Анализ дозовой нагрузки на персонал РоАЭС

 

 

Содержание

 

ВВЕДЕНИЕ

1.РоАЭС как источник радиационного воздействия на персонал

1.1Общая характеристика  РоАЭС……………………………………………4-6

1.2Технологический процесс  производства электроэнергии…………….....

1.3 Медико-биологические последствия ионизирующего излучения…........................................................................................................

2.Исследование динамики дозовой нагрузки на персонал Ростовской АЭС……………………………………………………………………………

3.Рекомендации по повышению безопасности…………………………….ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ…………………………………………………..

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ………………………….

Антиплагиат…………………………………………………………………….

 

 

 

 

 

 

 

ВВЕДЕНИЕ

Атомная электростанция – это  электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую.

Для эффективного обеспечения безопасной работы РоАЭС и её функционирования необходим важный ресурс – человеческий потенциал, а именно, здоровый персонал. Этим и обусловлена актуальность темы исследования в данной курсовой работе.

В данной работе рассматривается динамика дозовой нагрузки на персонал РоАЭС. Объектом исследования является Ростовская АЭС. Предмет исследования – дозовые нагрузки, получаемые персоналом РоАЭС. Выявление динамики дозовой нагрузки на персонал РоАЭС - является главной целью в данной работе.

 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.

Нагрузка на персонал является одной из важных самых призами задач, которые позволяют решать глобальные проблемы в области техносферной безопасности

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1.РОСТОВСКАЯ АТОМНАЯ  ЭЛЕКТРИЧЕСКАЯ СТАНЦИЯ КАК ИСТОЧНИК  РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ НА  ПЕРСОНАЛ

 

1. Общая характеристика РоАЭС

Ростовская АЭС — филиал электроэнергетического дивизиона госкорпорации «Росатом» — концерна «Росэнергоатом». 

Ростовская АЭС является первой АЭС, пуск которой осуществлен в России после Чернобыльской трагедии и связанным с ней кризисом в атомной промышленности. Расположена Ростовская АЭС на территории РФ в г. Волгодонске Ростовской области на берегу Цимлянского водохранилища. Её производственные  и вспомогательные площадки находятся в 13,5 км восточнее г. Волгодонска, в 8 км от станицы Жуковская, в 4,8 км от хутора Харсеева и в 4 км от хутора Подгоренского.

 Строительство  Ростовской АЭС  начато в октябре 1979 года.

29 августа 1990 года строительство было остановлено и  

распоряжением Правительства РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ с 28.12.1992 № 1026 Ростовская Атомная Электростанция была переведена в режим консервации, вследствие чего, было принято решение Правительства РФ достроить АЭС.  21 января 2001 года в 12 час. 48 мин. в реактор первого энергоблока была загружена первая из 163 кассет с ядерным топливом. 30 марта 2001 года в 08 часов 47 минут энергоблок № 1 включен в сеть.

19 декабря 2009 года в 14 часов 51 минуту в реактор энергоблока  № 2 была загружена первая из 163 кассет с ядерным топливом. 4 марта 2010 года в 14 часов 40 минут энергоблок  № 2 включен в сеть.

3-ий энергоблок  Ростовской Атомной  Электростанции был пущен в ноябре 2014 года, подключен к энергосистеме РФ,  реактор блока работает на 30 процентов от своей номинальной тепловой мощности. Этого уровня достаточно для выработки пара, подаваемого на турбину энергоблока.

Площадка конкретно примыкает к водоему-охладителю АЭС, сделанному для целей технического водоснабжения, при этом дамбой отсекается часть Цимлянского водохранилища. В окружности площадки АС предусмотрена санитарно-защитная зона и зона надзора.

Все строения и сооружения АЭС делятся на строения и сооружения главного производственного назначения и вспомогательные.

К зданиям и сооружениям основного производственного назначения I и II категорийответственности за обеспечение радиационной и ядерной сохранности по ПиН АЭ-5.6 относятся:

- главный корпус (реакторное  отделение);

- 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

 

2. Технологический процесс производства электроэнергии

 

Энергоблок содержит в себе реакторную установку ВВЭР-1000 и турбоустановку. Тепловая, схема энергоблоков двухконтурная. 1-ый, контур (радиоактивный) в него входит: реактор, основной циркуляционный насос, парогенератор и компенсатор давления. Второй, нерадиоактивный - состоит из турбоустановки, водопитательной установки, паровой части парогенераторов и связывающих это оборудование трубопроводов.

На энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 регулирование проходит кластерными пучками, т.е. стержни с поглотителем (12 шт.) вводятся конкретно в тепловыделяющие сборки.

Контроль характеристик 1-ого и 2-ого контуров реакторных установок проистекает с блочных щитов управления.

Энергия разделения ядерного горючего в активной зоне реактора отводится теплоносителем, который прокачивает через нее ключевыми циркуляционными насосами. Из реактора "горячий" теплоноситель по основным циркуляционным трубопроводам угождает в парогенераторы, где отдает тепло котловой воде второго контура и потом ключевыми циркуляционными насосами восстанавливается в реактор.

Вырабатываемый во втором контуре парогенераторов засушливый насыщенный пар поступает на турбины турбогенератора.

Основное оснащение главного циркуляционного контура содержит в себе: реактор, ГЦН, ПГ, ГЦТ.

В качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов употребляется химически обессоленная вода с борной кислотой, сосредоточение которой меняется в процессе эксплуатации.

Энерговыделение в функциональной зоне ядерного реактора в процессе разделения ядер U235 обусловлены передачей кинетической энергии осколков разделения находящимся вокруг атомам и молекулам среды, радиационным захватом нейтронов, поглощением гамма-квантов и бетта-частиц, испускаемых при делении ядер U235 и осколками деления.

Принудительная циркуляция теплоносителя и вывод тепла из функциональной зоны реактора гарантируется работой четырёх основных циркуляционных насосов ГЦН-195М.

Отвода тепла от теплоносителя главного контура и генерации сухого насыщенного пара исполняется в парогенераторах ПГВ-1000М.

Тип парогенератора - горизонтальный однокорпусной, с погруженной

поверхностью термобмена из горизонтально расположенных труб.

Технологическая схема представлена на рисунке 1.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3. Медико-биологические последствия ионизирующего излучения

 

Ионизирующие излучения в различности от ряда остальных вредных и опасных производственных причин (гальванический ток, грохот, вибрация и др.), динамично не воспринимаются органами чувств человека. Впрочем, длительное облучение организма в порциях, превышающих предельно-допустимые, а еще разовые аварийные облучения крупными порциями могут привести к нарушению жизнедеятельности отдельных органов и всего организма. Данная особенность ионизирующих излучений обуславливает надобность серьезного научно обоснованного контроля радиационной обстановки.

Основной процесс действия излучений на живые клеточки, приводящий к радиационномупоражению, состоит в передаче энергии в итоге действий ионизации, возбуждения атомов ткани и упругих соударений. Ионизация происходит либо непосредственно при воздействии ионизирующих частиц (альфа-, бета-), либо в результате вторичных процессов при воздействии фотонов и нейтронов на ядра атомов вещества биологической ткани. Однако прямая ионизация в полной мере не разъясняет повреждающего действия излучений. Биохимический результат пропорционален поглощенной энергии излучений, которая затрачивается на разрыв химических связей с образованием вольных радикалов, высокоактивных в химическом отношении. Так как живая ткань состоит на 75%  из воды, решающее значение владеет косвенным воздействием ионизированных молекул воды и следующие реакции с вольными радикалами. Владеющие необыкновенной химической энергичностью, свободные радикалы ОН- и Н+, или конкретно, или чрез цепь вторичных перевоплощений НО-, Н+, О- и остальных функциональных окислителей взаимодействуют с молекулами органического вещества, в первую очередность белка и приводят к разрушению клеток и нарушению обычных биохимических действий активной ткани.

Под действием радиации проистекает еще поражение главных жизненных частей клеток - клеточных ядер. Глубокие поражения клеточных структур приводят к нарушению функциональной работы организма в целом, его нервной системы, к нарушению регуляции воздействия тканей и органов. В итоге возможно нарушение  или прекращение процессов физиологического функционирования организма. Более опасные для организма нарушения в системе кроветворных органов и до этого только в костном мозге. При этом в крови внезапно сокращается численность белых кровяных телец - лейкоцитов, кровяных пластинок - тромбоцитов, и, в конце концов, красных кровяных телец - эритроцитов. Не считая этого, повреждаются стеночки сосудов, проистекают кровоизлияния и повреждение функциональной работы ряда органов и систем. В зависимости от величины поглощенной дозы и от отдельных функций организма все эти конфигурации имеют все шансы на обратимость. При незначительных дозах облучения в здоровом теле, зараженная ткань восстанавливает свою функциональную деятельность. Поражающее действие ионизирующих излучений возрастает при значительном превышении годовой предельно-допустимой дозы. Потенциально-вредные дозы облучения – разовые, свыше 0.20 Зв., и разовые поступления радионуклидов внутрь организма сверх пятикратного годового максимально возможного поступления.

Радиационные поражения бывают:

а) соматическими, если радиационный результат облучения проявляется у облученного лица;

б) генетическими, если радиационный результат облучения проявляется у его будущих поколений.

В настоящее время медицина располагает целым рядом противолучевых препаратов и способов исцеления, позволяющие существенно обессилить действие излучения и излечить  пострадавшее лицо.

Успех исцеления во многом зависит от своевременности оказания первой медпомощи.

2. ИССЛЕДОВАНИЕ ДИНАМИКИ ДОЗОВОЙ НАГРУЗКИ НА ПЕРСОНАЛ РоАЭС

 

Основными источниками радиационной безопасности на АЭС, являются:

• реактор;
• бассейн выдержки и перегрузки;
• отработавшее ядерное топливо;
• трубопроводы и оборудование I контура (циркуляционные насосы, парогенераторы, компенсаторы объёма, задвижки и т. д.);
• аппараты системы спецводоочистки и её оборудование;
• хранилища радиоактивных отходов;
• трубопроводы и оборудование вентиляционных систем и спецгазоочистки;
• детали и механизмы СУЗ, датчики КИП и РК, связанные с измерениями параметров I контура;
• радиоактивные источники, поставляемые для технических нужд.

 

 

1 – корпус реактора; 2 – тепловыделяющие  элементы (ТВЭЛ); 3 – парогенератор (ПГ);

4 – циркуляционный насос (ГЦН); 5 – турбина; 6 – конденсатор; 7 –  генератор.

Возможные виды радиационного воздействия на персонал:

• внешнее облучение от оборудования, содержащего радиоактивные вещества;
• внутреннее облучение за счёт вдыхания радиоактивных веществ в виде аэрозолей;
• контактное облучение за счёт радиоактивного загрязнения кожных покровов и спецодежды;
• внешнее облучение, обусловленное радиоактивным загрязнением поверхностей оборудования и помещений, а также наличием в воздухе радиоактивных газов.

Основные факторы радиационного воздействия на персонал:

• потоки внешнего ионизирующего излучения (в основном гамма-излучение
• загрязненность воздуха рабочих помещений радиоактивными газами и аэрозолями,
• загрязненность рабочих поверхностей, кожных покровов и спецодежды радиоактивными веществами.

В соответствии с НРБ-99/2009 к персоналу категории А  относятся лица, работающие с источниками ионизирующих излучений. К категории Б относится персонал, непосредственно работающий с источниками излучения и подвержен их воздействию.

Персонал возрастом до 18 лет не допускается к работе с источниками ионизирующего излучения.

Загрязнение радиоактивное кожи, спецодежды и рабочих поверхностей не должно превышать допустимое радиационное загрязнение.

Контроль за облучением персонала регламентируется соответствующим разделом Основных санитарных правил (ОСП).

Исходя из принципов обеспечения радиационной безопасности, принятых мировым сообществом, одной из основных задач РоАЭС в  конце  2014 года было дальнейшее уменьшение степени воздействия ионизирующего излучения на персонал посредством создания условий для поддержания на возможно низком и достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц.

Так, на РоАЭС соблюдаются основные дозовые пределы облучений персонала. Кроме того, уже в течение многих лет продолжается процесс снижения облучаемости персонала.

В результате выполненных в 2014 году организационных и технических мероприятий, коллективные дозы облучения персонала и командированных на РоАЭС лиц снизились по сравнению с 2013 годом примерно на 20 %.

На РоАЭС, к  концу прошлого года, был достигнут предельно низкий уровень доз облучения. Для сравнения в таблице 1 представлены средние годовые индивидуальные дозы облучения персонала и командированных лиц на АЭС России, мЗв

Табл. 1 - Средние годовые индивидуальные дозы облучения персонала и командированных лиц на АЭС России, мЗв

 

 

 

 

 

 

 

 

Средние годовые индивидуальные дозы облучения персонала и командированных лиц на АЭС России, мЗв
АЭС	2007	2008	2009	2010	2011	2012	2013	2014
Балаковская	1,0	1.0	1.2	1,0	0.8	0.7	0,7	0.7
Белоярская	1.8	1.3	2.2	1.4	1.8	1.7	1.6	1.0
Билибинская	11.5	6.0	6.9	5.8	4.9	5.3	5.2	4.4
Ростовская	2,1	2,3	0,06	0,04	0,01	0.02	0.07	0.10
Калининская	1.5	1.4	1.2	1.2	1.2	1.0	0.7	0.6
Кольская	3.2	1.8	2.0	3.2	2.0	2.1	1.8	1.9
Курская	9.8	7.9	6.2	16.9	5.9	4.3	4.4	3.6
Ленинградская	6.6	5.8	4.9	3.5	3.9	4.0	3.5	3.5
Нововоронежская	2.9	2.8	2.3	3.5	2.3	3.1	2.7	2.6
Смоленская	3.8	4.6	5.4	5.2	4.8	4.6	4.6	2.3
Средневзвешенное значение	4.4	4.2	3.7	3.8	3.4	2.9	2.8	2.2

 

В качестве примера, на график 1. - Средние годовые индивидуальные дозы облучения персонала и командированных лиц на АЭС России вынесены Атомные Электростанции с разными типами реакторов.Белоярская АЭС (Расположение: близ г. Заречный Свердловская обл. Типы реакторов: АМБ-100/200, БН-600); Кольская АЭС (Расположение: г. Полярные Зори Мурманская обл. Тип реактора: ВВЭР-440); Ростовская АЭС (Расположение: г. Волгодонск Ростовская обл. Тип реактора: ВВЭР-1000); Смоленская АЭС (Расположение: г. Десногорска Смоленская обл. Тип реактора: РБМК-1000) (РБМК-1000 канальный реактор,графито-водный,кипящего типа,на тепловых нейтронах)

 

График 1. - Средние годовые индивидуальные дозы облучения

 

 

Таким образом, результатом реализации принятой концерном Программы работ по снижению дозозатрат персонала на РоАЭС в соответствии с требованиями НРБ-99 стало уменьшение в 2011 году коллективной дозы облучения персонала АС, примерно на 24 % (в 1,3 раза) по сравнению с предыдущими годами. Однако задача по снижению облучаемости персонала на Ростовской АЭС будет продолжена и в будущем.

При облучении кожи индивидуальный дозиметрический контроль в конкретных случаях является обязательным для тех людей , у которых годовая эффективная доза излучения превышает 10 мЗв-год -1.

Когда проводится индивидуальный дозиметрический контроль, учитываются индивидуальные условия облучения работника.

Персонал, привлекаемый к проведению аварийных и спасательных работ, приравниваются в этот период к персоналу категории А.

Требования к организации и проведению радиационного контроля для лиц категории Б основываются на условии - не превысить лимита годовой эффективной дозы.

Устанавливается следующий перечень ДР, которые относятся к радиационно-гигиеническим регламентам.

Для категории А:

• допустимое поступление радионуклида через органы дыхания;
• допустимая концентрация радионуклида в воздухе рабочей зоны;
• допустимая плотность потока частиц;
• допустимая мощность дозы внешнего облучения;

Для категории Б:

• допустимое поступление радионуклида через органы дыхания;
• допустимая концентрация радионуклида в воздухе рабочей зоны

Основные пределы доз, представлены в таблице 2.

   Таблица 2.- Основные пределы доз

Нормируемые величины*	Пределы доз
	персонал(группа А)**	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в:  хрусталике глаза*** коже**** кистях и стопах	150 мЗв 500 мЗв 500 мЗв	15 мЗв 50 мЗв 50 мЗв

Примечания:

* - Допускается одновременное облучение  до указанных пределов по всем  нормируемым величинам.

** - Основные пределы доз, как и  все остальные допустимые уровни  воздействия персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А.  Далее все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

*** - Относится к дозе на глубине 300 мг/см2

**** - Относится к среднему по площади  в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2.

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Благодаря высокотехнологичной организации деятельности РоАЭС, персонал АС и население прилегающих территорий получают ежегодную дозовую нагрузку, не превышающую допустимую норму.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70лет) - 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 года.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения:

• эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление 11 радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала.
• на период беременности и грудного вскармливания ребенка женщины должны переводиться на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

  Планируемое повышенное облучение персонала группы А при предотвращении развития аварии или ликвидации ее последствий может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения.

Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин, как правило, старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, допускается организациями (структурными подразделениями) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор на уровне субъекта Российской Федерации, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз - допускается только федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

Повышенное облучение не допускается:

• для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв.
• для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно

рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.

Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях. Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м3/ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:

- мощность эффективной дозы гамма-излучения  на рабочем месте -2,5 мкЗв/ч;

- ЭРОАRn в воздухе зоны дыхания - 310 Бк/м3;

- ЭРОАTn в воздухе зоны дыхания - 68 Бк/м3;

- удельная активность в производственной  пыли урана-238, находящегося в  радиоактивном равновесии с членами  своего ряда - 40/f кБк/кг, где f -среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м3;

- удельная активность в производственной  пыли тория-232, находящегося в  радиоактивном равновесии с членами  своего ряда, - 27/f, кБк/кг.

По данным за 2011 год анализ доз облучения персонала – лиц, работающих с техногенными источниками (далее по тексту – группа А) и лиц, находящихся по условиям работы в сфере воздействия техногенных источников (далее по тексту – группа Б). Годовые дозы облучения представлены в таблице 3.

Группа Персонала	Числен- ность Чел.	Численность персонала (чел.), имеющего индивидуальную дозу в диапазоне, мЗв / год:							Сред. индивид. доза, мЗв / год	Коллект. доза  чел. Зв/год
		0 – 1	1 - 2	2 - 5	5 - 12,5	12,5-20	20-50	>50
Группа А	4113	1881	1442	761	29				1.14	4.7012
Группа Б	1180	1149	31						0.07	0.0767
ВСЕГО:	5293								0.90	4.7779

 

Основным критерием, определяющим радиационную защиту персонала АЭС, является уровень облучаемости персонала и прикомандированных лиц. Распределение индивидуальных доз по диапазонам представлены в таблице 5.

 

 

 

 

Таблица 5- Индивидуальные эффективные дозы облучения персонала группы А РоАЭС за 2007 год.