

• kontinuální provětrávání nádrží z dočasného úložiště kapalných RaO, nádrží odpadních vod, dalších nádrží na BAPP a HVB

• odsávání a čištění vzdušiny a plynů, které jsou odváděné z TD31N02 a TR31N02 (odparky) v průběhu zpracování odpadních vod nebo zahušťování roztoku H3BO3

• čištění odsávané paroplynné směsi od kapalných i tuhých radioaktivních aerosolů jódu, kysličníků dusíku a případných těkavých organických nečistot z technologického odvzdušnění nádrží připojených potrubními trasami k systému

TS70 na jedné ze dvou linek, které jsou k dispozici

• dopravu vyčištěné vzdušiny do ventilačního komína HVB

3.4.1 Radiační kontrola funkce čistící stanice plynů TS20,40,60

Cílem je sledování funkce čistící stanice plynů TS20,40,60, která slouží k čištění technologického odvzdušnění nádrží nečistého kondenzátu a k čištění plynů ze spalování vodíku (systém TS10,TS50). Čistící stanice je společná vždy pro oba reaktorové bloky a je instalována na lichém bloku. Radiační kontrola je zabezpečena monitorováním objemové aktivity:

• na vstupu do jednotlivých tras čistící stanice plynů RVP pomocí detekčního zařízení UDPG-05-01, které je umístěno v místnosti č. A,B123,4,5. Měření je stejné na obou HVB. Vzorek vzdušniny pro měření celkové objemové beta

aktivity plynů vstupujících do příslušné trasy TS20(40,60) je do blízkosti detekčního zařízení dopravován odběrovým potrubím pomocí tlakového spádu na samočisticím filtru TS20(40,60) N01. Do měřicí nádobky detekčního zařízení UDPG-05-01 je měřený vzorek nasáván odběrovým zařízením UGO.

• za filtry s aktivním uhlím (zpožďovací linka). Na HVB1: jedno detekční zařízení UDGB-10 pro RVP a jedno detekční zařízení BDAB 06 pro plynný radiojód přepínatelné pomocí pěticestného ventilu na jednotlivé trasy systému TS. Na

HVB2: každá trasa systému TS je osazena jedním detekčním zařízením UDGB- 10 pro RVP (plynný radiojód není měřen). Vzorek pro měření je odebírán z výstupu dmychadel TS20(40,60) dmychadly radiační kontroly 1,3XQ10.

• za jódovým filtrem detekčními zařízeními BDAB-06 pro plynný radiojód a UDGB 10 pro RVP, které jsou umístěny v místnosti A,B 0035. Vzorek pro měření objemové aktivity jódu je odebírán z výstupu dmychadel TS20 (40,60) dmychadly radiační kontroly 1,3XQ10.

3.4.2 Radiační kontrola čistící stanice odvzdušnění nádrží systému TS 70

Cílem je sledování funkce čistící stanice technologického odvzdušnění nádrží (nádrží kapalných radioaktivních odpadů, sběrných nádrží odpadních vod, nádrží bórového kondenzátu) v systému TS70 (obsahuje pracovní a záložní větev).

Kontrola funkce čistící stanice odvzdušnění nádrží je prováděna:

• detekční jednotkou BDMG-41-01 přiloženou k potrubí na vstupu do čistící stanice v BAPP v místnosti č.112. Je měřen dávkový příkon gama záření a z údaje se odvozuje úroveň objemové aktivity radioaktivních látek na vstupu do čistící

stanice.

• detekční jednotkou BDMG-41-01 a BDMG-41-02 přiloženou ke stěně sběrné nádrže TS74B01 s roztokem hydroxidu sodného (NaOH) v BAPP v místnosti č.116. Je měřen dávkový příkon záření gama a z jeho údaje se určuje znečištění

hydroxidu radioaktivními látkami. Hydroxid sodný slouží pro vypírání radioaktivního jódu a těkavých organických radioaktivních látek ze vzduchu.

• odběrem vzorku vzduchu na dva pevné filtry systému radiační kontroly z potrubí na výstupu aerosolových filtrů TS70N01, N02. Odběr je realizován na obou větvích TS70. Průtok je zajištěn pomocnými dmychadly radiační kontroly

(1,3XQ13D01,D02). Odběrové filtry i dmychadla jsou umístěny v BAPP v místnosti č.205.

• monitorováním objemové aktivity:

− aerosolů detekčním zařízením BDAB-05

− plynného radiojódu zařízením BDAB-06

− radioaktivních vzácných plynů zařízením UDGB-08

Detekční zařízení jsou umístěna v objektu BAPP v místnosti č.117. Průtok je zajištěn tlakovým spádem na dmychadlech TS70D01, D02. [13]

3.5 Vzdutechnické systémy HVB a BPP

Vzduchotechnika reaktorovny je pomocný technologický provozní soubor, který udržuje předepsané hygienické podmínky pro obsluhující personál. Zajišťuje vhodné pracovní prostředí pro obsluhu technologické zařízení primárního okruhu včetně vnitřní a vnější bezpečnosti. Dále zajišťuje likvidace aktivity při havarijních a pohavarijních stavech technologického zařízení reaktorovny. [15]

Základním pravidlem, které vzduchotechnika v KP respektuje je, že vzduch proudí vždy ve směru zvětšující se aktivity. Dále vzduch, který obsahuje škodliviny, se před vypuštěním do atmosféry filtruje ve vhodných filtrech.

Z hlediska jaderné bezpečnosti je vzduchotechnické zařízení rozděleno na zónu:

• hermetickou - dimenzovanou na tlak

• vzduchotěsnou - nedimenzovanou na tlak.

Jednotlivá zařízení a elementy jsou navrženy pro práci ve ztížených podmínkách z hlediska tlaku, teploty a aktivity.

Spolehlivost provozu vzduchotechnických zařízení je zajišťována s 50 % až 200 % rezervou jednotek podle provozní důležitosti.

Vzduchotechnické systémy reaktorovny jsou z hlediska určení rozděleny na přívodní, odvodní a cirkulační. Tyto systémy udržují v jednotlivých prostorách požadované parametry vzduchu z hlediska teploty, aktivity, rozdílu tlaků a výměny vzduchu.

Přívodní systémy

Zásobují místnosti KP čerstvým upraveným vzduchem z hlediska čistoty a teploty. Čerstvý vzduch sají přes světlíky ze střechy podélné etažérky a sací komory m. č. 613. Vzduch upravený přes prachové filtry, ohříváky a chladiče je pomocí ventilátorů dopravován vzduchovody příslušných systémů do jednotlivých místností. Množství přiváděného vzduchu do místnosti je obvykle regulováno pomocí ručních klapek.

Obr. 3-1 Přívodní VZT systém do reaktorového sálu v JE Dukovany

Odvodní systémy

Zajišťují objemovou výměnu vzduchu v prostorách KP a rozdíl tlaku mezi prostory KP. Tím zabezpečují podmínku proudění vzduchu ve směru zvětšující se aktivity. Některé zajišťují filtraci vzduchu. Odvodní ventilátory nasávají vzduch vzduchovody jednotlivých systémů z prostoru, který odsávají. Přes filtry nebo bez filtrů je vzduch vytlačován do výtlačné komory A513 a přes ventilační komín je vypouštěn do atmosféry. Množství odsávaného vzduchu z místností je obvykle regulováno pomocí ručních klapek.

Popis nejdůležitějších odsávacích vzduchotechnických systémů

Tab. 3-2 Tabulka popisu odsávacích vzduchotechnických systémů

Projektové značení	Systémové značení	Popis systému	Výkon[m3/h]	Provoz systému
TL70	O-2	udržování podtlaku v boxech HZ	1 900	za provozu
TL71	O-4	větrání hermetických prostor	40 000	v době odstávky
TL73	O-3	odvod vzduchu z reaktorovny	80 000	nepřetržitý
TL90	O-90	odvod vzduchu z BAPP	26 000	nepřetržitý

Obr. 3-2 Strojovna odvodních VZT jednotek v JE Dukovany

Cirkulační systémy

Úkolem cirkulačních systémů je eliminace tepelné zátěže vznikající na technologickém zařízení I.O. Podílí se na odstranění následků havárie I.O. Množství vzduchu cirkulujícího ve více místnostech u jednoho systému je regulováno pomocí ručních klapek.

Z hlediska prostředí, pro které systémy pracují, se rozdělují na:

• systémy HZ (hermetické zóny): HZ je prostor, do kterého se může rozšířit paroplynná směs při maximální projektové havárii

• systémy vzduchotěsné zóny: to jsou ostatní prostory KP (mimo HZ), do kterých se nemůže rozšířit paroplynná směs po havárii Re

Popis cirkulačních vzduchotechnických systémů:

Tab. 3-3 Tabulka popisu cirkulačních vzduchotechnických systémů

Projektové značení	Systémové značení	Popis systému	Výkon [m3/h]	Provoz systému
TL10	C-1	ventilace (chlazení) boxů hermetické zóny	140 000	nepřetržitý
TL11	C-2	chlazení šachty reaktoru a SORR	80 000	nepřetržitý
TL12	C-7	filtrace vzduchu z hermetické zóny	9 500	nepřetržitý
TL13	C-6	chlazení prostoru elektromotorů HCČ	10 000	nepřetržitý

3.5.1 Radiační kontrola vzduchotechnických systémů

Cílem radiační kontroly vzdušniny ve vzduchotechnických systémech je včasné zjištění netěsnosti technologických zařízení, kdy dochází k úniku radioaktivních látek do okolního prostoru a k následnému zvýšení objemové aktivity vzdušniny v příslušném vzduchotechnickém systému včetně kontroly funkce vzduchotechnických systémů.

Kontrola je prováděna na:

• cirkulačních vzduchotechnických systémech (TL10, TL11, TL12, TL13)

• odtahových vzduchotechnických systémech (TL70, TL71, TL73, TL90)

Popis radiační kontroly cirkulačních vzduchotechnických systémů

TL10 (C-1): Detekční zařízení UDGB-08 pro měření objemové aktivity RVP je napojeno na odběr vzorků ze vzduchovodu na výtlaku dmychadel TL 10. Do trasy jsou vřazeny 2 držáky filtrů pro odběr AE a radiojódu pro diskontinuální vyhodnocení objemové aktivity.

TL11 (C-2): Detekční zařízení UDGB-08 pro měření objemové aktivity RVP je napojeno na odběr vzorku vzduchu ze vzduchotechnického potrubí TL 11 spojujícího šachtu reaktoru s boxem PG přes A,B 301. Do trasy jsou vřazeny 2 držáky filtrů na odběr AE a radiojódu pro diskontinuální vyhodnocení objemové aktivity.

TL12 (C-7): Neobsahuje kontinuální měření objemové aktivity plynů. Kontrola je zabezpečena odběry vzorků AE a radiojódu na vstupu do systému a za aerosolovými a jodovými filtry obou větví. Na odběrech jsou instalovány vždy 2 držáky filtrů pro diskontinuální vyhodnocení objemové aktivity aerosolů a jódu.

TL13 (C-6): Detekční zařízení UDGB-08 je napojeno na odběr vzorku vzduchu umístěný na sání dmychadel TL 13. Do trasy jsou vřazeny 2 držáky filtrů pro diskontinuální vyhodnocení objemové aktivity aerosolů a jódu.

Popis radiační kontroly odsávacích vzduchotechnických systémů

TL70 (O-2): Odebíraný vzorek vzduchu z výstupu vzduchotechnického systému je přiveden na detekční zařízení BDAB-05, BDAB-06 (měření objemové aktivity plynného radiojódu a aerosolů) a dále do místnosti A,B 244 na detekční zařízení UDGB-08 (měření objemové aktivity RVP). Detekční zařízení BDAB jsou umístěna co nejblíže místu odběru na chodbě A,B 415. Nepřetržitá radiační kontrola je dále rozšířena o odběry vzorků na vstupu do systému a za aerosolovými a jódovými filtry všech větví. Na těchto odběrech je instalováno po 2 ks držáků filtrů pro kontinuální záchyt aerosolů a plynného radiojódu. V exponovaných filtrech jsou následně laboratorně vyhodnoceny objemové aktivity aerosolů a radiojódu.

TL71 (O-4): Odběr vzorku vzduchu, měření objemových aktivit a odběr AE a radiojódu na filtry je realizován obdobně jako u systému TL 70.

TL73 (O-3): Odběr vzorku vzduchu a měření objemových aktivit je realizován obdobně jako u systému TL 70. Na odběrové trase je instalován držák filtru pro odběr plynného radiojódu pro laboratorní vyhodnocení.

TL90 (O-90): Odběr vzorku vzduchu, měření objemových aktivit a odběr AE a radiojódu na filtry je realizován obdobně jako u systému TL 70. Detekční zařízení BDAB-05, BDAB-06 a UDGB-08 jsou v místnosti č. 126 BAPP.

Průtok vzduchu odběrovými trasami je zajištěn dmychadly radiační kontroly příslušného reaktorového bloku, resp. BAPP. [15]

4 Národní legislativa v oblasti radiaČní ochrany

Radiační ochrana v jaderných zařízeních je v České republice upravena Atomovým zákonem a jeho prováděcí vyhláškou č. 307/2002 Sb., o radiační ochraně v platném znění.

Legislativa v oblasti radiační ochrany důsledně vychází z mezinárodně respektovaných principů radiační ochrany, založených na doporučeních renomovaných mezinárodních nevládních odborných organizací (ICRP) a zejména pak na doporučení Mezinárodní komise pro radiologickou ochranu č. 60 z roku 1990 a navazujících mezinárodních základních standardů v radiační ochraně přijatých mezivládními organizacemi, včetně Mezinárodní agentury pro atomovou energii (MAAE).

Úprava právních předpisů ČR provedená v r. 2002 zajistila plnou harmonizaci s příslušnými směrnicemi Evropské unie, zejména se směrnicí Rady 96/29/Euratom ze dne 13. května 1996. Atomový zákon stanoví systém ochrany osob a životního prostředí před nežádoucími účinky ionizujícího záření.

V Příloze A je uveden přehled platných legislativních předpisů upravujících mírové využívání jaderné energie v ČR.

4.1 Požadavky legislativy na uvolňování radioaktivních látek

Uvolňování radionuklidů do životního prostředí z jaderných zařízení (kapalné a plynné) podléhají dle ustanovení Atomového zákona povolení SÚJB (podle § 9) a podrobnosti, včetně kriterií pro vydání takového povolení, stanoví § 56 vyhlášky č. 307/2002 Sb. Zde je mimo jiné uvedeno, že optimalizační mezí pro výpusti z jaderných energetických zařízení je průměrná efektivní dávka 250µSv za kalendářní rok u příslušné kritické skupiny obyvatel. Efektivní dávka 200µSv pro výpustí do ovzduší a 50µSv pro výpusti do vodotečí. Vypouštění musí být zdůvodněno a optimalizováno. Proto jsou stanovené autorizované limity pro výpusti do ovzduší i výpusti do vodotečí pro jadernou elektrárnu podstatně nižší než legislativní optimalizační mez.

Povolení k uvádění radionuklidů do životního prostředí vydává SÚJB. Pro výpusti do vodotečí je však i vodohospodářskými orgány vydáváno povolení k vypuštění odpadních vod, které vydávají místně příslušné vodohospodářské orgány po projednání s SÚJB, pokud jde o problematiku radioaktivity vod.

Odvozené limity aktivity výpustí jsou pro jaderné elektrárny stanoveny postupem autorizovaným SÚJB a jsou uvedeny v odpovídajících monitorovacích programech, které jsou průběžně aktualizovány a podléhají schválení SÚJB.

Pro sledování skutečných výpustí je vybudován rozsáhlý monitorovací systém, zajišťovaný jak provozovateli jaderných zařízení, tak nezávislými měřeními prováděnými SÚJB přímo nebo prostřednictvím Státního ústavu radiační ochrany. Výsledky měření dokladují, že stanovené autorizované limity nejsou překračovány a maximální efektivní dávka za kalendářní rok u jedince kritické skupiny obyvatel v okolí jaderných zařízení nepřesahuje desítky až stovky nSv za rok.

4.2 Požadavky na programy monitorování v JE Dukovany

Mezi základní povinnosti držitelů povolení k nakládání se zdroji ionizujícího záření patří povinnost soustavně a komplexně zajistit sledování, měření, hodnocení a zaznamenávání veličin

a parametrů důležitých z hlediska radiační ochrany, fyzické ochrany a jaderné bezpečnosti. Obecné požadavky na soustavné monitorování jsou zakotveny v AZ a prováděcí vyhlášce SÚJB č. 307/2002 Sb. o radiační ochraně v platném znění. S touto skutečností se útvar radiační ochrany JE Dukovany vypořádal komplexním zpracováním programu monitorování a uvedením podnikové dokumentace do souladu se státní legislativou.

Hlavním úkolem radiační ochrany v JE Dukovany je ochrana pracovníků před ionizujícím zářením, kontrola dostatečné funkce ochranných bariér a zabránění pronikání vzniklých radioaktivních látek do okolního životního prostředí.

Pro hodnocení radiační situace je zajištěno nepřetržité monitorování úrovní aktivit v provozních médiích, v technologii a v pracovním prostředí. Sledována je radiační zátěž pracovníků jaderné elektrárny a pracovníků dodavatelských organizací v hlavních výrobních blocích, v budovách pomocných aktivních provozů, meziskladu použitého jaderného paliva, v budově zpracování radioaktivních odpadů a dalších objektech jaderné elektrárny.

Za účelem dokladování zanedbatelného radiačního vlivu na okolní životní prostředí je zajištěno monitorování výpustí radioaktivních látek do ovzduší a do vodotečí, je monitorován obsah radionuklidů ve složkách životního prostředí a následně je vyhodnocován jejich příspěvek k radiační zátěži obyvatelstva v okolí JE Dukovany.

Výsledky monitorování jsou uváděny v pravidelných hodnotících zprávách jednotlivých monitorovacích složek a zprávách útvaru radiační ochrany JE Dukovany.

K naplnění všech požadavků zajišťuje útvar radiační ochrany JE Dukovany v souladu s požadavky státní legislativy rozsáhlý program monitorování pracovišť, osob, výpustí a okolí elektrárny.

4.2.1 Legislativní požadavky na program monitorování JE v ČR

Zákon č. 18/1997 Sb. v platném znění (AZ)

Program monitorování v rozsahu stanoveném prováděcím právním předpisem (vyhláška č. 307/02 Sb.) patří dle zákona č. 18/97 Sb., § 17 mezi dokumentaci, kterou je držitel povolení povinen předložit Úřadu ke schválení.

Z hlediska radiační ochrany je dále dle § 18 držitel povolení povinen sledovat, měřit, hodnotit, ověřovat a zaznamenávat veličiny, parametry a skutečnosti důležité z hlediska radiační ochrany v rozsahu stanoveném prováděcími předpisy.

Vyhláška SÚJB č. 307/2002 Sb. o radiační ochraně v platném znění

Dle požadavků vyhlášky SÚJB č. 307/2002 Sb. § 73 (Náležitosti programu monitorování) má program monitorování pro pracoviště IV. kategorie (pracoviště s velmi významným zdrojem ionizujícího záření) tyto části:

• monitorování pracoviště

• osobní monitorování

• monitorování výpustí

• monitorování okolí

Program monitorování musí zahrnovat monitorování pro běžný provoz, pro předvídatelné odchylky od běžného provozu i pro případy radiačních nehod a radiačních havárií.

Další požadavky včetně vymezení referenčních úrovní jsou uvedeny v § 74 až 79.

Monitorování pracoviště (§ 76)

Monitorování pracoviště je prováděno sledováním, měřením, hodnocením a zaznamenáváním veličin a parametrů charakterizujících pole ionizujícího záření a výskyt radionuklidů na pracovišti, zejména příkonů dávkového ekvivalentu na pracovišti, objemových aktivit v ovzduší pracoviště a plošných aktivit na pracovišti.

Monitorování osobní (§ 77)

Osobní monitorování slouží k určení osobních dávek sledováním, měřením a hodnocením individuálního zevního i vnitřního ozáření jednotlivých osob osobními dozimetry. Na pracovištích s velmi významnými zdroji ionizujícího záření je kontrolní období pro vyhodnocení osobního dozimetru 1 měsíc.

Monitorování výpustí (§ 78)

Monitorování výpustí se uskutečňuje sledováním, měřením a zaznamenáváním veličin a parametrů charakterizujících výpusti radionuklidů do okolí jaderné elektrárny, zejména celkové aktivity a objemové aktivity výpustí. Slouží ke kontrole dodržování povolených výpustí a k včasnému zjištění a zhodnocení případných úniků a jejich vlivu na obyvatelstvo a životní prostředí v okolí pracoviště.

Monitorování okolí pracoviště (§ 79)

Monitorování okolí pracoviště se uskutečňuje sledováním, měřením, hodnocením a zaznamenáváním veličin a parametrů charakterizujících pole ionizujícího záření a výskyt radionuklidů v okolí pracoviště, zejména dávkových příkonů, aktivit, objemových aktivit a hmotnostních aktivit. Zavádí se na všech pracovištích, kde existuje možnost úniku závažného množství radionuklidů do okolí. Slouží ke kontrole dodržování povolených výpustí a k včasnému zjištění a zhodnocení případných úniků a jejich důsledků na obyvatelstvo v okolí pracoviště a na životní prostředí a za běžného provozu slouží pro potvrzování bezpečnosti provozu ve vztahu k okolí.

4.2.2 Aplikace požadavků legislativy na program monitorování JE Dukovany

Monitorovací program JE Dukovany je zpracován takovým způsobem a v takovém rozsahu, že za provozu jaderného zařízení umožňuje ověření požadavků limitování ozáření. Umožňuje podávat kontrolním orgánům důkazy (prokázání plnění povinností vyplývajících z AZ a prováděcí vyhlášky), že radiační ochrana je optimalizována a jsou v dostatečné míře zajištěny veškeré požadavky na bezpečný provoz pracoviště s velmi významným zdrojem ionizujícího záření. Značná pozornost je věnována schopnosti včasného zjištění odchylek od běžného provozu. K tomuto účelu slouží v monitorovacím programu stanovené tzv. “referenční úrovně”, které jsou stanoveny jako hodnoty nebo kritéria rozhodná pro předem stanovené postupy nebo opatření.

Monitorování je prováděno jak rutinní (kontinuální a periodické), tak operativní při určitých činnostech s cílem komplexně vyhodnotit radiační situaci a zajistit taková opatření v radiační ochraně, aby tato činnost byla z hlediska systému limitování přijatelná (zejména kontrola radiační

situace před prací v podmínkách zvýšeného, popř. velmi zvýšeného radiačního rizika při práci na R-příkazy, popř. práce s programem zajištění radiační ochrany). Veškerá měření operativního charakteru (tj. “dle potřeby”, jež nelze předem stanovit) jsou prováděna operativně volenými vhodnými metodami a prostředky tak, aby cíle radiační ochrany byly naplněny.

Referenční úrovně

Referenční úroveň je hodnota, popř. kriterium, rozhodná pro určité předem stanovené postupy nebo opatření. Referenční úrovně jsou rozděleny do několika úrovní dle rostoucího významu zjištěné úrovně sledované veličiny.

• Záznamová úroveň - referenční úroveň, při jejímž překročení je údaj podrobněji zaznamenáván a evidován, odděluje hodnoty zasluhující pozornost od hodnot bezvýznamných.

• Vyšetřovací úroveň - referenční úroveň, jejíž překročení je podnětem k následnému šetření o příčinách a důsledcích zjištěného výkyvu sledované veličiny radiační ochrany.

• Zásahová úroveň - referenční úroveň, jejíž překročení je podnětem k zahájení určité činnosti nebo zavedení opatření ke změně zjištěného výkyvu sledované veličiny radiační ochrany.

Jednotná tabulková forma zápisu monitorovaných oblastí

V JE Xxxxxxxx je pro naplnění požadavků vyhlášky č. 307/2002 Sb. v platném znění používán ve všech částech monitorovacího programu (část osobní dávky, výpusti, okolí, provoz a uvolňování předmětů do životního prostředí) jednotný způsob zápisu k uvedení požadovaných údajů.

Tento způsob tvorby jednotlivých částí dokumentace zaručuje úplné naplnění požadavků

§ 73 vyhlášky č. 307/2002 Sb.v platném znění Obsahuje vymezení veličin, které budou monitorovány, způsob, rozsah a frekvenci měření, hodnoty referenčních úrovní a opatření při jejich překročení, specifikaci metod měření, typy používaných měřících přístrojů a jejich parametrů atd. Části monitorovacích programů a oblasti měření jsou stanoveny takovým způsobem, že umožňují ověření požadavků limitování ozáření a prokazování, že radiační ochrana je optimalizována. Zajišťují také včasné zjištění odchylek od běžného provozu až po případy radiačních nehod a radiačních havárií. Příklad jednotné tabulkové formy zápisu je uveden v tabulce Příloze B.

4.3 Základní členění programu monitorování JE

Základní členění programu monitorování JE Dukovany odpovídá požadavkům státní legislativy na pracoviště s velmi významným zdrojem. Vzhledem ke svému rozsahu je rozpracován do několika samostatných předpisů (knih). Jsou to tyto části - monitorování pracoviště (Monitorovací program radiační ochrany – část provoz), osobní monitorování (Monitorovací program radiační ochrany – část osobní dávky), monitorování výpustí (Monitorovací program radiační ochrany – část výpusti), monitorování okolí (Monitorovací program radiační ochrany – část okolí), havarijní monitorování (Monitorovací program radiační ochrany – část havarijní monitorování).

Program monitorování zahrnuje monitorování pro běžný provoz, pro předvídatelné odchylky od běžného provozu i pro případy radiačních nehod a radiačních havárií.

Jednotlivé části monitorovacího programu JE Dukovany jsou řídící a pracovní dokumentací, která je aktualizována nejen v předepsaných intervalech, ale musí pružně reagovat na změny ve státní legislativě, mezinárodní doporučení, požadavky kontrolních orgánů, provozní zkušenosti, modernizaci zařízení a systémů radiační kontroly atd. Přestože se jedná o náročný proces, který klade vysoké nároky na personál útvaru radiační ochrany jsou jednotlivé části monitorovacího programu udržovány aktuální a na vysoké profesní úrovni. Soustavné naplňování tohoto rozsáhlého programu monitorování v JE Dukovany je jedním ze základních podmiňujících předpokladů pro dosahování výsledků v radiační ochraně na nejvyšší světové úrovni.

4.3.1 Stručný obsah monitorovacího programu část výpusti (B116)

Monitorovací program radiační ochrany – část výpusti popisující pouze část monitorování výpustí, splňuje požadavky státní a podnikové legislativy a zahrnuje dlouholeté zkušenosti z monitorování výpustí do ovzduší a do vodotečí. Monitorování výpustí, které je nedílnou součástí programu monitorování slouží ke kontrole dodržování podmínek uvolňování radionuklidů do životního prostředí, k signalizování odchylek od běžného provozu, ke včasnému zjištění případných nedovolených úniků a jejich vlivu na okolí pracoviště. Uskutečňuje se sledováním, měřením, hodnocením a zaznamenáváním veličin a parametrů charakterizujících výpusti radionuklidů do okolí pracoviště JE. Zahrnuje jak soustavné bilanční měření všech radionuklidů, které závažně přispívají k ozáření obyvatelstva, tak i nepřetržitá měření reprezentativních radionuklidů, schopná rychle signalizovat odchylky od běžného provozu. Bilančním monitorováním výpustí JE dokladuje nepřekročení limitů pro vypouštění stanovené SÚJB. Bilance ročních výpustí jsou pravidelně uváděny a podrobně hodnoceny ve zprávách o radiační situaci zpracovávané útvarem radiační ochrany JE Dukovany. [18]

Základními částmi dokumentu jsou metody měření dozimetrických veličin (aktivita) a stanovení měřených oblastí pro výpusti do ovzduší (s rozdělením na bilanční monitorování a regulaci) a výpusti do vodotečí (s rozdělením na bilanční monitorování, monitorování za účelem splnění podmínek k vypouštění a kontrolní monitorování celkové výpusti). Další velmi důležitou částí monitorovacího programu je část - Stanovení a hodnocení ozáření obyvatelstva v okolí JE (zahrnující také modelový výpočtový program RDEDU), která je členěna na část Ozáření způsobené výpustmi do ovzduší a část Ozáření způsobené výpustmi do vodotečí.

5 EURATOM

Evropské společenství pro atomovou energii (Euratom) bylo založeno 25. března 1957 v Římě na základě Římských smluv (vstoupily v platnost 1. ledna 1958). Zakládajícími zeměmi byly Francie, Spolková republika Německo, Itálie, Belgie, Lucembursko a Nizozemsko. Přestože je Euratom samostatným celkem, je plně integrován do Evropské unie. Hlavním úkolem Euratomu je: „přispět ke zvýšení životní úrovně v členských státech a k rozvoji vztahů s ostatními zeměmi vytvořením podmínek nezbytných pro rychlé vybudování a růst jaderného průmyslu“. Dalšími úkoly jsou například:

• investice do jaderného průmyslu

• spolupráce ve výzkumu a vývoji

• ochrana zdraví

• společný jaderný trh

• spolupráce při nakládání s jaderným palivem

• společný postup vůči třetím zemím

Obr. 5-1 Evropská unie-historie, smlouvy a struktura [32]

5.1 Doporučení komise

Tato Doporučení definují informace, vybrané pro monitorování a hlášení Evropské komisi o vypouštěných radionuklidech nebo takových, které pravděpodobně budou vypouštěny z reaktorů jaderných elektráren při normálním provozu.

Článek 35 Smlouvy Euratom vyžaduje, aby každý členský stát vybudoval nezbytné zařízení, které by nepřetržitě monitorovalo hladinu radioaktivity ve vzduchu, vodě a půdě a aby zajistilo dodržování základních norem.

Článek 36 Smlouvy Xxxxxxx vyžaduje, aby příslušné orgány periodicky předávaly Komisi informace o kontrolách životního prostředí tak, aby byla veřejnost informována o hladině radioaktivity, jíž je vystavena. Informace o kontrolách se týkají informací o hladině radioaktivity v odpadech, protože jsou potřebné pro stanovení vlivu těchto odpadů na životní prostředí.

Podle Doporučení Komise 1999/829/Euratom členské státy pravidelně předávají Komisi přehled o tekutých a vzdušných radioaktivních odpadech, vypouštěných do životního prostředí z jaderných reaktorů. V tomto Doporučení však není specifikován obsah předávaných informací. Tento nedostatek byl odstraněn vydáním Doporučení komise 2004/2/Euratom z 18. prosince

2003 o typizování informací o radioaktivitě, šířící se vzduchem a vypouštění tekutin z jaderných reaktorů do okolního prostředí a o zpracovatelských podnicích za normálního provozu. Doporučení informace definuje a specifikuje.

Článek 45 Směrnice Rady 96/29/Euratom ze 13. května 1966, stanovuje základní bezpečnostní normy pro ochranu zdraví pracujících a celé veřejnosti proti nebezpečí ionizují radiace. Vyžaduje, aby úřady členských zemí zajistily, aby předpokládané dávky, kterým bude veřejnost vystavená, byly před schválením stanoveny co možná nejrealističtěji.

Typizované informace o radionuklidech, vypouštěných do životního prostředí z jaderných reaktorů a zpracovatelských závodů během obvyklého provozu jsou potřeba pro zjištění porovnatelných naměřených výsledků, týkajících se vypouštění radioaktivity v rámci Společenství a pro dodržování minimálních norem pro metody rozborů v celém Společenství. Za tímto účelem je vhodné, aby byly pro každou kategorii radioaktivních odpadů a pro každý typ uvažovaného jaderného zařízení, identifikovány klíčové nuklidy, k nimž se budou vztahovat limity požadavků detekce.

Komise pravidelně publikuje zprávy o ročních radioaktivních únicích z jaderných elektráren a závodů zpracujících jaderné palivo v Evropském společenství a o stanovení radiologického působení na populaci Evropské unie z jaderných elektráren Evropské unie.

Je nutné zajistit porovnatelnost informací, poskytovaných o hladinách radioaktivity v odpadech z reaktorů jaderných elektráren a závodů pro zpracování jaderného paliva v normálním provozu.

Doporučení 2004/2/Euratom

Doporučení 2004/2/Euratom o typizování informací o radioaktivitě, šířící se vzduchem a do okolního prostředí za normálního provozu definuje tyto základní požadavky

Pro odpad, šířící se vzduchem z reaktorů jaderných elektráren, by měly členské státy určit aktivitu vypouštěných radionuklidů podle sloupce 1 Přílohy C.

V situacích, v nichž jsou měřené hodnoty pod limity zjistitelnosti, jsou klíčové nuklidy uvedeny ve sloupci 2 Přílohy C, dosažené limity detekce by neměly přesáhnout odpovídající požadavky, uvedené ve sloupci 3 Přílohy C.

Tam, kde jsou výsledky měření pod rozhodujícím prahem, mohla by tato měření být nahrazena polovinou detekčního prahu. Jestliže však jsou všechny opakované výsledky měření v uvažovaném období pod rozhodujícím prahem, pak je rozumné stanovit skutečnou hodnotu jako nulu, to znamená, že radionuklid není v odpadu přítomen.

Členské státy by měly hlásit informace o radioaktivních odpadech Komisi ve formátu připravených listů, uvedených v Příloze D:

Období pro hlášení informací o radioaktivních odpadech by měl být kalendářní rok. Informace o radioaktivních odpadech by mělo být předkládáno nejpozději do 30. září následujícího roku. [6]

6 Monitorování výpustí

Důležitým ukazatelem provozování JE jsou hodnoty výpustí radioaktivních látek do ovzduší a do vodotečí v okolí JE. Aktivity výpustí radioaktivních látek mají přímý vliv na životní prostředí a na ozáření obyvatelstva v okolí JE a jejich úrovně je proto nutné udržovat v souladu s principem optimalizace (ALARA) na nejnižší rozumně dosažitelné úrovni - viz znění odst. 6,

§ 24, vyhlášky SÚJB o radiační ochraně č. 307/2002 Sb. v platném znění. Vliv provozu pracoviště na okolí se udržuje na co nejnižší rozumně dosažitelné úrovni nezbytné k zajištění nejen nepřekročení stanovených limitů, ale co možná nejvyšší ochrany obyvatelstva v okolí pracoviště. Dosahované úrovně aktivit výpustí jsou mj. v přímé závislosti na kvalitě provozovaného technologického zařízení a řízení technologických procesů v JE.

Monitorování výpustí slouží ke kontrole dodržování povolených limitů výpustí a dále k včasnému zjištění a zhodnocení případných úniků a jejich důsledků na obyvatelstvo v okolí JE a na životní prostředí.

6.1 Limity radioaktivních výpustí

Stanovení a hodnocení ozáření obyvatelstva v okolí JE Dukovany je proces, jehož cílem je ověření, zda jsou plněny podmínky bezpečného provozu JE, formulované jako bezpečnostní funkce v dokumentu A004 Limity a podmínky provozu JE Dukovany:

• udržet radiační ozáření obyvatelstva v rámci povolených hodnot

• omezit vypouštění radioaktivních látek pod předepsané hodnoty při všech provozních stavech

Uvedené bezpečnostní funkce jsou plněny, pokud je zabezpečeno, že hodnoty aktivit radionuklidů vznikajících v JE a vypouštěných do ovzduší a vodotečí jsou tak nízké, aby v žádném kalendářním roce úvazek efektivní dávky u kritické skupiny obyvatel nepřesáhl hodnotu 50μSv/rok.

Tato hodnota je dle odst. 2, § 56, vyhlášky SÚJB č. 307/202 Sb. v platném znění stanovena jako směrná hodnota pro uvádění radionuklidů do životního prostředí, tj. hodnota, která nevyžaduje prokázání optimalizace kvantitativní studií. [17]

6.2 Monitorování výpustí do vodotečí

Aktivity výpustí radioaktivních látek z JE do vodotečí jsou monitorovány dle SÚJB schváleného Monitorovacího programu radiační ochrany, část výpusti (B116) jednak v místě vzniku vypouštěných odpadních vod, tj. v kontrolních nádržích (KN) v obou budovách aktivních pomocných provozů (BAPP), resp. v obou provozních budovách (PB) a pak v místě vypouštění vod do vodoteče tj. v odpadním kanále.

Dle místa odběru vzorku je tedy monitorování výpustí do vodotečí rozděleno na:

• monitorování objemové aktivity vod vypouštěných z kontrolních nádrží

• monitorování celkové objemové aktivity vod v odpadním kanále

6.2.1 Autorizované limity radioaktivních výpustí do vodotečí

Pro výpusti radioaktivních látek do vodotečí byly v původním projektu stanoveny limitní hodnoty aktivit a to zvlášť pro tzv. korozní a štěpné produkty a pro radionuklid tritium. [17]

Tab. 6-1 Limitní hodnoty aktivit platné v letech 1985 - 1995

Limity výpustí do vodotečí z JE Dukovany (1985 - 1995)	Aktivita [Bq.rok-1]	Objemová aktivita [Bq.l-1]
korozní a štěpné produkty	< 2,0 +9	< 40
tritium (3H)	< 22 +12	< 2.2 +5

V roce 2002 došlo ke změně způsobu limitování výpustí do vodotečí a současně platným Rozhodnutím čj. 12136/2007 stanovil SÚJB limitní podmínku pro radioaktivní výpusti z JE Dukovany do vodotečí v tomto znění:

„Aktivity radionuklidů vznikajících v JE (aktivační a štěpné produkty včetně tritia) a vypouštěných do vodotečí odpadním kanálem během jednoho kalendářního roku, nesmí způsobit u jednotlivce z obyvatelstva úvazek efektivní dávky > 6 μSv.“ [28]

7 Monitorování plynných výpustí v JE Dukovany

Plynné radioaktivní odpady jsou ve své podstatě vzdušiny uvolňující se z kapalných medií

I. O a pomocných systémů a pohybující se v aktivních technologických okruzích nebo s možným výskytem v místnostech kontrolovaného pásma JE kontaminované radioaktivními plyny a aerosoly, jejichž předpokládaná aktivita nedovoluje nekontrolované vypuštění do vnější atmosféry. Plynné odpady jsou tvořené hlavně:

• radionuklidy vzácných plynů

• tritiem

• radioaktivními aerosoly

• radionuklidy jódu a ostatních halogenů

• uhlíkem 14C

Filozofie zpracování plynných radioaktivních odpadů je založena na odloučení radioaktivních látek z kontaminovaných vzdušnin filtrací a zředěním kontaminantů na úroveň, kterou je možno uvolnit do životního prostředí.

Zneškodňování plynných radioaktivních odpadů (RAO) vznikajících při provozu JE Dukovany začíná jejich organizovaným shromažďováním od jednotlivých zdrojů. Největší podíl plynných XXX se generuje při expanzi odpouštěného primárního chladiva. Tyto plyny jsou vyvedeny do systému čistění technologických odvzdušnění(TS20, 40, 60) kde je ke snížení jejich aktivity použito následujících metod: mechanická filtrace, kondenzace, adsorpce. Těmito metodami je odstraněna převážná část aktivity aerosolů, aktivních plynů a par (jod a vzácné plyny). Aktivita vzácných plynů je snižována vymíráním během absorpce na aktivním uhlí. Radionuklidy obsažené v plynech jsou převedeny do kapalné a pevné fáze, která se dále zpracovává a skladuje, jak již bylo uvedeno v předchozích kapitolách.

Dalším zdrojem plynných RAO je plyn uvolněný z kapalin v nádržích čistění kapalných médií a nádrží skladování kapalných RAO (TS70). Vyčištěné plyny jsou po kontrole aktivity vedeny do ventilačního komína, který je vždy společný pro dva bloky JE Dukovany. Největším zdrojem plynných RAO jsou ventilační systémy prostorů kontrolované zóny JE. Vzdušniny vypouštěné těmito systémy přes ventilační do atmosféry jsou rovněž podrobeny plnoprůtočné filtraci na aerosolových a jodových filtrech.

Plynné výpusti se monitorují dle SÚJB schváleného Monitorovacího programu radiační ochrany, část výpusti (B116) z důvodu zabezpečení kontroly dodržování stanovených legislativních a autorizovaných limitů a signalizace překročení stanovených referenčních úrovní úniku radioaktivních látek do životního prostředí.

7.1 Autorizované limity radioaktivních výpustí do ovzduší

Původní projektové limity pro normální provoz jaderné elektrárny Dukovany pro výpusti do ovzduší, platné do konce roku 1999, byly stanoveny jako roční a denní hodnoty sumárních aktivit radioaktivních vzácných plynů, radioizotopů jódu (plynná a aerosolová fáze), aerosolů (dlouhodobé radionuklidy) a aerosolů (směs Sr89 a Sr90) – viz následující tabulka:

Tab. 7-1 Limity výpustí do ovzduší platné v letech 1985 – 1999

Limity výpustí do ovzduší z JE Dukovany (1985 - 1999)	Aktivita [Bq. rok-1]	Aktivita [Bq. 24 hod-1]
vzácné plyny (libovolná směs)	< 4,1 +15	< 5,5 +13
xxxx (plynná a aerosolová fáze)	< 4,4 +11	< 6,0 +9
aerosoly (dlouhodobé radionuklidy)	< 1,8 +11	< 2,5 +9
aerosoly (směs Sr89 a Sr90)	< 5,7 +8	nestanoveno

V roce 2000 došlo ke změně způsobu limitování výpustí do ovzduší a současně platným Rozhodnutím č.j. 12135/2007 stanovil SÚJB limitní podmínku pro radioaktivní výpusti z JE Dukovany do ovzduší v tomto znění:

„Aktivity radionuklidů vznikajících v JE a vypouštěných do ovzduší ventilačními komíny během jednoho kalendářního roku, nesmí způsobit u jednotlivce z kritické skupiny obyvatelstva úvazek efektivní dávky E vyšší než Emax = 40μSv. Tento autorizovaný limit se vztahuje na součet efektivních dávek ze zevního ozáření a úvazků efektivních dávek z vnitřního ozáření.“ [27]

Při ověřování dodržení tohoto limitu musí být splněny tyto podmínky:

• kritickou skupinou obyvatelstva jsou obyvatelé trvale žijící do vzdálenosti 5 km od středu jaderné elektrárny

• roční bilancování (porovnání skutečnosti s hodnotou autorizovaného limitu) se provádí pomocí výpočetního programu RD EDU

• pro účely kontroly a regulace výpustí v průběhu kalendářního roku se odhad součtu efektivních dávek ze zevního ozáření a úvazků efektivních dávek z vnitřního ozáření stanovuje jako součet součinů aktivit jednotlivých radionuklidů

vypouštěných do ovzduší za sledované období a převodních koeficientů uvedených v tabulce níže

• do součtu příspěvků od jednotlivých radionuklidů se nemusí započítávat ty, jejichž příspěvek není vyšší než 1%

• počet takových příspěvků musí být omezen tak, aby chyba podcenění efektivní dávky v důsledku nezapočtení radionuklidů byla menší než 10 %

• pokud hodnota aktivity vypouštěného radionuklidu je za sledované období menší než hodnota minimální detekovatelná aktivity (MDA), bude vypouštěná aktivita tohoto radionuklidu odhadnuta hodnotou rovnou jedné polovině MDA.

Převodní koeficienty h pro převod aktivity radionuklidů vypouštěných do ovzduší na součet efektivních dávek ze zevního ozáření a úvazků efektivních dávek z vnitřního ozáření jednotlivce z kritické skupiny obyvatelstva, použité pro kontrolu a regulaci výpustí v průběhu kalendářního roku jsou uvedeny v následující tabulce:

Tab. 7-2 Převodní koeficienty h pro převod aktivity radionuklidů vypouštěných do ovzduší

Poř.č .	Radionuklid	h50,j [Sv/Bq]	Aktivita [Bq]	Poř.č	Radionuklid	h50,j [Sv/Bq]	Aktivita [Bq]
1	3H	5,20 -22	7,69 +16	24	242Cm	2,52 -16	1,59 +11
2	14C	1,93 -19	1,01 +15	25	244Cm	3,03 -15	1,32 +10
3	51Cr	8,48 -20	4,72 +14	26	89Sr	1,33 -19	3,01 +14
4	54Mn	1,96 -17	2,04 +12	27	90Sr	5,62 -17	7,12 +11
5	57Co	3,06 -18	1,31 +13	28	41Ar	1,43 -21	2,34 +15
6	58Co	5,37 -18	7,45 +12	29	85Kr	4,31 -23	9,28 +17
7	59Fe	4,04 -18	9,90 +12	30	85mKr	2,55 -21	1,57 +16
8	60Co	3,39 -16	1,18 +11	31	87Kr	1,04 -20	3,85 +15
9	65Zn	1,22 -17	3,28 +12	32	88Kr	3,00 -20	1,33 +15
10	75Se	4,69 -18	8,53 +12	33	133Xe	5,63 -22	7,10 +16
11	95Zr	3,88 -18	1,03 +13	34	135Xe	4,11 -21	9,73 +15
12	95Nb	2,15 -18	1,86 +13	35	135mXe	2,98 -21	1,34 +16
13	103Ru	1,73 -18	2,31 +13	36	138Xe	7,02 -21	5,70 +15
14	110mAg	3,58 -17	1,12 +12	37	129I	2,61 -16	1,53 +11
15	124Sb	8,46 -18	4,73 +12	38	131I	1,34 -18	2,99 +13
16	125Sb	3,57 -17	1,12 +12	39	132I	6,58 -20	6,08 +14
17	134Cs	8,30 -17	4,82 +11	40	133I	2,29 -19	1,75 +14
18	137Cs	1,41 -16	2,84 +11	41	134I	4,29 -20	9,32 +14
19	141Ce	4,03 -19	9,93 +13	42	135I	1,07 -19	3,74 +14
20	144Ce	7,88 -18	5,08 +12	43	140Ba	2,30 -19	1,74 +14
21	238Pu	4,70 -15	8,51 +09	44	76As	1,08 -19	3,70 +14
22	239Pu 240Pu	5,16 -15	7,75 +09	45	140La	3,94 -19	1,02 +14
23	241Am	5,34 -15	7,49 +09	46	181Hf	2,17 -18	1,84 +13

Pro informaci jsou v tabulce (v posledním sloupci) uvedeny limitní aktivity pro každý radionuklid, jehož vypuštění (bez příspěvku ostatních) by znamenalo dosažení čerpání ročního limitu ozáření jedince z kritické skupiny. [20]

Od roku 2000 jsou tedy hodnoty aktivit výpustí všech radionuklidů do ovzduší převáděny na efektivní dávky dané složky výpustí pro jednotlivce z kritické skupiny obyvatelstva a limitní

hodnota takto stanovené sumární hodnoty efektivní dávky je stanovena pouze pro roční období

– viz následující tabulka:

Tab. 7-3 Limity výpustí do ovzduší (od roku 2000)

Limity výpustí do ovzduší z JE Dukovany (od roku 2000)	Efektivní dávka [-6 Sv. rok-1]
vzácné plyny	-
xxxx (plynná a aerosolová fáze)	-
aerosoly (dlouhodobé radionuklidy)	-
aerosoly (směs 89Sr a 90)	-
aerosoly (radionuklidy alfa)	-
uhlík 14C	-
tritium 3H	-
součet všech radionuklidů	40

7.2 Kontrola výpustí z ventilačních komínů HVB1 a HVB2

Zdrojem plynných výpustí na JE Dukovany jsou 2 ventilační komíny (na každém HVB – dvojblok 1 ventilační komín). Do stanovení aktivit výpustí, resp. efektivních dávek pro jednotlivce z kritické skupiny vstupují veškeré výpusti do ovzduší, tj. z obou ventilačních komínů HVBI a HVBII. Výpusti plynného tritia z chladicích věží se neuvažují, protože se jedná o recyklaci tritia, které bylo vypuštěno do vodoteče a tedy již zahrnuto do bilančního stanovení výpustí do vodotečí. Do chladících věží se tritium nedostává přímo z elektrárny, ale až ze životního prostředí.

Minimální rozsah radionuklidů nebo skupin radionuklidů hodnocených v rámci zabezpečování monitorování plynných výpustí vyplývá z rozhodnutí SÚJB pro uvolňování radionuklidů do životního prostředí formou plynných výpustí.

7.2.1 Rozsah kontroly výpustí na HVB

Výpusti radioaktivních látek z JE do ovzduší jsou monitorovány:

• standardním (projektovým) systémem (autonomní přístroj RKS 2-03 )

• nestandardním systémem (kontinuální spektrometr výpustí RVP, odběry vzorků aerosolů, plynného radiojódu, tritia, 14C pro laboratorní analýzu)

7.3 Monitorování výpustí do ovzduší systémem RKS2-03

V rámci projektu dodaný autonomní systém, resp. radiometr RKS2-03 monitoruje okamžité a sumární denní objemové aktivity radioaktivních vzácných plynů, aerosolů a plynného radiojódu. Monitorování je prováděno ve ventilačních komínech HVBI a HVB II. Z důvodu požadavku zajištění nepřetržitého monitorování plynných výpustí je zařízení v každém ventilačním komíně 2 x zálohováno.

Obr. 7-1 Měřící pult radiometru RKS2-03 umístěný na DRK

Radiometr RKS2-03 zajišťuje standardně ve vypouštěné vzdušnině z ventilačních komínů monitorování:

• beta aktivity výpustí dlouhodobých aerosolů za 24 hodin na kanále I.

• beta aktivity výpustí radioaktivních vzácných plynů, resp. směsi radionuklidů

41Ar, 85 Kr a 133Xe za 24 hodin na kanále II.

• gama aktivity výpustí plynného radiojódu, resp. radionuklidu jódu 131I za 24 hodin na kanále III.

Radiometr RKS2-03 dále umožňuje:

• měření okamžité hodnoty objemové aktivity jednotlivých složek plynné výpusti pomocí měřidel středního kmitočtu impulsů (zobrazováno ručkovým měřicím přístrojem),

• signalizaci převýšení nastavených hodnot objemových aktivit pro každou kontrolovanou složku plynné výpusti.

Pro přístroje RKS2-03 platí nutnost udržení 100 % zálohy pro každý měřící kanál v každém z obou komínů. Je přitom povolena libovolná kombinace funkčních kanálů na 3 přístrojích RKS 2–03.

Radiometr RKS 2–03 dovoluje dlouhodobou nepřetržitou činnost při zabezpečení periodické kontroly citlivosti kontrolními zářiči, které jsou součástí kompletu přístroje, a nastavení citlivosti v případě nutnosti pomocí regulačních prvků. Tato periodická kontrola se provádí 1x za 3 měsíce.

Obr. 7-2 Detektory radiometru RKS2-03 v měřící místnosti RK ve VK (+15,5m)

Základní technické parametry radiometru RKS 2–03

Tab. 7-4 Základní technické parametry radiometru

Parametr	Hodnota
Teplota prostředí	+10 až +35 °C
Pracovní cykly měření	6, 12, 24 hodin
Prahové hodnoty převýšení signalizačních úrovní	100, 300, 1 +3, 3 +3, 1 +4 ÷6 +4 imp/s
Napájení	220 V, 50 Hz, I.kat. napájení
Příkon	250 VA

Odebrané aerosolové a jodové filtry z odběrových tras monitorů RKS2-03 lze v případě potřeby spektrometricky vyhodnocovat. [15]

7.4 Zařízení pro odběr 3H a 14C - V3H14C

Zařízení V3H14C je určeno pro odběry vzorků 3H a 14C ze vzduchu. Součástí odběrového systému může být desorbční jednotka DJ-500 určená k uvolnění vody zachycené v absorpčních nádobách.

Zařízení V3H14C je konstrukčně řešeno pro instalaci na stěnu nebo jinou vhodnou konstrukci. Zařízení V3H14C obsahuje:

• vstupní aerosolový filtr (jódový filtr jako příslušenství)

• měřidla teploty, tlaku a relativní vlhkosti

• řídící jednotku s ovládacími tlačítky a grafický displej

• dvě odběrové trasy – odběrová trasa bez katalyzátorů obsahuje dále měřidlo průtoku, sorbční nádoby pro H2O a CO2 a čerpadlo. [14]

Průtok vzduchu může být konstantní nebo může být nastaven jako proporcionální k hodnotě na řídícím vstupu zařízení. Na připojeném grafickém displeji je možné odečítat celkové množství protečeného vzduchu, aktuální průtoky trasami, dobu provozu v obou trasách a veškeré naměřené hodnoty jako jsou teplota, tlak a vlhkost v trase a teplota v katalyzátoru. Pro všechny měřené hodnoty je možné nastavit signalizační úrovně, jejichž překročení zařízení signalizuje.

Zařízení obsahují rozhraní RS-485, pomocí něhož je možné kontrolovat stav zařízení, zjišťovat naměřené hodnoty a ovládat zařízení dálkově pomocí PC v nadřazeném systému

Desorbční jednotka DJ-500 obsahuje vyhřívací pec a chladící jednotku k uvolnění vody zachycené v sorbční nádobě.

Technické parametry zařízení V3H14C

Tab. 7-5 Technické parametry zařízení

Parametr	Hodnota
Objem sorbetu H2O	0,5 l
Objem sorbetu CO2	0,5 l
Průtok vzduchu	(0,05 až 1) l/min
Teplota katalyzátoru, nastavitelná	(250–550) °C
Teplota DJ-500, nastavitelná	(150–500) °C
Grafický displej	120 x 32 bodů

Obr. 7-3 zařízení pro odběr 3H a 14C umístěné v měřící místnosti RK ve VK

7.5 Spektrometrické měření vzácných plynů

Ke kontinuálnímu sledování objemové aktivity VP (133Xe, 135Xe, 41Ar, 85Kr, 87Kr, 88Kr a 138Xe) ve vzdušnině VK je použita metoda distanční polovodičové spektrometrie gama. Tato metoda spočívá v umístění spektrometrického systému do míst, kde je vyveden odběr vzdušniny z VK, vyhodnocením naměřených dat na místě, následným vyvedením naměřených a vyhodnocených dat do spektrometrické počítačové sítě a přenesením hodnot vypouštěné objemové aktivity do systému SPIS a CHEMIS.

Ze sopouchu komína je nepřetržitě odváděn reprezentativní vzorek vzdušniny speciálním odběrovým okruhem, tzv. bypass. Z bypassu odebíraná vzdušnina je vedená přes AE a jodový filtr, na kterých jsou odfiltrované AE a plynný jód. Takto očištěná vzdušnina je tlakována do tlakové Marinelliho nádoby, která je umístěna na polovodičovém detektoru, kde je její natlakovaná náplň měřena a analyzována na aktivitu VP.

Princip určení aktivity VP spočívá v detekci záření gama specifických energií, které jsou emitovány jednotlivými RN. Tato energie záření gama je absorbována v polovodičovém detektoru, který ji převede na odpovídající elektrický náboj. Ten je následnou elektronikou zpracován do podoby napěťového impulsu dané velikosti, jeho výška převedena na číslo, které representuje adresu, a dál přičten na tuto adresu. Z uvedeného plyne, že adresa určuje VP, a množství impulsů na dané adrese určuje velikost aktivity VP.

Odběr vzdušniny ze sopouchu VK je prováděn bypassem. Z bypassu je vzdušnina tlakována kompresorem přes AE a jodový filtr do tlakové Marinelliho nádoby. Tlaková Marinelliho nádoba s detektorem a měřičem tlaku a teploty v tlakové Marinelliho nádobě je umístěna v olověném stínění.

Obr. 7-1 Blokové schéma měření vzácných plynů – vedení signálů [12]

Celkový pohled na bilanční měření výpustí v měřící místnosti RK ve VK (izokinetický odběr vzdušniny z VK v místnosti RK, odběrová zařízení aerosolů, jódu, 3H, 14C a spektrometrická trasa MVP se PC serverem)

Obr. 7-4 Pohled na bilanční měření výpustí

Na Obr. 7 – 5 je zobrazení spektra měřených VP na pracovišti spektrometrie na PB2.

Obr. 7-5 Zobrazené spektrum VP (SPIS)

V Tab. 7 – 6 jsou uvedeny průměrné hodnoty MDA sledovaných RN (čas měření 60 minut).

Tab. 7-6 Průměrné hodnoty MDA sledovaných RN

RN	133Xe	135Xe	41Ar	85 Kr	85mKr	87Kr	88Kr	138Xe
MDA [Bq/m 3]	109	41	66	15888	36	88	120	112

[12]

V Příloze G je týdenní přehled z 28.3 – 3.4.2008 (14. týden) hodnot výpustí RVP odesílaný na útvar radiační ochrany.

7.5.1 Měření aerosolů

Ve ventilačních komínech je prováděn kontinuální odběr aerosolů na filtr čerpadlem s velkým průtokem po dobu 1 týdne. V exponovaném filtru jsou následně v laboratoři stanoveny aktivity jednotlivých radionuklidů aerosolů. Pro radionuklidy 89Sr a 90Sr a radionuklidy alfa platí rovněž odběrový interval 1x týdně, týdenní vzorky jsou pak spojovány a měřeny v intervalu 1x ročně.

Tab. 7-7 Základní technické údaje bilančního monitorování aerosolů

Měřená veličina	Objemová aktivita gama radionuklidů aerosolů
Rozsah měření [Bq/m3]	3 -6 ÷ 3 +2
Energetický rozsah	50 ÷ 2000 keV
Perioda měření	1 týden
Způsob odběru	prosávání velkoobjemovým čerpadlem přes filtr
Množství odběru	průtok 40 m3.h-1
Geometrie měření	Složený filtr na boku detektoru
Měřící zařízení	HPGe detektor + MCA CANBERRA GENIE ESP
Vyšetřovací úroveň [Bq/týden]	1 +6 za norm.provoz, 1 +7 při odstávce bloků

Tab. 7-8 Základní technické údaje monitorování 89Sr, 90Sr

Měřená veličina	Objemová aktivita 89Sr, 90Sr
Rozsah měření [Bq/m3]	2 -6 ÷ 4
Energetický rozsah	60 ÷ 2500 keV
Perioda měření	1x ročně sjednocené vzorky (1 týden – 1/2 filtru)
Způsob odběru	prosávání velkoobjemovým čerpadlem přes filtr
Množství odběru	průtok 40 m3.h-1
Geometrie měření	měř. Miska o průměru 50mm pro 89Sr, resp. 60 mm pro 90Sr
Měřící zařízení	plyn.průtok.proporcion.počítač – XXXXXXXX LB 770 PC

Tab. 7-9 Základní technické údaje monitorování aerosolů alfa

Měřená veličina	Objemová aktivita alfa radionuklidů
Rozsah měření [Bq/m3]	1 -7 ÷ 1 +1
Energetický rozsah	4000 ÷ 8000 keV
Perioda měření	1x ročně sjednocené vzorky (1 týden – 1/2 filtru)
Způsob odběru	prosávání velkoobjemovým čerpadlem přes filtrační tkaninu
Množství odběru	průtok 40 m3.h-1
Geometrie měření	elektrolyticky deponovaný vzorek na nerez disku
Měřící zařízení	polovodičový spektrometr alfa
Záznamová úroveň [Bq/m3]	0,2 -6 pro jednotlivé RN

7.5.2 Měření jódů

Vzorek vzdušniny z ventilačního komínu je prosáván po dobu jednoho týdne přes patronu se speciální filtrační náplní a následně je v laboratoři stanovena aktivita jednotlivých radionuklidů jódu. Pro stanovení je uvažována plynná i aerosolová forma 131I.

Základní technické údaje bilančního monitorování radiojódu.

Tab. 7-10 Základní technické údaje bilančního monitorování radiojódu

Měřená veličina	Objemová aktivita gama 131I
Rozsah měření [Bq/m3]	5 -4 ÷ 5 +1
Energetický rozsah	50 ÷ 2000 keV
Perioda měření	1 týden
Způsob odběru	prosávání přes patronu naplněnou aktivním uhlím
Množství odběru	průtok 3 m3.h-1
Geometrie měření	patrona na boku detektoru
Měřící zařízení	HPGe detektor + MCA CANBERRA GENIE ESP

7.5.3 Měření tritia

Při monitorování výpusti tritia se využívá té skutečnosti, že tritium odchází do ovzduší ventilačními komíny zabudované do molekul vody (tzv. tritiová voda). Ta je přítomna ve vzduchu ve formě vlhkosti. Vzorek vzdušniny z ventilačního komína je prosáván přes nádobu s vysoušedlem po dobu jednoho týdne a následně je v tomto vzorku stanovena aktivita tritia a vypočtena celková výpust tritia do ovzduší za dané týdenní období.

Základní technické údaje bilančního monitorování tritia.

Tab. 7-11 Základní technické údaje bilančního monitorování tritia

Měřená veličina	Objemová aktivita beta tritia
Rozsah měření [Bq/m3]	5 +1 ÷ 5 +10
Energetický rozsah	0 ÷ 20 keV
Perioda měření	1 měsíc
Způsob odběru	záchyt vodních par na silikagelu
Množství odběru	průtok 30 l.h-1
Geometrie měření	PE lahvička (20 ml)
Měřící zařízení	TriCarb – kapalinový scintilační spektrometr

7.5.4 Měření uhlíku 14C

Vzorek vzdušniny z ventilačního komínu je prosáván standardně po dobu čtyř týdnů přes zařízení pro záchyt uhlíku 14C v absorpčním roztoku. Následně je v laboratoři měřena aktivita 14C v anorganické a organické formě.

Základní technické údaje bilančního monitorování uhlíku 14C.

Tab. 7-12 Základní technické údaje bilančního monitorování uhlíku 14C

Měřená veličina	Objemová aktivita gama anorganického a celkového 14C
Rozsah měření [Bq/m3]	1 -1 ÷ 5 +6
Energetický rozsah	0 ÷ 2000 keV
Perioda měření	1 měsíc
Způsob odběru	prosávání přes patronu naplněnou aktivním uhlím
Množství odběru	průtok 3 m3.h-1
Geometrie měření	PE lahvička (20ml)
Měřící zařízení	kapalinový scintilační spektrometr

[11]

7.6 Bilanční hodnocení čerpání limitu výpustí do ovzduší

Stanovení celkové efektivní dávky jednotlivce z kritické skupiny, způsobené výpustí radioaktivních látek zahrnuje následující kroky:

• Změření objemových aktivit jednotlivých radionuklidů ve vzorcích odebraných z příslušné formy výpustí v průběhu definovaného období aVi

• Výpočet sumárních aktivit jednotlivých radionuklidů vypuštěných za toto období Ai (tj. součin objemových aktivit jednotlivých radionuklidů aVi a množství vypuštěného média V).

Ai = V ⋅ avi

(7.1)

• Výpočet efektivních dávek způsobených jednotlivými radionuklidy (příspěvky)

Ei = hi ⋅ Ai

(7.2)

• Výpočet celkové efektivní dávky způsobené všemi radionuklidy (tj. součet těchto příspěvků za definovaná období)

E = ΣEi

(7.3)

• Porovnání vypočtené celkové efektivní dávky způsobené všemi radionuklidy s limitní hodnotou EL, musí platit: E < EL; toto hodnocení je zaměřeno na kritickou skupinu obyvatel

• Stanovení míry bezpečnosti (jak aktuální, tak celkové) vypočítáváno dosažené procento povoleného ročního limitu za příslušné období (měsíc, čtvrtletí, rok). [20]

P = 100 ⋅ E

EL

(7.4)

Kritickou skupinou se rozumí na základě racionálních modelů homogenně ozařovaná skupina osob, a to tak, že efektivní nebo ekvivalentní dávky jednotlivce z této skupiny jsou vyšší než kteréhokoliv jednotlivce z ostatní populace.

7.6.1 Podrobnosti pro provádění kontroly plynných výpustí

Jsou vyhodnoceny aktivity všech radionuklidů, které byly změřeny (aerosoly, plyny, xxxx, tritium, uhlík).

Aerosoly

Xxxx Xxxxx Plyny

• Radionuklidy 89Sr+90 jsou odebírány v týdenních intervalech, sjednoceny a měřeny v ročních intervalech. Do hodnocení jsou zahrnuty v roční zprávě.

• Radionuklidy alfa jsou odebírány v týdenních intervalech, sjednoceny a měřeny v ročních intervalech. Do hodnocení jsou zahrnuty v roční zprávě.

• Pro stanovení je uvažována plynná i aerosolová forma 131I.

• Pro stanovení je uvažována pouze aerosolová forma 76As.

• Pro stanovení je uvažována měřená výpust 41Ar,133Xe a 135Xe, aktivita 85Kr, 85Krm,

87Kr, 88Kr a 138Xe je v souladu s monitorovacím programem dopočítávána.

Uhlík

• Pro stanovení je uvažována měřená výpust 14C,

Při výpočtu je používán konzervativní přístup, tj. pokud není objemová aktivita některého z výše uvedených radionuklidů měřitelná (je nižší než standardně definované MDA daného měření) je použita celá hodnota MDA.

Tritium vypouštěné z chladících věží není považováno za přímou výpust z EDU do ovzduší. Toto tritium bylo vypuštěno do vodotečí a započítáno do kapalných výpustí. Do věží se nedostává přímo z elektrárny, ale už ze životního prostředí.

Při výpočtu sumárních aktivit se používá hodnota objemu vzduchu za běžné teploty a tlaku (tj. ne hmotnosti, a ne přepočítáno na ideální teplotu a tlak).

Výpočty sumárních aktivit jsou prováděny v termínech:

• Týdenní: Pondělí -Neděle (odběr v pondělí ráno)

• Měsíční: od poslední neděle předchozího měsíce do poslední neděle současného měsíce

• Čtvrtletní: od poslední neděle předchozího čtvrtletí do poslední neděle současného

čtvrtletí

• Roční: od poslední neděle předchozího roku do poslední neděle současného roku

• Ročně pro 89Sr, 90Sr a alfa nuklidy: od poslední neděle listopadu předchozího roku do poslední neděle listopadu současného roku

V termínech týden, měsíc, čtvrtletí a rok jsou prováděny přepočty aktivity na efektivní dávku pomocí stanovených převodních koeficientů.

Ke kontrole plnění stanovených limitních hodnot výpustí do ovzduší je používán výpočtový počítačový program SPIS se zabudovanými převodní koeficienty přepočtu aktivity na dávku. Ke kontrole hodnoty ozáření kritické skupiny pak slouží výpočtový program RDEDU V. 2.0.1.

7.7 Metoda výpočtu dle RDEDU

Příspěvek provozu jaderné elektrárny k radiační zátěži obyvatelstva v okolí JE Dukovany nelze stanovit přímým měřením, neboť je mnohonásobně nižší než citlivost jakékoliv měřící metody. Jediným možným způsobem stanovení příspěvku provozu JE Dukovany k ozáření obyvatel v okolí je bilanční monitorování výpustí do ovzduší a do vodotečí přímo u zdroje a stanovení individuálních a kolektivních efektivních dávek modelovým výpočtem, který zahrnuje transport jednotlivých radionuklidů k člověku včetně jejich radiobiologického účinku, údaje o počtu obyvatel, zemědělské produkci, závlahách, meteorologické situaci a další údaje.

Pro matematický popis přenosu radioaktivních látek k člověku a výpočet dávek je použitý kompartmentní model využívající metodu "koncentračních koeficientů". Tato metoda je založena na předpokladu rovnovážnosti aktivit v jednotlivých vzájemně svázaných složkách životního prostředí. Uvažují se následující cesty ozáření a přenosu radioaktivních látek do organismu člověka: přes atmosféru, hydrosféru a potravinovými řetězci.

Při výpočtu šíření radioaktivních látek v atmosféře jsou použity vztahy z gaussovského modelu atmosférické difúze s horizontálním parametrem difúze průměrovaným na šířku sektoru směru větru. Parametry difúze byly použity z kategorizace stability atmosféry podle Pasquill-

Uhliga. Kategorii stability atmosféry se doporučuje určovat na základě měření teplotních gradientů anebo fluktuací směru větru.

Při výpočtu přenosu radioaktivních látek v hydrosféře jsou uvažovány jen povrchové vody, podle Mezinárodní hospodářské organizace (MHO). Při výpočtu přenosu radioaktivních látek přes potravinové řetězce je použitá metoda koncentračních koeficientů za předpokladu rovnovážné koncentrace radioaktivních látek ve složkách životního prostředí, jen pro přenos Cs do vepřového masa je použitý dynamický model.

Jako vstupní parametry pro výpočet se používají údaje charakteristické pro lokalitu umístění jaderně-energetického zařízení (JE), v případě jejich absence údaje charakteristické pro krajinu umístění JE.

Program obsahuje databáze programu, ve kterých jsou potřebné vstupní údaje:

Zdroje

Výpusti, resp. úniky RN do atmosféry a hydrosféry, parametry komínů.

Podmínky šíření v atmosféře

Meteorologické charakteristiky a geografické parametry okolí JE.

Okolí JE

Údaje o obyvatelstvu, tj. demografické údaje, zemědělské údaje tj. údaje o výrobě a spotřebě zemědělských produktů a potravin a jejich distribuci (výnosy zemědělských produktů a relativní zastoupení osevních ploch pro všechny počítané zóny, frakce potravin spotřebovaných místním obyvatelstvem) a hydrologické údaje ovlivněných vodních toků.

Člověk

Spotřeby potravin pro jednotlivé věkové kategorie, rychlosti dýchání, doby pobytu na kontaminované půdě.

Radionuklid

Soubor údajů charakterizující jednotlivé radionuklidy (rozpadové konstanty, efektivní rychlosti usazování, koeficienty vymývání srážkami, koeficienty odstraňování z povrchu země, konverzní dávkové faktory pro 6 věkových kategorií, korekce na věk, koncentrační faktory, přechodové koeficienty.

Podmínky výpočtu pro jednotlivé převodní koeficienty

Výpočtový program : RDEDU V.2.0.1 PRO W95 Vzdálenost bodu výpočtu : 3–5 km, (střed intervalu 3–5km) Nuklid : vždy pouze 1 vybraný

Aktivita nuklidu : 1 Bq (pro 14C: sumární =1Bq, anorg.forma = 0,2Bq)

Meteodata : průměrné roční statistiky za roky 1985–1994, srážky za roky 1985–1993

Typ výpusti : atmosféra

Schéma uvažovaných cest ozáření pro vnější a vnitřní ozáření člověka a systém výpočtu ekvivalentních dávek v důsledku vnějšího a vnitřního ozáření jsou uvedeny na Obr. 7 – 6.

Obr. 7-6 Schéma uvažovaných cest ozáření a systém výpočtu ekvivalentních dávek [12]

Prezentace výsledků výpočetního programu RDEDU

Výsledky výpočtů RDEDU jsou rozděleny do pěti tématických částí:

• Grafy – seznam grafů

• Zóny – mapa výsledků s mapovým výstupem

• Zpráva – soubory týkající se výroční zprávy

• Textové výstupy – seznam a prezentace výstupů v textovém formátu

• Tabulkové sestavy – výstupy v tabulkové formě s možností jejich exportu do Excelu

Na následujícím obrázku Obr. 7 – 7 je uveden kompletní strom výsledků z programu RDEDU.

Obr. 7-7 Strom výsledků programu RDEDU

Obr. 7-8 Větrná růžice RDEDU

Na Obrázku 7 – 8 je uvedena větrná růžice, což je jeden z výstupů programu RDEDU, sestavených na základě meteorologických údajů za sledované období (čtvrtletně, ročně).

Okolí JE Dukovany je pro účely hodnocení ozáření obyvatelstva výpočtovým programem RDEDU rozděleno na 16 sektorů po 12-ti zónách, tj. celkem 192 zón se středem v JE viz Obr.7–9.

Obr. 7-9 Rozdělení okolí JE Dukovany na sektory a zóny

Pro jednotlivé zóny jsou počítány údaje o koncentracích v jednotlivých složkách životního prostředí a příslušné dávky z uvažovaných cest expozice a přenosu radioaktivních látek se zřetelem na rozdělení zemědělské výroby a distribuce potravních komodit v okolí JE.

7.8 Pravidla a prostředky pro záznam údajů

Údaje z bilančního měření aktivit výpustí do ovzduší a z monitorování aktivity výpustí v odpadním kanále jsou pak zpracovávány pomocí spektrometrického informačního systému – SPIS, přičemž zvlášť pro hodnocení a archivování aktivit výpustí radioaktivních vzácných plynů (RVP) ve ventilačních komínech je používán chemický informační systém – CHEMIS.

K archivaci hodnot aktivit plynných výpustí ve ventilačních komínech měřených systémem RKS-2-03 je na CDRK vedena „Kniha plynných výpustí“ – C13a.

Výstupním dokumentem z monitorování výpustí jsou pak pravidelné měsíční, čtvrtletní a roční zprávy, archivované v EDU a předávané dozorným orgánům. [20]

7.8.1 Spektrometrický informační systém – SPIS

Spektrometrický informační systém (SPIS) je počítačová programová aplikace, využívaná pro hodnocení a evidenci v databázi všech výsledků monitorování plynných a kapalných výpustí a měření vzorků životního prostředí z okolí JE Dukovany v LRKO v Moravském Krumlově.

Moduly programu jsou zpracovány jako aplikace MS Windows s využitím vývojového prostředí Oracle. Umožňuje plánování odběru vzorků, evidenci odebraných či přijatých vzorků a vyhodnocení výstupních údajů z měření. Program rovněž umožňuje změnu zadaných radionuklidů. Program dále umožňuje každodenní zálohování databáze formou replikace s databází ICT.

Systém přiřazuje každému odebranému vzorku identifikační číslo, ke kterému jsou vztaženy všechny výsledky měření. Výsledky jsou prezentovány formou protokolů, které jsou součástí knih evidence výsledků měření. Dále systém umožňuje tvorbu a tisk týdenních hlášení, měsíčních, čtvrtletních a ročních zpráv. Výpisy analýz vzorků, záznamy výsledků v databázích a v knihách evidence výsledků jsou archivovány nejméně 10 let.

Program SPIS umožňuje ukládat do databáze vypočtené hodnoty aktivit plynných výpustí (vzácné plyny – 41Ar, 85Kr, 85mKr, 87Kr, 88Kr, 135Xe 133Xe, 135Xe, 138Xe, 3H, aerosoly včetně alfa nuklidů, jód 131 – plynný a aerosolový, 89Sr a 90Sr, uhlík 14C) včetně průtoku vzdušniny ve ventilačních komínech v týdenních, měsíčních, čtvrtletních a ročních intervalech. Dále systém umožňuje provádět sumaci aktivit, přepočty aktivit na efektivní dávku E, čerpání limitních hodnot za vybraný interval a vyhodnocení daných údajů pro měsíční, čtvrtletní a roční zprávu.

Program SPIS umožňuje ukládat do databáze naměřené hodnoty vzorků životního prostředí (aerosoly, spady, povrchové vody, pitné vody, podzemní vody, kanalizační vody, chladící vody, čerpací studny, půdy, zemědělské plodiny, sedimenty, kaly) a výsledky přímých měření dávkových příkonů v okolí (RSS, In situ, TLD) v intervalu – den, týden, měsíc, čtvrtletí, rok. [20]

7.9 Stanovení MDA

V dokumentaci provozovatele JE jsou uvedeny tyto vztahy pro výpočet minimální detekovatelné aktivity (MDA).

Měření aktivity je závislé na přítomnosti okolního záření v místě měření (tzv. pozadí). Měření se provádí přiložením detektoru k měřenému vzorku v definovaném geometrickém uspořádání. Hodnota aktivity se určí z četnosti impulsů způsobených v detektoru měřeným vzorkem (tj. z četnosti impulsů registrovaných vyhodnocovací aparaturou při měření vzorku korigované o příspěvek od pozadí). Příspěvek od pozadí lze snížit vhodným uspořádáním měřící aparatury a okolním stíněním, např. za použití měřícího trezoru, či dekontaminací měřícího místa.

Pro výpočet aktivity A měřeného vzorku se používá vztah (7.5):

A = n − np

c

= (n − np

)⋅ K

(7.5)

kde: n – četnost impulsů při měření se vzorkem [imp/s] np – četnost impulsů od pozadí [imp/s]

c – citlivost detekční aparatury [imp/Bq s] K – reciproká hodnota citlivosti [Bq.s/imp]

Pro každou instalovanou měřící aparaturu lze stanovit minimální detekovatelnou aktivitu (MDA) ze vztahu (7.6), kterou lze určit z minimálně detekovatelné četnosti impulsů a citlivosti měřící aparatury.

MDA = n(min) = n(min).K (7.6)

c

kde: n(min) – minimálně detekovatelná četnost impulsů [imp/s] c – citlivost měřící aparatury [imp/Bq.s]

K – reciproká hodnota citlivosti [Bq.s/imp] Pro přesné stanovení n(min) se používá vztah :

k 2 + k ⋅ (8n T)

p

n(min) =

T

(7.7)

kde : np – četnost impulsů od pozadí [imp/s] T – doba měření [s]

K – úroveň spolehlivosti

Pro pravděpodobnost P = 90% je k = 1,645. Po zjednodušení vztah přejde na :

np T

n(min) = 2,4 ⋅

(7.8)

Ve zprávách a hlášeních LRKO jsou ke způsobu vyjadřování naměřených hodnot uvedeny tyto vysvětlivky k MDA.

<MDA méně jak minimální detekovatelná aktivita pro jednotlivé radionuklidy

<hodnota skutečná aktivita je menší než uvedená hodnota; velikost této hodnoty je dána především objemem prosátého a vypuštěného vzduchu a obsahem jiných radionuklidů ve vzorku (tzv. "pozadím")

Pro delší časová období, kdy je výsledná hodnota tvořena součtem dílčích měření a kdy některé hodnoty byly pod MDA a některé nad MDA, je ve zprávě uváděn výraz < hodnota 1, > hodnota 2. Kde hodnota 1 je dána součtem MDA a změřených aktivit a hodnota 2 je dána pouze součtem změřených aktivit. Reálná hodnota je mezi hodnotou 1 a hodnotou 2. Způsob záznamu je uveden v Příloze F.

7.10 Měření a metrologie

Monitory a přístroje radiační kontroly používané k monitorování výpustí do ovzduší podléhají Zákonu o metrologii č. 505/1990 Sb. v platném znění. [34]

Metrologie je technický a vědní obor, který zahrnuje poznatky týkající se měření. Metrologie zasahuje do všech oborů lidské činnosti a proto právní předpisy závazně upravují vybrané aspekty této disciplíny. [23]

Měřidla slouží k určení hodnoty měřené veličiny. Spolu s nezbytnými pomocnými měřícími zařízeními se člení dle Zákonu o metrologii č. 505/1990 Sb.v platném znění na:

• etalony

• stanovená měřidla

• pracovní měřidla

• referenční materiály

Etalon

Je to měřidlo sloužící k realizaci uchování této jednotky nebo stupnice a k jejímu přenosu na měřidla nižší přesnosti.

Stanovená měřidla

Jsou to měřidla, která stanovil Úřad pro technickou normalizaci, metrologii a státní zkušebnictví (ÚNMZ) k povinnému ověřování s ohledem na jejich význam pro ochranu správnosti obchodního styku nebo pro ochranu zdraví, životního prostředí, bezpečnosti práce i jiných veřejných zájmů.

Pracovní měřidla

Jsou to měřidla, která nejsou etalonem ani stanoveným měřidlem. Tato kategorie měřidel je nejpočetnější.

Referenční materiály

Jsou to materiály nebo látky přesně stanoveného složení nebo vlastností, používané zejména pro ověřování nebo kalibraci přístrojů, vyhodnocování měřících metod s kvantitativní určování vlastností materiálů.

Ověření

Ověřením měřidla se ověřuje, že měřidlo má požadované metrologické vlastnosti a že odpovídá ustanovením právních předpisů, technických norem i dalších technických předpisů, popřípadě schváleného typu. O ověření měřidla vydá metrologický orgán ověřovací list nebo se měřidlo opatří úřední značkou. Základem úřední značky ověření měřidla jsou písmena „CM“ přidělená Českému metrologickému institutu a písmeno „K“ přidělené státním metrologickým střediskům. Právní význam obou značek je rovnocenný.

Kalibrace

Metrologické vlastnosti měřidla se při kalibraci porovnávají zpravidla s etanolem organizace. Jedná se o nejjednodušší formu ověřování měřidel. Po právní stránce je ověřování úkolem veřejnoprávním, kalibrace soukromoprávním.

Platnost ověření měřidla zaniká a tím je vyřazeno z funkce, pro kterou bylo ověřeno, jestliže :

• uplynula doba jeho platnosti

• byly provedeny změny nebo úpravy měřidla, jež mohou ovlivnit jeho metrologické vlastnosti

• měřidlo bylo poškozeno tak, že mohlo ztratit některou vlastnost rozhodnou pro jeho ověření

• byla znehodnocena nebo odstraněna úřední značka

Doba platnosti ověření pro měřidla aktivit a dávek používaná pro kontrolu limitů, při nakládání s radioaktivními odpady a pro kontrolu uvolňovacích úrovní a podmínek při uvádění radionuklidů do životního prostředí je stanovena vyhláškou Ministerstva průmyslu a obchodu č.345/2002 Sb. v platném znění. [31]

Mezi hlavní úkoly JE Dukovany v oblasti metrologie patří především vedení evidence používaných stanovených měřidel a hlavních etanolů podléhající novému ověření s datem posledního ověření. JE předkládá tato měřidla ve stanovených termínech k ověření, zajišťuje jednotnost a správnost měřidel a měření. Vytváří metrologické předpoklady pro ochranu zdraví pracovníků, bezpečnost práce a životního prostředí přiměřené ke své činnosti.

Stanovená měřidla i hlavní etalony podléhají povinnému ověřování. Podle Zákonu o metrologii č. 505/1990 Sb. v platném znění může být úřadem organizaci uložena pokuta až do výše 200 000 Kč pokud použila stanovené měřidlo bez platného ověření k účelu, pro který byl předmětný druh měřidla vyhlášen jako stanovený. Seznamy stanovených měřidel obsahují doby platnosti ověření prováděného periodicky. Vyhlášení stanovených měřidel lze provést v podstatě dvojím způsobem:

• dle účelu

• druhu měřidla

U hlavních etanolů stanoví dobu platnosti ověření metrologický orgán podle technického stavu etalonu a s přihlédnutím ke stanovisku uživatele. Správnost ostatních měřidel zajišťuje uživatel obvykle porovnáním měřidla s hlavním etanolem, není – li vhodnější jiná metoda.

Metrologické náležitosti přístrojů radiační kontroly výpustí jsou řízeny dokumentem EDU

„Metrologický řád“. V příslušných provozních předpisech k jednotlivým technologickým celkům systémů radiační kontroly jsou vždy stanoveny metrologické náležitosti příslušných měřidel. Kalibrace pracovních měřidel se zpravidla provádí 1x ročně.

Z přístrojů v systému radiační kontroly výpustí patří mezi stanovená měřidla např. měřicí kanály vzácných plynů radiometrů RKS2-03, u kterých se provádí ověření 1x za 2 roky.

8 VýpustĚ radioaktivních látek z EDU do okolí

Ochrana personálu před ionizujícím zářením, bezpečné izolování vzniklých radioaktivních látek a zabránění jejich pronikání do pracovního prostředí a následně do okolí je hlavním úkolem radiační ochrany v JE Dukovany.

Pro hodnocení radiační situace v JE Dukovany jsou nepřetržitě monitorovány úrovně aktivit v provozních médiích, v technologii a v pracovním prostředí a dále je sledována radiační zátěž pracovníků v obou HVB a dalších objektech.

Za účelem dokladování radiačního vlivu provozu JE Dukovany na okolí jsou dále monitorovány výpusti radioaktivních látek do ovzduší a do vodotečí, obsah radionuklidů ve složkách životního prostředí a následně vyhodnocován jejich příspěvek k radiační zátěži obyvatelstva v okolí JE Dukovany.

8.1 Hlavní cíle radiační ochrany v JE Dukovany na rok 2007

• Vytvořit podmínky pro nepřekročení hodnot KED personálu ve výši 0,195 Sv/blok (cíl) a 0,25 Sv/blok (kritérium)

• Vytvořit podmínky pro nepřekročení úvazku efektivní dávky pro jedince kritické skupiny obyvatelstva v okolí EDU pro plynné výpusti ve výši 0,4 µSv (cíl) a 1µSv (kritérium)

• Vytvořit podmínky pro nepřekročení úvazku efektivní dávky pro jedince kritické skupiny obyvatelstva v okolí EDU pro kapalné výpusti ve výši: 2,4 µSv (cíl) a 4,2 µSv (kritérium). [26]

8.2 Výpusti radioaktivních látek do ovzduší v roce 2007

Měření aktivity výpustí radioaktivních látek z JE Dukovany do ovzduší je prováděno v každém ventilačním komíně obou HVB dvěma systémy:

• autonomní zařízení RKS-2-03 (KALINA), které kontinuálně monitoruje a vyhodnocuje okamžité výpusti RVP a celkové denní výpusti RVP, radioaktivních aerosolů a radiojódu,

• kontinuální spektrometrické stanovení aktivity všech jednotlivých radionuklidů RVP a periodické laboratorní spektrometrické stanovení jednotlivých složek výpusti do ovzduší pomocí odběrové a měřící aparatury v obou ventilačních

komínech.

Vzhledem k tomu, že aktivity výpustí radioaktivních látek z JE Dukovany do ovzduší, měřené systémem RKS-2-03 KALINA byly během celého roku 2007 pod detekčním limitem (pod MDA daného měření), bylo měření reálných výpustí radioaktivních látek zajištěno druhým uvedeným způsobem, který vykazuje mnohonásobně vyšší citlivost. Spektrometrickým monitorováním byla měřena objemová aktivita:

• vzácných plynů tj.radionuklidů 41Ar, 133Xe, 135Xe, 85Kr, 85m Kr, 87Kr, 88Kr, 138Xe

• radiojódu (plynný a aerosolový 131I)

• aerosolů

• tritia (3H)

• stroncia (89Sr a 90Sr)

• uhlíku 14 (14C)

• radionuklidů alfa (238Pu, P239u+240Pu, 241Am, 242Cm)

Výpust radionuklidu 14C do ovzduší byla vypočtena na základě měření aktivity 14C ve

spojených měsíčních vzorcích, které bylo prováděno externí firmou s měsíčním zpožděním. Rovněž výpust radionuklidů alfa do ovzduší byla vypočtena na základě měření aktivity radionuklidů alfa ve spojených pololetních vzorcích, které bylo prováděno externí firmou.

Bilancování ročních výpustí z důvodu kontroly dodržení limitu úvazku efektivní dávky, stanoveného SÚJB, se provádí výpočetním programem RDEDU a do bilancování jsou zahrnuty všechny výše uvedené složky plynných výpustí do ovzduší.

Aktivity radionuklidů, vznikajících v JE a vypouštěných do ovzduší ventilačními komíny během jednoho kalendářního roku, nesmí způsobit u jednotlivce z obyvatelstva úvazek efektivní dávky E > 40 μSv.

Přehled hodnot aktivit jednotlivých složek plynných výpustí, jejich podíl na čerpání celkového limitu a čerpání celkového limitu plynných výpustí za rok 2007, vypočtených pomocí konverzních faktorů uvedených v Monitorovacím programu RO, část výpusti (B116), jsou uvedeny v následujících tabulkách.

Tab. 8-1 Přehled hodnot aktivit složek plynných výpustí

Složka výpusti	Aktivita výpusti složky za rok 2007 [Bq]	Podíl z celkového ročního limitu (pro všechny plynné radionuklidy) [%]
RVP (133Xe+135Xe)	485,2 +9	–
RVP (všechny RN)	6322,0 +9	0,027297
AEROSOLY	43,36 +6	0,0064756
Jód 131I	34,05 +6	0,0001141
Tritium 3H	561,9 +9	0,0007304
Uhlík 14C	581,44 +9	0,28054
89Sr + 90Sr	26,64 +3	0,0000004

Tab. 8-2 Podíl z limitu plynných výpustí za rok 2007

Limit efektivní dávky z plynných výpustí pro jednotlivce z obyvatel [µSv]	Celková efektivní dávka z plynných výpustí za rok 2007 [µSv]	Podíl z limitu za rok 2007 [%]
40	0,12606	0,31516

Výsledná hodnota aktivity výpusti RVP (pouze 133Xe +135Xe) z obou HVB do ovzduší za rok 2007 (485 GBq) je asi o 90 GBq vyšší než za předchozí rok. Zvýšená měsíční hodnota aktivity RVP za prosinec 2007 (113,5 GBq) byla zaznamenána v přímé souvislosti s netěsnou palivovou kazetou, indikovanou při TGO 4. bloku.

Přehledy měsíčních hodnot aktivit hlavních složek plynných výpustí jsou znázorněny na Obr.

8–1 a 8–2.

Výpust RVP (pouze Xe1

akti1v2it0a [GBq]

100

80

60

40

20

Obr. 8-1 Výpust radioaktivních vzácných plynů

aktivita [GBq]

700

600

500

400

300

200

100

0

Výpust RVP (suma všech RN)

VK 1 VK 2

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

měsíce 2007

Obr. 8-2 Výpust radioaktivních vzácných plynů (všechny radionuklidy)

Měsíční hodnoty jódu a aerosolů jsou znázorněny na Obr. 8–3 a 8–4.

Zvýšená měsíční hodnota aktivity jódu za listopad a prosinec 2007 (max. prosinec 22,27 MBq) byla zaznamenána v souvislosti s netěsnou palivovou kazetou, indikovanou při TGO

4. bloku. Celková roční aktivita výpustí radioaktivního jodu (131I) dosáhla hodnoty 34,15 MBq, což je o cca 25 MBq vyšší výpust proti předchozímu roku.

Výpust jódu (I131)

aktivita

[MBq]

25

20

15

10

5

0

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

VK 1 VK 2

měsíce 2007

Obr. 8-3 Výpust jódu

Zvýšené hodnoty výpustí aerosolů v jednotlivých měsících jsou způsobeny údržbářskými pracemi na hlavních technologických celcích a ostatních zařízeních I.O. v období jednotlivých generálních oprav bloků (leden - únor 3. blok, březen – duben 2. blok, září – říjen 1. blok, prosinec 4. blok).

Výpust ra-aerosolů

aktivita [MBq] 15

10

5

0

1 2 3 4 5 6 7 8

VK 1 VK 2

měsíce 2007

9 10

11 12

Obr. 8-4 Výpust aerosolů

Přehledy měsíčních výpustí tritia 3H a uhlíku 14C jsou na následujících Obr. 8–5 a 8–6.

Výpust tritia (H-3)

aktivita 80

[GBq]

70

60

50

40

30

20

10

0

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

VK 1 VK 2

měsíce 2007

Obr. 8-5 Výpust tritia 3H

Výpust C-14

aktivita 80

[GBq]

70

60

50

40

30

20

10

0

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

VK 1 VK 2

měsíce 2007

Obr. 8-6 Výpust uhlíku 14C

Celková aktivita výpustí radioaktivních aerosolů do ovzduší (43,4 MBq) byla v roce 2007 o 10 MBq vyšší než v předchozím roce.

Podíl jednotlivých radionuklidů na celkové roční výpusti aerosolů do ovzduší je znázorněn na Obr.8–7.

Co58 23,0%

Ag110m 8,9%

Cr51 17,6%

Co60 17,5%

Mn54 12,7%

Fe 9

3,6%

Zr95 3,2%

Ce141 0,8%

Ce144 3,4%

Sb124 9,3%

5

Obr. 8-7 Podíl jednotlivých radionuklidů

8.3 Přehled výpustí z JE Dukovany za posledních 10 let

Přehled aktivit výpustí těchto tří složek plynných výpustí (RVP,AE a jódu) za posledních deset let je znázorněn na Obr. 8–8 a 8–9.

aktivita [GBq]

4000

3500

3000

2500

2000

1500

1000

500

0

Výpust RVP

1998 2000 2002 2004 2006

rok

RVP (Xe133+Xe135) RVP (všechny RN) E+1

Obr. 8-8 Přehled aktivit výpustí za 10 let (Radioaktivní vzácné plyny)

aktivita [MBq]

250

Výpust aerosolů a jódu

200

150

100

50

0

1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007

Aerosoly Jód (I131)

rok

Obr. 8-9 Přehled aktivit vypustí za 10 let (aerosoly a jód)

Na obrázku 8–10 je celková výpust plynného tritia (3H) a ta je 561,9 GBq a je o cca 110 GBq nižší proti předchozímu roku (2006).

Výpust tritia (H3)

aktivita [GBq]

900

800

700

600

500

400

300

200

100

0

1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007

rok

Obr. 8-10 Výpust tritia H3(1998–2007)

Rovněž aktivita výpusti radionuklidu uhlíku 14C (581,4 GBq) je o cca 163 GBq nižší než v roce 2006 – viz následující obrázek 8–11.

Výpust C14

aktivita [GBq]

900

800

700

600

500

400

300

200

100

0

1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007

rok

Obr. 8-11 Výpust uhlíku 14C (1998 – 2007)

Vyšší hodnoty aktivit výpusti radionuklidů tritia (3H) a uhlíku (14C) od roku 2003 lze z větší části přičíst provedené modernizaci měřícího zařízení v obou ventilačních komínech a změnám, týkajících se metodik vyhodnocování aktivit daných radionuklidů v dubnu 2003.

Procentní podíl jednotlivých radionuklidů na celkové hodnotě limitu plynných výpustí za rok 2007 je znázorněn na Obr. 8–12.

Radionuklid 14C má, vzhledem ke své radiohygienické závažnosti, největší podíl na celkové hodnotě čerpání limitu plynných výpustí.

ostatní RN (bez Co-60)

0,309% Kr-87

Xe-1308,267%

0,072%

Kr-85m Kr-85

Podíl jednotlivých RN [%]

C-14 89,0%

Co-60 1,75%

Ar-41

C-14 Co-60 Ar-41 Kr-88 Xe-135 Xe-133 Kr-87 H-3

Kr-85m

H-3

0,0523%0,001% I-131

0,036%

0,23%

Kr-88 Xe-135 1,08%

6,44%

Xe-138

AE(bez Co-60)

Xe-1330,61% 0,13%

Kr-85 I-131

Obr. 8-12 Podíl jednotlivých radionuklidů v plynných výpustech za rok 2007

Přehled ročních hodnot čerpání limitu efektivní dávky pro jednotlivce z obyvatelstva v důsledku aktivit všech složek výpusti do ovzduší od roku 1998 je uveden na Obr.8–13.

Procenta ročního limitu celkové plynné výpusti

[%]

limitní hodnoty 0,5

0,4

0,3

0,2

0,1

0

1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007

rok

Obr. 8-13 Procenta ročního limitu celkové plynné výpusti

Podíl aktivit a procentní zastoupení všech významných radionuklidů v plynné výpusti za rok 2007 je znázorněno na Obr. 8 – 14.

C-14 Co-60 Ar-41 Kr-88 Xe-135 Xe-133 Kr-87 H-3

Kr-85m Xe-138

ostatní RN(bez Co-60)

Kr-85

Aktivity výpusti RN [GBq]

Ar-41 5681,53

r-88 5,29

-135

8,23

K 4

Co-60 0,0065

C-14 581,44

Kr-85

38,81 I-131

0,0341

H-3 561,87

Xe-138Kr-85m

12,93 25,88

Xe 18

Xe-133 296,98

Kr-87 32,34

ostatní RN(bez Co-

Obr. 8-14 Podíl aktivit jednotlivých radionuklidů v plynné výpusti za rok 2007

Aktivity všech složek radioaktivních výpustí do ovzduší z JE Dukovany za rok 2007 dosáhly velmi nízkých hodnot a hodnota efektivní dávky, stanovená z bilancí výpustí pro jednotlivce z obyvatelstva v důsledku těchto výpustí (0,126 μSv) nepřekročila limitní hodnotu, stanovenou v A004a - Limity a podmínky bezpečného provozu JE Dukovany.

8.3.1 Výpusti radioaktivních látek do vodotečí

Výpusti radioaktivních látek z JE Dukovany do vodotečí jsou, podobně jako plynné výpusti, monitorovány a vyhodnocovány dvěma způsoby:

• spektrometrickým měřením aktivity radioaktivních látek ve vodách, vypouštěných z kontrolních nádrží z obou HVB a PB

• měřením aktivity vody v odpadním kanálu z JE Dukovany

Aktivity radionuklidů vznikajících v JE (aktivační a štěpné produkty včetně tritia) a vypouštěných do vodotečí odpadním kanálem během jednoho kalendářního roku, nesmí způsobit u jednotlivce z obyvatelstva úvazek efektivní dávky E> 6 μSv.

Přehled hodnot aktivit složek kapalných výpustí a jejich čerpání limitu za rok 2007, stanovených pomocí bilančního měření z kontrolních nádrží, je uveden v následující tabulce.

Tab. 8-3 Přehled hodnot složek kapalných výpustí

Složka výpustí do vodoteče	Aktivita výpusti složky za rok 2007 [Bq]	Podíl z celkového ročního limitu [%]
Tritium (3H)	13,05 12	26,75
AAŠP	30,58 6	1,66

Tab. 8-4 Čerpání limitu za rok 2007

Limit efektivní dávky z výpustí do vodoteče pro jednotlivce z obyvatel [µSv]	Celková efektivní dávka pro jednotlivce z obyvatel z výpustí do vodotečí za rok 2007 [µSv]	Podíl z limitu za rok 2007 [%]
6	1,705	28,41

Aktivita výpustí radionuklidu tritia 3H do vodotečí z JE Dukovany za rok 2007 dosáhla hodnoty 13,049 TBq, což je o cca 1,4 TBq nižší výpust než za rok 2006.

Aktivita výpustí aktivačních a štěpných produktů (AAŠP) do vodotečí z JE Dukovany dosáhla hodnoty 30,576 MBq, což je o cca 0,16 MBq nižší výpust než za předchozí rok 2006.

Podíl jednotlivých radionuklidů na celkové aktivitě výpusti AAŠP do vodotečí je zobrazen na následujícím obrázku.

Podíl jednotlivých radionuklidů

Cs134 16%

Cs137 31%

Mn54 19%

Ag110m 3%

Cr51 12%

Sb124 1%

Co60 12%

Co58 6%

Obr. 8-15 Podíl jednotlivých radionuklidů na kapalných výpustech

Celková hodnota limitu efektivní dávky, vypočtená z bilancí aktivit výpustí do vodotečí za rok 2007 dosáhla hodnoty 28,4 %. Procentní podíl jednotlivých radionuklidů na celkové hodnotě limitu výpustí do vodotečí za rok 2007 je znázorněn na Obr. 8–16.

H-3 94,1%

Cr-51 Mn-54

Co-58

Co-60

Zr-95

Nb-95

Ag-110m

I-131

Ostatní RN 0,080%

I-131 0,003%

Ce144

0,003%

Ag-110m 0,002%

Cs-137

2,47%

Cs-134

1,019%

Nb-95

Co-58 0,017%

Zr-95 Co-60

Mn-54 0,215%

Cr-51 0,001%

Cs-134 Cs-137 Ce144

Ostatní RN

H-3

0,013% 0,005% 2,10%

Obr. 8-16 Procentní podíl jednotlivých radionuklidů na kapalných výpustech za rok 2007

8.4 Radiační zátěž obyvatelstva

Výpočet radiační zátěže obyvatel v okolí JE Dukovany se provádí dle výpočtového modelu RDEDU verze 2.0.1 (verifikovaného SÚJB) se zahrnutím obyvatel do vzdálenosti 40 km od JE Dukovany (tedy včetně Brna, Třebíče a Znojma), tj. pro celkem 863 245 obyvatel.

Podíl druhu výpustí na celkovém ozáření obyvatel v okolí EDU je znázorněn v následujícím grafu.

Podíl druhu výpusti na celkovém ozáření obyvatel v okolí EDU

podíl výpustí do vodotečí: 96,3 %

podíl výpustí do ovzduší: 3,7 %

Obr. 8-17 Podíl druhu výpustí na celkovém ozáření obyvatel

Padesátiletý, resp. sedmdesátiletý úvazek kolektivní efektivní dávky pro populaci v okolí JE Dukovany z výpustí radioaktivních látek do ovzduší a do vodotečí za rok 2007 činí 0,02596 Sv, což je vůbec nejnižší hodnota za celou dobu provozu JE Dukovany. Výpusti radioaktivních látek do ovzduší přispěly k celkové hodnotě KED hodnotou 0,00096 Sv a výpusti do vodotečí hodnotou 0,025 Sv.

Přehled ročních hodnot ozáření obyvatel v okolí JE Dukovany a podíl obou druhů výpustí na této hodnotě od roku 1998 je znázorněn na Obr. 8–18.

Kolektivní efektivní dávka obyvatel v okolí EDU

KED [Sv]

0,04

0,03

0,02

0,01

0,00

1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007

rok

KED z výpusti do vodotečí KED z výpusti do ovzduší

Obr. 8-18 Kolektivní efektivní dávka obyvatel v okolí EDU

Výpusti radioaktivních látek z JE Dukovany do ovzduší za rok 2007 způsobily nejvyšší úvazek individuální efektivní dávky (ozáření jednotlivců) ve vzdálenosti 2–3 km jižně od JE (obec Xxxxxxx) a to ve výši 3,43-8 Sv pro děti 7–12 let.

Limit úvazku efektivní dávky pro jednotlivce z řad obyvatelstva (40μSv) pro uvádění radionuklidů do životního prostředí formou výpusti do ovzduší, vypočtený pomocí modelového programu RDEDU verze 2.0.1, byl tedy za rok 2007 dodržen a jeho plnění činí 0,0858 %.

Výpusti radioaktivních látek z JE Dukovany do vodotečí za rok 2007 způsobily nejvyšší úvazek individuální efektivní dávky (ozáření jednotlivců) ve vzdálenosti 10 km severovýchodně od JE (obce Lhánice, Hrubšice a Biskoupky) a to ve výši 1,29µSv pro kojence ve věku 0–1 rok.

Limit úvazku efektivní dávky pro jednotlivce z řad obyvatelstva (6μSv) pro uvádění radionuklidů do životního prostředí formou výpusti do vodoteče, vypočtený pomocí modelového programu RDEDU verze 2.0.1, byl tedy za rok 2007 dodržen a jeho plnění činí 21,5 %.

8.5 Radiační situace v okolí JE Dukovany

Přímým měřením přenosnými přístroji v okolí JE Dukovany, nebo odběrem vzorků s jejich následným zpracováním a změřením aktivity radioaktivních látek v laboratoři radiační kontroly okolí, jsou měřitelné z umělých radionuklidů pouze tritium – 3H, 7Be, 90Sr a 137Cs. Značný podíl těchto radionuklidů se dostal do životního prostředí z jaderných pokusů v atmosféře. Závažným příspěvkem ke kontaminaci radioaktivním cesiem byla havárie na JE Černobyl v roce 1986. Část tritia vzniká v atmosféře účinkem kosmického záření.

Z výpustích aerosolů v okolí JE Dukovany je z umělých radionuklidů měřitelný pouze 7Be, který vzniká převážně působením kosmického záření. Přesto, že jsou pro monitorování okolí používány značně citlivé metody měření, jsou objemové aktivity ostatních umělých radionuklidů včetně plynného radiojódu ve složkách životního prostředí v okolí EDU trvale pod hodnotou MDA.

Podíl jednotlivých radionuklidů na ozáření obyvatel v okolí EDU

tritium (H-3) 99,98%

Cs-137+ Cs-134+ Co-60+

ostatní 0,004%

Obr. 8-19 Podíl jednotlivých radionuklidů na ozáření obyvatel v okolí EDU

Výsledky monitorování radiační situace v okolí EDU za rok 2007 dokladují zanedbatelný příspěvek výpustí radioaktivních látek z provozu ČEZ–EDU na okolí.

9 Srovnání doporuČení 2004/2/Euratom s dokumentací EDU

V následují části bude provedeno porovnání požadovaných typizovaných informací o radioaktivitě, šířící se vzduchem a vypouštění z jaderných reaktorů do okolního prostředí za normálního provozu dle Doporučení komise Euratom 2004/2 s dokumentací JE Dukovany – Monitorovací program radiační ochrany, část výpusti (B116).

Porovnány budou požadavky na monitorování jednotlivých radionuklidů (včetně klíčových nuklidů) v kategoriích vzácné plyny, částice (aerosoly), alfa nuklidy, xxxx, tritium a uhlík 14C a požadavky na detekční limity. V porovnání nebudou uvedeny požadavky kladené na reaktory LWR a typy reaktorů chlazené plynem.

Tab. 9-1 Tabulka srovnání kategorie plyny

Požadavky dle Doporučení Komise			Skutečnost dle Monitorovacího programu EDU
Seznam radionuklidů	Klíčový nuklid	MDA [Bq/m3]	Seznam radionuklidů	MDA [Bq/m3]	Komentář
Ar-41			Ar-41	66
Kr-85	Kr-85	1E-04	Kr-85*	15888	Klíčový nuklid pro reaktory LWR, uvedené MDA odpovídá jinému způsobu stanovení
Kr-85m			Kr-85 m*	36
Kr-87			Kr-87*	88
Kr-88			Kr-88*	120
Kr-89	–	–	–	–	Není v přehledu měřených veličin, spektrum neodpovídá směsi radionuklidů VVER440/V213 (bez vlivu na ozáření obyvatelstva)
Xe-131m	–	–	–	–	Není v přehledu měřených veličin, spektrum neodpovídá směsi radionuklidů VVER440/V213 (bez vlivu na ozáření obyvatelstva)
Xe-133	Xe-133	1E+04	Xe-133	109	V JE Dukovany stanoveny 3 klíčové nuklidy (41Ar, 133Xe, 135Xe)
Xe-135			Xe-135	41
Xe-135m	–	–	–	–	Není v přehledu měřených veličin, spektrum neodpovídá směsi radionuklidů VVER440/V213 (bez vlivu na ozáření obyvatelstva)
Xe-137	–	–	–	–	Není v přehledu měřených veličin, spektrum neodpovídá směsi radionuklidů VVER440/V213 (bez vlivu na ozáření obyvatelstva)
Xe-138			Xe-138*	112

* - Aktivita uvedených radionuklidů je měřená, ale do bilancí je dopočítávána v souladu s SÚJB schváleným Monitorovacím programem radiační ochrany, část výpusti (B116). Radionuklidy kryptonu (85Kr, 85mKr, 88Kr, 138Xe) jsou celoročně pod MDA. Hodnoty těchto radionuklidů jsou pro účely hodnocení výpustí počítány na základě údajů Výzkumného ústavu jaderných elektráren o poměrném nuklidovém složení směsi radioaktivních vzácných plynů pro reaktor VVER 440/V213 ve vztahu k reálné měřené aktivitě 133Xe, 135Xe ve výpusti. Podrobnosti jsou v kapitole 7.5

Měřené spektrum radionuklidů vzácných plynů v JE Dukovany odpovídá instalovaným typům reaktorů VVER440/V213 a požadavkům SÚJB.

Jaderná elektrárna v letošním roce připravuje aktualizaci Monitorovacího programu radiační ochrany, část výpusti (B116), kde připravuje úpravu započítávání hodnot MDA při hodnocení výpustí následovně: „Pokud hodnota objemové aktivity i-tého nuklidu za monitorované období je menší než jeho reálné MDA, započítá se do součinu proteklého množství a objemové aktivity pouze jeho polovina.“ Tento princip bude v souladu s Doporučením Komise.

Tab. 9-2 Tabulka srovnání kategorie aerosoly

Požadavky dle Doporučení Komise			Skutečnost dle Monitorovacího programu EDU
Seznam radionuklidů	Klíčový nuklid	MDA [Bq/m3]	Seznam radionuklidů	MDA [μBq/m3]	Komentář
Cr-51			Cr-51	100
Mn-54			Mn-54	12
Co-58			Co-58	12
Fe-59			Fe-59	22
Co-60	Co-60	1E-02	Co-60	14
Zn-65			Zn-65	55
Sr-89			Sr-89	48
Sr-90	Sr-90	2E-02	Sr-90	5,6
Zr-95			Zr-95	20
Nb-95			Nb-95	10
Ag-110m			Ag-110m	17
Sb-122	-	-	-	-
Sb-124			Sb-124	16
Sb-125	-	-	-	-
Cs-134			Cs-134	12
Cs-137	Cs-137	3E-02	Cs-137	13
Ba-140			Ba-140	51

La-140			La-140	39
Ce-141			Ce-141	27
Ce-144			Ce-144	70
Pu-238			Pu–238	0,2

Dle současně platného rozhodnutí SÚJB se do součtu příspěvků od jednotlivých radionuklidů nemusí započítávat ty, jejichž příspěvek není vyšší než 1%. Počet takových příspěvků musí být omezen tak, aby chyba podcenění celkové hodnoty v důsledku nezapočtení radionuklidů byla menší než 10%. Tato podmínka bude při aktualizaci dokumentace (B116 a Metodika stanovení a hodnocení ozáření obyvatelstva v okolí EDU) provozovatele v letošním roce zrušena.

Tab. 9-3 Tabulka srovnání kategorie alfa nuklidy

Požadavky dle Doporučení Komise			Skutečnost dle Monitorovacího programu EDU
Seznam radionuklidů	Klíčový nuklid	MDA [Bq/m3]	Seznam radionuklidů	MDA [μBq/m3]	Komentář
–	–	–	Pu–238	–
Pu-239+Pu-240	Pu-239+Pu-240	5E-03	Pu-239+Pu-240	0,2
Am–241	Am-241	5E-03	Am–241	0,2
Cm–242	–	–	Cm–242 -	0,2
Cm–243	–	–	–	-
Cm–244	–	–	Cm–244	0,2
Celkem alfa	Celkem alfa	1E-02	–	–	Celkem alfa by se měla hlásit jestliže informace pro jednotlivé radionuklidy nejsou k dispozici

Tab. 9-4 Tabulka srovnání kategorie xxxx

Požadavky dle Doporučení Komise			Skutečnost dle Monitorovacího programu EDU
Seznam radionuklidů	Klíčový nuklid	MDA [Bq/m3]	Seznam radionuklidů	MDA [μBq/m3]	Komentář
I–131	I–131	2E–02	I–131 I–000	00 0000	aerosolový plynný
I–132	–	–	–	–	Bude zahrnut do monitorování v letošním roce
I–133	–	–	–	–
I–135	–	–	–	–

Tab. 9-5 Tabulka srovnání kategorie tritium

Požadavky dle Doporučení Komise			Skutečnost dle Monitorovacího programu EDU
Seznam radionuklidů	Klíčový nuklid	MDA [Bq/m3]	Seznam radionuklidů	MDA [kBq/m3]	Komentář
Tritium	H–3	1E+03	H–3	50	Vztaženo na tritium v destilátu

Tab. 9-6 Tabulka srovnání kategorie uhlík 14C

Požadavky dle Doporučení Komise			Skutečnost dle Monitorovacího programu EDU
Seznam radionuklidů	Klíčový nuklid	MDA [Bq/m3]	Seznam radionuklidů	MDA [Bq/m3]	Komentář
Uhlík–14	14–C	1E+01	14–C	0,5	Anorganická a organická forma

10 ZÁVĚR

Při hodnocení výpustí z Jaderné elektrárny Dukovany byly posuzovány legislativní požadavky ČR a doporučení Komise evropského společenství Euratom. Posuzovány byly požadavky zákona č. 18/1997 Sb. v platném znění (Atomový zákon) a prováděcích vyhlášek, zejména vyhlášky SÚJB č. 307/2002 Sb. v platném znění o radiční ochraně. V oblasti monitorování výpustí z jaderných zařízení (pracoviště IV. kategorie) Státní úřad pro jadernou bezpečnost (SÚJB) schvaluje v souladu s § 9 3 základní dokumenty. Jedná se o Rozhodnutí SÚJB – Povolení k uvádění radionuklidů do životního prostředí formou výpustí do ovzduší a do vodotečí, Limity a podmínky bezpečného provozu, které obsahují autorizovaný limit pro plynné a kapalné výpustě a Monitorovaci program radiační ochrany – část výpustí (B116).

V kapitole 4 je uveden přehled legislativních požadavků na programy monitorování a způsob jejich naplnění v Jaderné elektrárně Dukovany. Lze konstatovat, že legislativní požadavky ČR jsou provozovatelem Jaderné elektrárny Dukovany plněny. Rozhodnutí SÚJB pro uvolňování radionuklidů do životního prostředí má elektrárna platné do roku 2022, Monitorovací program radiační ochrany, část výpustí (B116) má platnost do 30.6.2008. Elektrárna již provedla revizi tohoto SÚJB schvalovaného dokumentu a odeslala jej na SÚJB k opětovnému schválení.

Komise evropského společenství (Euratom) vydala několik doporučení k problematice nepřetržitého monitorování hladiny radioaktivity ve vzduchu, vodě a půdě, aby zajistila dodržování základních norem. Dle jednotlivých doporučení členské státy předávají Komisi přehled o tekutých a vzdušných radioaktivních odpadech vypouštěných do životního prostředí. V Doporučení 2004/2 byl definován rozsah informací pro monitorování a hlášení Evropské komisi o vypouštěných radionuklidech nebo takových, které budou pravděpodobně vypouštěny z jaderných elektráren při normálním provozu.

V kapitole 9 jsem provedla porovnání rozsahu monitorování v Jaderné elektrárně Dukovany dle Monitorovacího programu radiační ochrany, část výpusti (B116) s Doporučením 2004/2 Euratom, Příloha A (Reaktory jaderných elektráren, Odpady unikající do ovzduší). Elektrárna zajišťuje nepřetržité monitorování všech uvedených kategorií výpustí do ovzduší (vzácné plyny, částice, alfa nuklidy, xxxx, tritium 3H a uhlík 14C) a klíčových radionuklidů dle jednotlivých kategorií (vzácné plyny – 133Xe; částice – 60Co, 90Sr a 137Cs; xxxx – 131J, alfa nuklidy – 239Pu + 240Pu a 241Am; tritium – 3H a uhlík – 14C). Doporučené MDA pro klíčové radionuklidy jsou u kategorií vzácné plyny, částice, alfa nuklidy, xxxx a uhlík 14C plněny. U kategorie tritium je MDA uvedené v dokumentaci elektrárny vztaženo na tritium v destilátu. Reálně měřené hodnoty objemových aktivit tritia ve vzdušnině ventilačního komína jsou pod úrovní doporučených hodnot.

Elektrárna při hodnocení výpustí v současné době nevyužívá možnosti uvádět polovinu detekčního limitu u těch výsledků, kde jsou výsledky měření pod detekčním limitem a postupuje dle platného rozhodnutí SÚJB a schváleného monitorovacího programu. V době schválení Monitorovacího programu radiační ochrany, část výpustě (2003) nebylo Doporučení 2004/2 Euratom ještě vydáno.

Ze strany Komise nejsou k předávaným informacím o vypouštěných radionuklidech z Jaderné elektrárny Dukovany žádné připomínky.

Mezi hlavní nedostatky současného stavu monitorování výpustí do ovzduší v Jaderné elektrárně Dukovany patří zastaralé měřidlo RKS2-03, které bylo v každém ventilačním komíně

instalované v rámci projektu JE. Tato zařízení byla vyrobena již v roce 1975 a v elektrárně byla instalována v roce 1984 a 1985. Mnohé původní součásti a provozní náplně (germaniové transistory, kabeláž, mechanické prvky, filtr. pásky atd. ) jsou nahrazovány na trhu dostupnými. Náhradní díly od ruského dodavatele již nejsou k dispozici, byla ukončená výroba. Podle průměrné spotřeby náhradních dílů lze odhadnout, že stávající zásoby vystačí do roku 2009-2010. Systém jako celek neodpovídá požadavkům dnešní normativně technické dokumentace (např. RG 1.97.), není odolný vůči „tzv. jednoduché poruše“ dle ČSN IEC 61504. Nemůže plnit současné požadavky na oddělení systémů napájení a vyvedení dat dle normy RG 1.97. Dalšími nedostatky je nevhodný odběrový systém (dle ČSN IEC 60761-1 až 5) – bilanční měření ve ventilačních komínech má již modernizovaný reprezentativní odběrový systém. Není zajištěna regulace průtoku vzdušniny monitorem proporciálně k celkovému průtoku vzdušniny ve ventilačním komíně.

Rozsah měření neodpovídá požadavkům norem na měřící rozsahy pro účely havarijního měření (např. 1 1015 pro vzácné plyny dle RG 1.97 – RKS2-03 má rozsah do 1 1010). Povinnost provozovatele zajistit monitorování úniků do životního prostředí v případě nehody přitom vyplývá z § 19 AZ.

V hledem k tomu, že požadavek útvaru radiční ochrany Jaderné elektrárny Dukovany na modernizaci tohoto zařízení pochází již z roku 2002, je třeba aby elektrárna rychleji pokračovala na přípravě a realizaci investiční akce „Rekonstrukce systému RKS2-03.

Základním kritériem pro hodnocení plynných výpustí jsou tzv. limitní hodnoty výpustí radioaktivních látek stanovené v Rozhodnutí SÚJB jako autorizované limity. Jsou uvedeny v normativní dokumentaci Jaderné elektrárny A 004a,b "Limity a podmínky bezpečného provozu JE Dukovany" a v B116 „Monitorovací program radiační ochrany, část výpusti.

Aktivity všech složek radioaktivních výpustí do ovzduší z Jaderné elektrárny dosahují dlouhodobě velmi nízkých hodnot a hodnota efektivní dávky, stanovená z bilancí výpustí pro jednotlivce z obyvatelstva v důsledku plynných výpustí za celou dobu provozu Jaderné elektrárny nepřekročila limitní hodnotu stanovenou Rozhodnutím SÚJB a uvedenou v A004.

Při uvádění radionuklidů do ovzduší bylo v roce 2007. z obou ventilačních komínů (HVBI a HVBII) vypuštěno:

• 0,02730% ročního limitu vzácných plynů (41Ar, 85Kr, 85mKr, 87Kr, 88Kr, 133Xe, 135Xe a 138Xe),

• 0,000114% ročního limitu jódu (plynný a aerosolový 131I),

• 0,00648% ročního limitu aktivačních a štěpných produktů ve formě aerosolů, (včetně radionuklidů alfa),

• 0,0000004% ročního limitu radionuklidů 89Sr, 90Sr,

• 0,00073% ročního limitu tritia,

• 0,2805% ročního limitu uhlíku 14,. (z toho je 5,80 % v anorganické formě a 94,20% v organické formě).

Celková maximální efektivní dávka pro jednotlivce z řad obyvatelstva způsobená výpustí radionuklidů do ovzduší za rok 2007 je 0,1261 μSv, což představuje pouze 0,3152 % z ročního limitu 40 μSv. Tato hodnota byla stanovena pomocí převodních koeficientů pro věkovou skupinu dospělí.

Stanovení příspěvku radiační zátěže obyvatelstva v okolí z provozu Jaderné elektrárny je bilanční monitorování výpustí do ovzduší přímo u zdroje a stanovení individuálních a kolektivních efektivních dávek modelovým výpočtem, který zahrnuje transport jednotlivých radionuklidů k člověku včetně jejich radiobiologického účinku, údaje o počtu obyvatel, zemědělské produkci, závlahách, meteorologické situaci a další vstupní údaje. Výpočet se prováděl pomocí modelu RDEDU v.2.0.1 pro W95, který zpracoval pro ČEZ,a.s. VÚJE Trnava.

Nejvyšší úvazek individuální efektivní dávky jednotlivce z obyvatelstva způsobený výpustí radioaktivních látek do ovzduší byl modelovým výpočtem stanoven v osídlené zóně ve vzdálenosti 2-3 km jižně od EDU, kde se nachází obec Xxxxxxx. Stanovená hodnota úvazku individuální efektivní dávky byla 0,034 μSv. Z uvedených hodnot vyplývá, že při uvádění

radionuklidů do životního prostředí formou výpusti do ovzduší byl dodržen limit úvazku

efektivní dávky pro jednotlivce z řad obyvatelstva 40 μSv, daný Rozhodnutím SÚJB

č.j.14093/4.3/99, Rozhodnutím SÚJB č.j.12512/4.3/99 a Rozhodnutím SÚJB č.j.12135/2007.

Nízké hodnoty efektivní dávky pro jednotlivce z řad obyvatelstva v důsledku plynných výpustí svědčí o úsilí provozovatelů jaderné elektrárny trvale udržovat vliv radioaktivních výpustí na co nejnižších úrovních.

Použitá literatura

[1] XXXXXXX, Xxxxx, et al. Velká kniha o energii. 1. vyd. Praha: L. A. Consulting Agency, 2001. 378 s. ISBN 80–238-6578–1.

[2] XXXXXXX, Xxxxx. Jaderné elektrárny. 1. vyd. Praha: České vysoké učení technické (Fakulta elektrotechniky), 1985. 149 s.

[3] Bezpečnost jaderné energie : Programy monitorování radiační situace v JE Dukovany. SÚJB ČR Praha. 2004, roč. 12, č. 7-8. Praha : Ústav jaderných informací, 2004. 6 x ročně. ISSN 1210-7085.

[4] Commission Recommendation on standardised information on radioactive airborne and liquid discharges into enviroment from nuclear power reactors and reprocessing plants in normal operation. [s.l.] : [s.n.], 2003. 12 s.

[5] Český metrologický institut [online]. 2002 [cit. 2008-04-09]. Dostupný z WWW:

<xxxx://xxx.xxx.xx/>.

[6] Doporučení komise o typizování informací o radioaktivitě, sířících se vzduchem a vypouštění tekutin z jaderných reaktorů do okolního prostředí a o zpracovatelských podnicích za normálního provozu. [s.l.] : [s.n.], 2003. 12 s. Zákony, jejichž publikace není povinná.

[7] XXXXXX , Xxxxxx, XXXXX , Xxxxxx. Přístroje pro měření radioaktivního záření : Přesnost měření a kontrola funkce. Xxx Xxxxxxxxx. 1. vyd. Praha : TESLA Výzkumný ústav přístrojů jaderné techniky, 1977. 271 s. ISBN 77-08-225.

[8] EU a energetika [online]. 2002 [cit. 2007-10-20]. Dostupný z WWW:

<xxxx://xxx.xxxxxxxxxx-xx.xx/xx-xxxxxxx-xxxxxxxx.xxx

[9] XXXXXX, Xxxxxx. Roční zpráva 2007 : Jaderné elektrárny společnosti ČEZ, a.s.

1. vyd. ČEZ, a.s.: Divize výroba, 2007. 23 s. Dostupný z WWW:

<xxxx://xxx.xxx.xx/xxxx/xxxxxxx/xxxx/xxxxxxx_x_xxxxxxx_xxxxxxxxx/xxxxx-xxxxxx-xx-0000>.

[10] XXXXXXXX, Xxxx. Státní úřad pro jadernou bezpečnost [online]. [2000] [cit. 2006–05-13]. Dostupný z WWW: <xxx.xxxx.xx>.

[11] Kolektiv autorů. Informace o způsobu a rozsahu zajištění radiačního monitorování plynných a kapalných výpustí a monitorování obsahu radionuklidů v jednotlivých složkách životního prostředí v okolí JE Dukovany. [s.l.] : [s.n.], 2002. 46 s.

[12] Kolektiv autorů. P169d – Kontinuální gamaspektrometrická měření. Kap.5. Kontinuální sledování objemové aktivity s. . Praha: ČEZ – EDU , 2006. 30 s.

[13] Kolektiv autorů. P214j Centrální informační systém radiační kontroly ČEZ - EDU a.s., 2003. 128 s.

[14] Kolektiv autorů. P215j Autonomní přístroje systému radiační kontroly ČEZ - EDU a.s., 2003. 94 s.

[15] Kolektiv autorů. Principy a praxe radiační ochrany. Xxxxxxxxx Xxxxxx. 2000. vyd. Praha : Azin CZ, 2000. 619 s.

[16] Kolektiv autorů. Předprovozní bezpečnostní zpráva EDU, revize 2. ČEZ-EDU., 2004, 1075 s.

[17] Kolektiv autorů. Předprovozní bezpečnostní zpráva EDU, revize 2.Zacházení s radioaktivními odpady. ČEZ-EDU., 2004, 70 s.

[18] Kolektiv autorů. Primární část JE VVER 440 : Pomocné systémy. Praha: ČEZ - EDU a.s., 2004. 64 s.

[19] Kolektiv autorů. Limity a podmínky bezpečného provozu EDU, A004a, b. ČEZ - EDU a.s., 2001. 103 s.

[20] Kolektiv autorů. Monitorovací program radiační ochrany – část výpustí (B116). ČEZ - EDU., 2007. 63 s.

[21] Kolektiv autorů. Monitorovací program radiační ochrany – část okolí (B117). ČEZ - EDU., 2007. 40 s.

[22] XXXXXXX, Xxx. Zpráva o stavu bezpečnosti jaderných elektráren ÚJE Rok 2004, 1. vyd.

ČEZ a.s.: 2004, 107 s.

[23] XXXXXX , Xxxxxxxx. Měření a metrologie. In Ochrana při práci s ionizujícím zářením. [s.l.] : Dům techniky Ostrava, [199-?]. s. 1-3.

[24] XXXXX, Xxxxx. Roční zpráva UJE 2004 : Úsek jaderná energetika. 1. vyd. ČEZ, a.s.: [s. n.], 2004. 27 s. Dostupný z WWW: <xxx.xxx.xx>.

[25] XXXXXXX, Xxxx. Zpráva o radiační situace a úroveň radiační ochrany v roce 2006. 1. vyd. JE Dukovany : ČEZ , 2006. 60 s.

[26] XXXXXXX, Xxxx. Zpráva o radiační situace a úroveň radiační ochrany v roce 2007. 1. vyd. JE Dukovany : ČEZ , 2007. 60 s.

[27] Rozhodnutí SÚJB č.j 12135/2007 : Uvádění radionuklidů do životního prostředí ve formě výpustí do ovzduší. [s.l.] : [s.n.], 2007. 3 s.

[28] Rozhodnutí SÚJB č.j 12136/2007 : Uvádění radionuklidů do životního prostředí ve formě výpustí do vodotečí. [s.l.] : [s.n.], 2007. 3 s.

[29] Vyhláška SÚJB č. 106/1998 Sb. o zajištění jaderné bezpečnosti radiační ochrany jaderných zařízení při jejich uvádění do provozu a jejich provozu., SÚJB, 1998, 15 s.

[30] Vyhláška SÚJB č. 307/2002 Sb., o radiační ochraně ve znění vyhlášky č. 499/2005 Sb. 2002. vyd. [s.l.] : [s.n.], 2002. 179 s. Dostupný z WWW:

<http://www.xxxx://xxx.xxxx.xx/xxxx/x000_00.xxx>.

[31] Vyhláška Ministerstva průmyslu a obchodu č. 345/2002 Sb. , kterou se stanoví meřidla k povinnému ověřování a měřidla podlehající schálení typu. . [s.l.] : [s.n.], 2002. 7s.

[32] Wikipedia [online]. 2001 [cit. 2007-10-20]. Dostupný z WWW:

<xxxx://xx.xxxxxxxxx.xxx/xxxx/Xxxxxxx%X0%X0_xxxxx%X0%0Xxxxxx%X0%XX_xxx_xxx movou_energii>.

[33] Zákon 18/1997 Sb.: O mírovém využívání jaderné energie a ionizujícího záření (Atomový zákon) a o změně a doplnění některých zákonů. [s. l.] : [s. n.], 1997. Dostupný z WWW:

<xxxx://xxx.xxxx.xx/?x_xxx000>. 58 s.

[34] Zákon 505/1990 Sb. ze dne 16. listopadu 1990 o metrologii ve znění změn přijatých zákonem č. 119/2000 Sb. , zákonem č. 137/2002 Sb. a zákonem č. 226/2003 Sb.. [s. l.] : [s. n.], 1990. Dostupný z WWW: < xxxx://xxx.xxx.xx/xxxxx.xxx?xxxxx0&xxxx00>. 10 s.

[35] XXXXX, Xxxxxxx. Jaderná elektrárna Dukovany a okolí. Xxxxx Xxxxx. 1. vyd. Třebíč : Arca JiMfa s.r.o., 1994. 216 s. ISBN 80-85766-47-7.

Příloha A Přehled platných legislativních předpisů

ZÁKON	18/1997 Sb.	o mírovém využívání jaderné energie a IZ (atomový zákon) a o změně a doplnění některých zákonů
NAŘÍZENÍ VLÁDY	11/1999 Sb.	o zóně havarijního plánování
VYHLÁŠKA	106/1998 Sb.	o zajištění jaderné bezpečnosti a radiační ochrany jaderných zařízení při jejich uvádění do provozu a při jejich provozu
VYHLÁŠKA	144/1997 Sb.	o fyzické ochraně jaderných materiálů a jaderných zařízení a o jejich zařazování do jednotlivých kategorií
VYHLÁŠKA	179/2002 Sb.	seznam vybraných položek a položek dvojího použití v jaderné oblasti
VYHLÁŠKA	195/1999 Sb.	o požadavcích na jaderná zařízení k zajištění JB, radiační ochrany a havarijní připravenosti
VYHLÁŠKA	185/2003 Sb.	o vyřazování jaderného zařízení nebo pracoviště III. nebo IV. kategorie z provozu
VYHLÁŠKA	214/1997 Sb.	o zabezpečování jakosti při činnostech souvisejících s využíváním jaderné energie a činnostech vedoucích k ozáření a o stanovení kritérií pro zařazení a rozdělení vybraných zařízení do bezpečnostních tříd
VYHLÁŠKA	215/1997 Sb.	o kritériích na umísťování jaderných zařízení a velmi významných zdrojů ionizujícího záření
VYHLÁŠKA	307/2002 Sb.	o radiační ochraně
VYHLÁŠKA	315/2002 Sb.	kterou se stanoví činnosti, které mají bezprostřední vliv na jadernou bezpečnost, a činnosti zvláště důležité z hlediska radiační ochrany, požadavky na kvalifikaci a odbornou přípravu, způsob ověřování zvláštní odborné způsobilosti a udělování oprávnění vybraným pracovníkům a způsob provedení schvalované dokumentace pro povolení k přípravě vybraných pracovníků
VYHLÁŠKA	316/2002 Sb.	o evidenci a kontrole jaderných materiálů a o jejich bližším vymezení
VYHLÁŠKA	317/2002 Sb.	o typovém schvalování obalových souborů pro přepravu, skladování a ukládání jaderných materiálů a radioaktivních látek, o typovém schvalování zdrojů ionizujícího záření a o přepravě jaderných materiálů a určených radioaktivních látek (o typovém schvalování a přepravě)
VYHLÁŠKA	318/2002 Sb.	o podrobnostech k zajištění havarijní připravenosti jaderných zařízení a pracovišť se zdroji ionizujícího záření a o požadavcích na obsah vnitřního havarijního plánu a havarijního řádu
VYHLÁŠKA	324/1999 Sb.	limity koncentrace a množství jaderného materiálu, na který se nevztahují ustanovení o jaderných škodách
VYHLÁŠKA	419/2002 Sb.	o osobních radiačních průkazech
VYHLÁŠKA	416/2002 Sb.	kterou se stanoví výše odvodu a způsob jeho placení původci radioaktivních odpadů na jaderný účet a roční výše příspěvku obcím a pravidla jeho poskytování
VYHLÁŠKA	360/2002 Sb.	kterou se stanovuje způsob tvorby rezervy pro zajištěn vyřazování jaderného zařízení nebo pracoviště III. nebo IV. kategorie z provozu
VYHLÁŠKA	319/2002 Sb.	O funkci a organizaci celostátní monitorovací radiační sítě
ZÁKON	174/1968 Sb.	o státním odborném dozoru nad bezpečností práce

Příloha B Jednotná tabulková forma zápisu oblastí měření

Příloha C Typizované informace o radionuklidech vypouštěných z reaktoru

A. Reaktory jaderných elekráren

A.1 Odpady unikající do ovzduší

Kategorie a seznam radionuklidů	Klíčové nuklidy	Požadavky na detekční limit (v Bq/m3)
Vzácné plyny
Ar-41
Kr-85	Kr-85 (1)	1-4 (2)
Kr-85 m
Kr-87
Kr-88
Kr-89
Xe-131 m	Xe-133 (3)	1 + 4
Xe-135
Xe-135 m
Xe-137
Xe-138
Síra-35	S-35 (3)	1 + 1
Částice (mimo jódu)
Cr-51
Mn-54
Co-58
Fe-59
Co-60	Co-60	1 – 2
Zn-65
Sr-89
Sr-90	Sr-90	2 – 2
Zr-95

(1) Pro LWR.

(2) Obvykle se získá měřením beta po rozkladu krátkodobých izotopů. gamaspektrometrie

(3) Pro typ reaktorů, chlazených plynem

Nb-95 Ag-110m Sb-122 Sb-124 Sb-125 Cs-134 Cs-137 Ba-140 La-140 Ce-141 Ce-144 Pu-238
Cs-137
3- 2

Příloha D Sestavené tabulky pro nahlášení radionuklidů vypouštěných z reaktorů jaderných elektráren

Sestavené tabulky pro nahlášení odpadních látek z reaktorů jaderných elektráren, šířících se vzduchem
Stanoviště reaktoru (název/typ):		Období (rok vypouštění odpadů):
Celkový vypouštěný objem během daného období (m3):
Kategorie/Radionuklid	Skutečně zjištěný nejvyšší Vypouštění za rok objem klíčových nuklidů (Bq) (Bq/nc3)	Komentář (1)
Vzácné plyny Ar-41 Kr-85 Kr-85m Kr-87 Kr-88 Kr-89 Xe-131m Xe-133 Xe-133m Xe-135 Xe-135m Xe-137 Xe-138
Síra-35 (2)

Částice Cr-51 Mn-54 Co-58 Fe-59 Co-60 Zn-65 Sr-89 Sr-90 Zr-95 Nb-95 Ag-110m Sb-122 Sb-124 Sb-125 Cs-134 Cs-137 Ba-140 La-140 Ce-141 Ce-144 Pu-238 Pu-239+Pu-240 Am-241 Cm-242 Cm-243 Cm-244 Alfa celkem (3)
Xxxx X-131 I-132 I-133 I-135	-------
Tritium	-------
Uhlík-14

Příloha E Výpustě radioaktivnch látek z EDU do ovzduší (tabulky ke kapitole 8)

Aktivita výpustí RVP (Xe133+Xe135) [GBq]

Měsíce 2007	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	rok 2007
VK 1	17,25	21,03	20,66	27,20	20,03	17,64	29,85	22,48	20,13	12,25	19,33	35,58	263,4
VK 2	10,47	11,20	11,04	14,27	12,80	11,94	13,37	11,84	16,32	12,13	18,47	77,92	221,8
Celkem	27,7	32,2	31,7	41,5	32,8	29,6	43,2	34,3	36,5	24,4	37,8	113,5	485,2

Aktivita výpustí RVP (všech RN) [GBq]

Měsíce 2007	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	Rok 2007
VK 1	302,9	300,5	240,7	275,7	286,0	279,9	370,8	295,0	236,4	171,6	251,6	358,0	3369,1
VK 2	220,2	150,8	216,4	284,1	235,4	245,9	291,4	240,6	310,1	234,3	228,4	295,4	2952,9
Celkem	523,1	451,3	457,1	559,8	521,4	525,7	662,2	535,6	546,5	405,9	480,0	653,4	6322,0

Aktivita výpustí aerosolů [MBq]

Měsíce 2007	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	Rok 2007
VK 1	0,56	0,39	2,18	2,05	0,43	0,39	0,53	0,41	7,98	2,98	0,65	0,66	19,2
VK 2	2,06	5,54	0,64	0,60	0,65	0,60	0,62	0,46	0,49	0,40	0,42	11,68	24,2
Celkem	2,61	5,93	2,82	2,65	1,08	0,98	1,14	0,87	8,47	3,38	1,07	12,35	43,4

Aktivita výpustí jódu [MBq]

Měsíce 2007	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	Rok 2007
VK 1	0,41	0,41	0,41	0,51	0,41	0,41	0,51	0,41	0,61	0,41	0,41	0,51	5,42
VK 2	0,41	0,41	0,41	0,51	0,41	0,41	0,51	0,41	0,51	0,41	2,58	21,76	28,74
Celkem	0,82	0,82	0,82	1,02	0,82	0,82	1,02	0,82	1,12	0,82	2,99	22,27	34,15

Aktivita výpusti tritia (H-3) [GBq]

Měsíce 2007	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	Rok 2007
VK 1	7,9	7,8	12,5	15,1	15,7	12,3	13,4	9,5	17,3	9,1	6,4	13,7	140,7
VK 2	24,0	27,6	23,3	39,2	39,3	36,6	40,7	43,0	46,6	28,5	28,4	44,0	421,2
Celkem	31,9	35,4	35,9	54,3	55,0	48,9	54,1	52,5	63,9	37,6	34,8	57,7	561,9

Aktivita výpusti C-14 [GBq] za rok 2007

Měsíce 2007	1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	Rok 2007
VK 1	14,8	19,9	17,7	23,3	19,8	24,0	33,2	16,1	15,8	6,9	7,2	9,3	207,9
VK 2	28,4	24,9	13,9	41,1	32,1	35,4	40,5	22,6	41,2	36,5	35,0	22,0	373,5
Celkem	43,2	44,8	31,6	64,4	51,8	59,4	73,8	38,7	57,0	43,4	42,2	31,3	581,4

Aktivita výpustí RVP [GBq]

Rok	1998	1999	2000	2001	2002	2003	2004	2005	2006	2007
RVP(Xe133+Xe135)	1403,0	618,3	3853,0	336,0	296,7	431,3	554,5	480,4	395,0	485,2
RVP (všechny RN)1	740,4	713,9	985,9	366,7	360,8	355,1	666,2	668,0	713,2	632,2
% roč.limitu RVP	0,034	0,015	0,064#	0,016#	0,016#	0,017#	0,030#	0,0287#	0,0294#	0,0273#

Pozn.: # procento čerpání ročního limitu pro výpust všech RVP dle nové limitní podmínky od roku 2000

Aktivita aerosolů a radiojodu [MBq]

Rok	1998	1999	2000	2001	2002	2003	2004	2005	2006	2007
Aerosoly	79,2	83,8	63,8	74,0	55,0	224,1	48,1	48,4	32,8	43,4
Jód (I131)	108,1	11,4	154,7	16,0	10,6	10,8	15,6	10,6	10,8	34,2
% roč. limitu AE	0,04399	0,04655	0,0106*	0,013*	0,0093*	0,0336*	0,0082*	0,0089*	0,00538*	0,00648*
% roč.limitu jodu	0,025	0,003	0,0005*	0,00005*	0,000036*	0,000036*	0,000052*	0,000036*	0,000036*	0,0001141

* procento čerpání ročního limitu dané složky plynné výpusti dle nové limitní podmínky od roku 2000

Aktivita aerosolů a radiojódu [MBq]

Rok	1998	1999	2000	2001	2002	2003	2004	2005	2006	2007
Aerosoly	79,2	83,8	63,8	74,0	55,0	224,1	48,1	48,4	32,8	43,4
Jód (I131)	108,1	11,4	154,7	16,0	10,6	10,8	15,6	10,6	10,8	34,2
% roč. limitu AE	0,04399	0,04655	0,0106*	0,013*	0,0093*	0,0336*	0,0082*	0,0089*	0,00538*	0,00648*
% roč.limitu jodu	0,025	0,003	0,0005*	0,00005*	0,000036*	0,000036*	0,000052*	0,000036*	0,000036*	0,0001141*

* procento čerpání ročního limitu dané složky plynné výpusti dle nové limitní podmínky od roku 2000

Aktivita výpustí H3 [GBq]

Rok	1998	1999	2000	2001	2002	2003	2004	2005	2006	2007
Aktivita tritia (H3)	398,1	220,9	245,0	186,0	93,0	850,8	813,5	795,2	671,0	561,9
% z roč.limitu z H3 [%]			3,2-4	2,4-4	1,2-4	1,1-3	1,1-3	1,0-3	8,7-4	7,3-4

Pozn.: procento čerpání ročního limitu dané složky plynné výpusti je dle nové limitní podmínky platné od roku 2000

Aktivita výpustí C14 [GBq]

Rok	1998	1999	2000	2001	2002	2003	2004	2005	2006	2007
Aktivita C14	196,5	312,9	340,9	318,6	365,9	591,7	803,8	798,7	744,4	581,4
% z roč.limitu z C14 [%]			0,165	0,154	0,177	0,286	0,388	0,385	0,359	0,281

Pozn.: procento čerpání ročního limitu dané složky plynné výpusti je dle nové limitní podmínky platné od roku 2000

Xxxxxxx převzaty z [25], [26].

Příloha F Množství radionuklidů vypouštěných do ovzduší z VK1

Příloha G Týdenní přehled denních hodnot výpustí RVP