Розрахунок гдв шкідливих речовин в атмосферне повітря

ГДВ – гранично допустимі викиди шкідливих речовин. Цей норматив був введений у 1977 році. У цьому ж році була розроблена методика визначення ГДВ за ГОСТ 17.2.1.04-77. ГДВ – це науково обґрунтований норматив, установлюваний для кожного забруднювача і джерела викиду, виконання якого забезпечує дотримання ГДК у се-литебної зоні (зоні проживання людей). ГДВ установлюється з урахуванням викидів сусідніх джерел, тобто з урахуванням фонових концентрацій. ГДВ є функцією від ГДК

ГДВ шкідливих речовин в атмосферне повітря
	W0 - середня швидкість виходу газоповітряної суміші з отвору джерела викиду, м/с; D - діаметр отвору джерела викиду, м; H - висота джерела викиду над рівнем землі, м; ∆Т - різниця між температурою газоповітряної суміші Tг, що вики­дається, та температурою навколишнього повітря Tп, C Викиди для яких f>=100 належать до холодних, при f<100 викиди відносять до нагрітих
Значення максимальної приземної концентрації шкідливих речовин від поодинокого джерела з круглим отвором на відстані Xm від джерела викиду

Принцип alara

У світовій практиці протирадіаційного захисту персоналу для зниження індивідуальних доз опромінення використовується принцип "оптимізації", так звана концепція "ALARA" (скорочення від англійського вислову: As Low As Reasonably Achievable - "низько настільки, наскільки реально досягти").

Впровадження методології ALARA є одним з важливих елементів культури безпеки на Рівненскій атомній електростанції. Для координації робіт з оптимізації доз опромінення в 2002 р. на РАЭС під головуванням головного інженера станції був створений Комітет ALARA. Цех радіаційної безпеки (ЦРБ) є підрозділом, який організовує роботу по реалізації Програми Комітету. Питання реалізації заходів Програми ALARA розглядаються на засіданнях комітету ALARA, а з 2007 року щоквартально ці ж питання і поточний стан робіт розглядається у рамках проведення Днів безпеки на РАЕС.

Кінцевою метою програми оптимізації є зниження показників опромінення персоналу до рівня хорошої світової практики, в тому числі показників WANO,  і досягнення такого рівня культури виробництва, при якому високі показники ефективності виробництва досягалися б при мінімально можливих дозових витратах.

Реалізація довготривалих програм і заходів щодо підвищення рівня радіаційної безпеки і зниження опромінення персоналу передбачає широкий спектр організаційних і технічних заходів, спрямованих на удосконалення взаємодії і підвищення рівня технічного забезпечення виконання дозоємних робіт.

Найбільш значущі технічні заходи, виконані останнім часом дозволили понизити дозові навантаження :

• впровадження у складі нової АКНП (система автоматичного контролю нейтронного потоку) внутрішньореакторної стаціонарної системи контролю перевантаження ядерного палива (СКП) що виключило необхідність виконання радіаційно-небезпечних робіт на головному роз'ємі реактора з установки внутрішньореакторної СКП;

• впровадження на енергоблоках АЕС "sipping"-методу КГО Твелів, що дозволило значно скоротити час роботи персоналу по проведенню КГО (контроль герметичності оболонок Твелів) і відповідно зменшити дозові навантаження;

• впровадження теплоізоляції багаторазового використання, яка швидко знімається,  на ГЦК  енергоблока № 4, що дозволило скоротити час на ці радіаційно-небезпечні роботи;

• застосування спеціально обладнаних електрокарів для перевезення високоактивних РАВ;

Контроль за зовнішнім середовищем навколо АЕС здійснюється комплексом АСКРО (автоматизованою системою контролю радіаційної обстановки на АЕС і прилеглій до АЕС території).