СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ
1.РоАЭС КАК ИСТОЧНИК
РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ НА
ПЕРСОНАЛ
1.1Общая характеристика
РоАЭС
1.2Технологический процесс
производства электроэнергии
1.3 Медико-биологические последствия ионизирующего
излучения
2.ИССЛЕДОВАНИЕ ДИНАМИКИ ДОЗОВОЙ
НАГРУЗКИ НА ПЕРСОНАЛ РоАЭС
2.1 Организация безопасной
деятельности РоАЭС
2.2 Динамика дозовой нагрузки
на персонал РоАЭС
3.РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ПОВЫШЕНИЮ
БЕЗОПАСНОСТИ
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ
ВВЕДЕНИЕ
Россия обладает технологией
атомной энергетики полного цикла: от
добычи урановых руд до выработки электроэнергии;
обладает значительными разведанными
запасами руд, а также запасами в оружейном
виде. В настоящее время в России на 10 действующих
АЭС эксплуатируется 33 энергоблока общей
мощностью 23 643 МВт, из них 17 реакторов
с водой под давлением — 11 ВВЭР-1000, 6 ВВЭР-440;
15 канальных кипящих реакторов — 11 РБМК-1000
и 4 ЭГП-6; 1 реактор на быстрых нейтронах
— БН-600. которые вырабатывают около 16%
всего производимого электричества. При
этом в Европейской части России доля
атомной энергетики достигает 30%, а на
Северо-Западе — 37%. Организационно все
АЭС являются филиалами ОАО «Концерн «Росэнергоатом»
(входит в состав подконтрольного Госкорпорации
«Росатом» ОАО «Атомэнергопром»), который
является второй в Европе энергетической
компанией по объему атомной генерации,
уступая лишь французской EDF, и первой
по объему генерации внутри страны.
Атомная электростанция – это
электростанция, в которой атомная (ядерная)
энергия преобразуется в электрическую.
Генератором энергии на АЭС является атомный
реактор . Тепло, которое выделяется в
реакторе в результате цепной реакции
деления ядер некоторых тяжёлых элементов,
затем так же, как и на обычных тепловых
электростанциях (ТЭС), преобразуется
в электроэнергию, В отличие от ТЭС, работающих
на органическом топливе, АЭС работает
на ядерном горючем (в основе 233
U, 235 U, 239 Pu) При делении 1 г
изотопов урана или плутония высвобождается
22 500 квт • ч, что эквивалентно энергии,
содержащейся в 2800 кг условного топлива.
Установлено, что мировые энергетические
ресурсы ядерного горючего (уран, плутоний
и др.) существенно превышают энергоресурсы
природных запасов органического, топлива
(нефть, уголь, природный газ и др.). Это
открывает широкие перспективы для удовлетворения
быстро растущих потребностей в топливе.
Кроме того, необходимо учитывать всё
увеличивающийся объём потребления угля
и нефти для технологических целей мировой
химической промышленности, которая становится
серьёзным конкурентом тепловых электростанций.
Несмотря на открытие новых месторождений
органического топлива и совершенствование
способов его добычи, в мире наблюдается
тенденция к относительному, увеличению
его стоимости. Это создаёт наиболее тяжёлые
условия для стран, имеющих ограниченные
запасы топлива органического происхождения.
Очевидна необходимость быстрейшего развития
атомной энергетики, края уже занимает
заметное место в энергетическом балансе
ряда промышленных стран мира.
АЭС, являющиеся наиболее современным
видом электростанций имеют ряд существенных
преимуществ перед другими видами электростанций:
при нормальных условиях функционирования
они обсолютно не загрязняют окружающую
среду, не требуют привязки к источнику
сырья и соответственно могут быть размещены
практически везде, новые энергоблоки
имеют мощность практичеки равную мощности
средней ГЭС, однако коэффициэнт использования
установленной мощности на АЭС (80%) значительно
превышает этот показатель у ГЭС или ТЭС.
Об экономичности и эффективности атомных
электростанций может говорить тот факт,
что из 1 кг урана можно получить столько
же теплоты, сколько при сжигании примерно
3000 т каменного угля.
Необходимо отметить, что все увеличивающиеся
масштабы развития ядерной энергетики
в сочетании с необходимостью обеспечения
безусловной надежности и безопасности
АЭС определяют высокие требования к качеству
проектирования станций и их оборудования,
строительства АЭС, изготовление и монтажа
основного и вспомогательного оборудования,
а также к эксплуатации АЭС.
Для оценки достаточности обеспечения
безопасности следует исходить из того,
что ядерная технология имеет много общего
с другими промышленными технологиями,
содержащими в себе источники повышенной
потенциальной опасности для человека
и окружающей среды. Как показывает отечественный
и зарубежный опыт, реализация мер по повышению
безопасности и снижению риска вполне
реальна, хотя и потребует дополнительных
затрат.
Для эффективного обеспечения безопасной
работы РоАЭС и вообще её функционирования
необходим важный ресурс – человеческий
потенциал, а именно, здоровый персонал.
Этим и обусловлена актуальность темы
исследования в данной Курсовой работе.
Объектом исследования в данной работе
является Ростовская АЭС
Предмет исследования – дозовые нагрузки,
получаемые персоналом РоАЭС.
Цель работы – выявить динамику дозовой
нагрузки на персонал Ро АЭС.
Задачи, поставленные
в данной Курсовой работе: рассмотреть
общую характеристику Ростовской АЭС,
источники радиационного воздействия
на персонал РоАЭС, организацию безопасной
деятельности РоАЭС, исследовать динамику
дозовой нагрузки на персонал, дать рекомендации
по улучшению радиационной обстановки
на объекте и уменьшению дозовой нагрузки
на персонал.
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ
1К, 2К - первый комплект,
второй комплект оборудования
АБ
- аккумуляторная батарея
АБП
- агрегат бесперебойного питания
АВР - автоматический
ввод резерва
автом - автоматический
АЗ
- аварийная защита (обесточение приводов
ШЭМ)
АКНП - аппаратура
контроля нейтронного потока
АРМ - автоматический
регулятор мощности
БПЛ - блок
питания логических интегральных микросхем
БПОУ - блок питания
операционных усилителей
БЩУ - блочный
щит управления
ВАКС - выпрямительный
агрегат питания УНО
ВВЭР - водо-водянной энергетический
реактор
вкл
- включено
ДП
- датчик положения
ДПЛ - датчик
положения линейный
ЗПУ - зарядно-подзарядное
устройство
инд
- индивидуальное (управление)
испр. - исправность
(работоспособность панели),
конт. - контакт
н/з
- нормально замкнутый контакт
н/р
- нормально разомкнутый контакт
ОР
- органы регулирования РУ
откл. -
отключено
отм.
- отметка
П3
- предупредительная защита
ПАК
- панель аварийных команд
ПГУ
- панель группового управления приводом
ШЭМ
ПИВ
- панель индивидуального управления приводом
ШЭМ
ПКН
- панель контроля неисправности оборудования
СУЗ
ПКУ
- панель контроля и управления приводом
ШЭМ
ПП
- панель питания
ППР
- планово-предупредительный ремонт
ПСУ
- панель силового управления приводом
ШЭМ
ПФС
- панель формирования сигналов АЗ
РО
- реакторное отделение
РОМ
- устройство разгрузки и ограничения
мощности РУ
РТЗО - шкаф распределительный
закрытый с односторонним обслуживанием
РУ
- реакторная установка
РЩУ
- резервный щит управления
с/д
- светодиод
СГИУ - система группового
и индивидуального управления приводом
ШЭМ
сиг
- сигнал
сис.
- система
СКП
- система контроля перегрузки (загрузки)
топлива
СУЗ
- система управления и защиты РУ
Т/О
- техническое обслуживание оборудования
ТКЕП - Тиристорное
коммутационное устройство переключающее
УКП
- указатель конечных положений
УКТС - унифицированный
комплекс технических средств
УКЦ
- устройство коммутации цепей
УНО
- устройство накопления и обработки информации
УПЗ
- ускоренная предупредительная защита
упр.
- управление
ЦТАИ - цех
тепловой автоматики и измерений
ШЭМ
- шаговый электромагнитный привод
щпт - щит
постоянного тока
1.РоАЭС КАК ИСТОЧНИК
РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ПЕРСОНАЛ
- Общая характеристика
РоАЭС
Площадка Ростовской АЭС находится
в Дубовском районе Ростовской области,
на южном берегу Цимлянского водохранилища.
Площадка непосредственно примыкает
к водоему-охладителю АЭС созданному для
целей технического водоснабжения, при
этом плотиной отсекается часть Цимлянского
водохранилища.
Город Волгодонск располагается
западнее площадки, на расстоянии 13,5 км
(от перспективной границы города до площадки),
его связывает с АЭС автодорога с твердым
покрытием.
Вокруг площадки АС предусмотрены
санитарно-защитная зона и зона наблюдения
В санитарно-защитной зоне АЭС
населенные пункты отсутствуют.
В связи с отсутствием крупных
промышленных и других предприятий в радиусе
5 км АЭС, а также по условиям метеорологических,
гидрологических, геологических и сейсмологических
параметров района размещения Ростовской
АЭС, ее безопасность обеспечивалась при
всех вариантах размещения площадки, соответствующих
требованиям по условиям фундирования
основных сооружений.
Размещение зданий и сооружений
АЭС отвечает требованиям обеспечения
технологической последовательности
производственного процесса и безопасности.
Все здания и сооружения АЭС
разделяются на здания и сооружения основного
производственного назначения и вспомогательные.
К зданиям и сооружениям основного
производственного назначения I и II категорий
ответственности за обеспечение радиационной
и ядерной безопасности по ПиН АЭ-5.6 относятся:
- главный корпус (реакторное
отделение);
- РДЭС;
- машзал, деаэраторное отделение
и этажерка электротехнических
устройств;
- спецкорпус, блок СВО
и блоком мастерских;
- вентиляционная труба;
- хранилище твердых радиоактивных
отходов;
- технологическая эстакада
от реакторного отделения до
спецкорпуса;
- открытая установка трансформаторов;
- ОРУ 220 кВ и ОРУ 500 кВ.
- Технологический
процесс производства электроэнергии
Энергоблок включает в себя реакторную
установку ВВЭР-1000 и турбоустановку. Тепловая,
схема энергоблоков двухконтурная. Первый,
контур (радиоактивный) состоит из реактора,
главных циркуляционных насосов, парогенераторов
и компенсатора давления. Второй, нерадиоактивный,
контур состоит из турбоустановки, водопитательной
установки, паровой части парогенераторов
и связывающих это оборудование трубопроводов.
На энергоблоке с реактором
ВВЭР-1000 регулирование производится кластерными
пучками, то есть стержни с поглотителем
в количестве 12 штук вводятся непосредственно
в тепловыделяющие сборки. Контроль параметров
первого и второго контуров реакторных
установок осуществляется с блочных щитов
управления. Контроль и управление энергоблоком
осуществляются с помощью вычислительной
системы "Комплекс-Уран В" и автоматизированной
системы АСУТ-500.
Энергия деления ядерного топлива
в активной зоне реактора отводится теплоносителем,
прокачиваемым через нее главными циркуляционными
насосами. Из реактора "горячий" теплоноситель
по главным циркуляционным трубопроводам
поступает в парогенераторы, где отдает
тепло котловой воде второго контура и
затем главными циркуляционными насосами
возвращается в реактор.
Вырабатываемый во втором контуре
парогенераторов сухой
насыщенный пар поступает на турбины турбогенератора.