Дозовые нагрузки, получаемые персоналом РоАЭС

 

 

                                         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

1. 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.

 

2. 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.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Основное оборудование главного циркуляционного контура включает: реактор, ГЦН, ПГ, ГЦТ.

В качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов используется химически обессоленная вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации.

Энерговыделение в активной зоне ядерного реактора в процессе деления ядер U235 обусловлены передачей кинетической энергии осколков деления окружающим 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 отвод тепла из активной зоны реактора обеспечивается работой четырёх главных циркуляционных насосов ГЦН-195М. При этом система ГЦН несет дополнительную функцию, как система обеспечивающая циркуляцию теплоносителя на выбеге при различных авариях с обесточиванием, что позволяет осуществлять плавный выход ни режим естественной циркуляции.

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

Тип парогенератора - горизонтальный однокорпусной, с погруженной поверхностью теплообмена из горизонтально расположенных труб.

 

1.3 Медико-биологические последствия ионизирующего излучения

Ионизирующие излучения в отличие от ряда других опасных и вредных производственных факторов (электрический ток, шум, вибрация и др.), активно не воспринимаются органами чувств человека. Однако, длительное облучение организма в дозах, превышающих предельно-допустимые, а также разовые аварийные облучения большими дозами могут привести к нарушению жизнедеятельности отдельных органов и всего организма. Эта особенность ионизирующих излучений обусловливает необходимость строгого научно обоснованного контроля радиационной обстановки.

Первичный процесс воздействия излучений на живые клетки, приводящий к радиационному поражению, состоит в передаче энергии в результате процессов 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 полностью не объясняет повреждающего действия излучений.

Биологический эффект пропорционален поглощенной энергии излучений, которая затрачивается на разрыв химических связей с образованием свободных радикалов, высокоактивных в химическом отношении. Поскольку живая ткань состоит на 75%  из воды, решающее значение имеет косвенное воздействие ионизированных молекул воды и последующие реакции со свободными радикалами. Обладающие исключительной химической активностью, свободные радикалы ОН- и Н+, либо непосредственно, либо через цепь вторичных превращений НО-, Н+, О- и других активных окислителей взаимодействуют с молекулами органического вещества, в первую очередь белка и приводят к разрушению клеток и нарушению нормальных биохимических процессов живой ткани.

Под воздействием радиации происходит также поражение основных жизненных элементов клеток - клеточных ядер. Серьезные поражения клеточных структур приводят к нарушению деятельности организма в целом, его нервной системы (органов кроветворения), к нарушению регуляции деятельности тканей и органов. В результате этого могут нарушиться или прекратиться процессы физиологического функционирования организма.

Наиболее опасны для организма нарушения в системе кроветворных органов и прежде всего в костном мозге. При этом в крови резко уменьшается количество белых кровяных телец - лейкоцитов (в значительной степени уменьшаются защитные силы организма в борьбе с инфекцией), кровяных пластинок - тромбоцитов (ухудшается свертываемость крови), и, наконец, красных кровяных телец - эритроцитов (ухудшается снабжение организма кислородом). Кроме этого, повреждаются стенки сосудов, происходят кровоизлияния и нарушение деятельности ряда органов и систем.

В зависимости от величины поглощенной дозы и от индивидуальных особенностей организма все эти изменения могут быть обратимыми. При небольших дозах облучения в здоровом организме, пораженная ткань восстанавливает свою функциональную деятельность. Поражающее действие ионизирующих излучений возрастает при значительном превышении годовой предельно-допустимой дозы.

Потенциально-опасными дозами облучения являются разовые дозы свыше 0.20 Зв (20 бэр), а также разовые поступления радионуклидов внутрь организма сверх пятикратного годового предельно допустимого поступления (ПДП).

Радиационные поражения могут быть:

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

б) генетическими, если радиационный эффект облучения проявляется у его потомства.

Накопленный к настоящему времени большой фактический материал при проведении экспериментов на животных, а также путем обобщения данных о состоянии здоровья рентгенологов, радиологов и других лиц, которые подвергались воздействию радиации, показывает:

а) при однократном облучении всего тела дозой до  0.20 Зв (20 бэр) не обнаруживаются какие-либо изменения в состоянии здоровья человека и отсутствуют внешние признаки лучевого поражения. Однако могут наблюдаться, временные изменения в составе крови, которые быстро нормализуются;

б) облучение дозой 0.5-1.0 Зв. (50-100бэр) вызывает чувство усталости, без серьезной потери работоспособности, наблюдаются умеренные изменения в составе крови. Состояние нормализуется за короткое время;

в) в случае однократного облучения дозой более 1.0 Зв(100 бэр) возникают различные формы острой лучевой болезни:

1) так при облучении дозой 1.5-2.0 Зв(150-200 бэр) наблюдается кратковременная  легкая форма лучевой болезни, которая появляется в виде  выраженной, продолжающейся длительное  время лейкопении (снижения числа  лейкоцитов). В 30-50% случаев может  наблюдаться рвота в первые  сутки после облучения. Смертельные  исходы отсутствуют;

2) лучевая болезнь средней степени  тяжести возникает при облучении  дозой 2.5-4.0 Зв. (250- 400 бэр). У всех облученных  в первые сутки после облучения  наблюдается тошнота и рвота, резко снижается содержание лейкоцитов  и появляются подкожные кровоизлияния. В 20% случаев возможны смертельные  исходы. Смерть наступает через 2-6 недель после облучения;

3) при облучении дозой 4.0-7.0 Зв. (400-700 бэр) развивается тяжелая форма  лучевой болезни. В течение месяца  после облучения смертельный  исход возможен у 50%  облученных;

4) крайне тяжелая форма острой  лучевой болезни наблюдается  после лучевого воздействия дозой  свыше 7.0 Зв (700 бэр). Через 2-4 часа после  облучения появляется рвота. В  крови полностью исчезают лейкоциты. Появляются множественные подкожные  кровоизлияния. Смертность 100%. Причиной  смерти чаще всего являются  инфекционные заболевания и кровоизлияния.

В настоящее время медицина располагает целым рядом противолучевых препаратов и методов лечения, которые позволяют значительно ослабить воздействие излучения и вылечить пострадавшего. Успех лечения во многом зависит от своевременности оказания первой медицинской помощи. В нашей стране создана система норм и правил, которые регламентируют все виды работ с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2. ИССЛЕДОВАНИЕ ДИНАМИКИ ДОЗОВОЙ НАГРУЗКИ НА ПЕРСОНАЛ РоАЭС

 

    2.1 Организация безопасной  деятельности РоАЭС 

 

         Исходя из условий выполнения производственных функций на РоАЭС установлено следующее разделение персонала на группы:

- персонал группы А – лица, работающие с техногенными источниками излучения;

- персонал группы Б – лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия техногенных источников излучения на территории промышленной площадки АС и ее СЗЗ.

Основными источниками радиационной опасности на Ростовской АЭС являются:

- реактор;

- бассейны выдержки;

- отработавшее топливо;

- трубопроводы и оборудование КМПЦ (насосы ГЦН, барабан-сепараторы, задвижки и т.д.);

- аппараты системы спецводоочистки и ее оборудование;

- хранилище жидких и твердых отходов;

- воздуховоды и оборудование спецвентсистем;

- детали и механизмы СУЗ, датчики КИП и РК, связанные с измерением параметров воды КМПЦ;

- оборудование газового контура и УПАК.

Безопасность РоАЭС для персонала и, в том числе для населения, обеспечивается реализацией принципа глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении систем и барьеров на пути возможного выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности.

Первым барьером является топливная матрица, т.е. само топливо, находясь в твердом виде, имея определенную форму, препятствует распространению продуктов деления.

Вторым барьером является оболочка тепловыделяющих элементов - герметичные стенки трубок из циркониевого сплава, в которые заключены топливные таблетки.

Третьим барьером служат герметичные стенки оборудования и трубопроводов первого контура, в котором циркулирует теплоноситель.

При нарушении целостности первых трех барьеров безопасности продукты деления будут задержаны четвертым барьером - системой локализации аварии.

Система локализации аварии включает в себя герметичные ограждения - защитную оболочку (гермооболочку) и спринклерную систему. Защитная оболочка представляет собой строительную конструкцию с необходимым набором герметичного оборудования для транспортировки грузов при ремонте и прохода через оболочку трубопроводов, электрокабелей и людей (люки, шлюзы, герметичные проходки труб и кабелей и т.д.).

Все оборудование реакторной установки, содержащее радиоактивные элементы, размещено в герметичной защитной оболочке. Защитная оболочка предназначена для предотвращения выхода радиоактивных веществ в окружающую среду при различных сценариях как проектных, так и запроектных аварий.

Герметичная оболочка реакторного отделения выполнена из предварительно напряженного железобетона с внутренней облицовкой металлом, что позволяет выдерживать такие виды экстремальных внешних воздействий как максимальное расчетное землетрясение (МРЗ) интенсивностью 7 баллов, смерчи, ураганы, воздушные ударные волны.

Для повышения устойчивости в условиях сейсмического воздействия обстройка и гермооболочка опираются на сплошную фундаментную плиту.

Защитная оболочка выполнена из предварительно-напряженного железобетона с облицовкой изнутри листовой сталью и исключает утечку радиоактивных веществ наружу.

При работе реакторной установки защитная оболочка обеспечивает защиту оборудования, находящегося внутри оболочки, от внешних воздействий как природных факторов (ветер, снег, и т.д.), так и воздействий, связанных с деятельностью человека (воздушная ударная волна, и т.д.).

Массивные строительные конструкции обеспечивают надежную защиту персонала и населения от ионизирующего излучения.

Для проверки эксплуатационной надежности защитная оболочка подвергается до ввода энергоблока в эксплуатацию обязательному испытанию на прочность и плотность.

Для наблюдения за напряженно-деформационным состоянием защитной оболочки предусмотрена контрольно-измерительная аппаратура.

Внутри гермооболочки расположено все оборудование и трубопроводы первого контура, а также ряд вспомогательных систем первого контура, которые содержат в себе радиоактивный теплоноситель.

Защитная оболочка рассчитана на давление, которое может возникнуть внутри нее при разрыве трубопровода первого контура максимального диаметра.

В процессе эксплуатации ведется постоянный контроль параметров среды в гермооболочке (давления, температуры, активности).

Спринклерная система разбрызгивает холодную воду внутри гермооболочки, конденсирует образующийся при течах первого контура пар и тем самым снижает давление и температуру в оболочке.

Спринклерная система используется также для организации связывания йода, содержащегося в паре и воздухе герметичных помещений, для Чего на всос спринклерных насосов добавляется специальный раствор с метаборатом калия. Система состоит из 3-х независимых каналов подачи спринклерного раствора под оболочку, каждый из которых состоит из спринклерного насоса, водоструйного насоса, бака химреагентов, арматуры и трубопроводов.

Таким образом, система обеспечения радиационной безопасности персонала Ростовской АЭС и населения выполняет следующие принципы:

- облучение персонала и населения не превышает предела, установленного требованиями "Норм радиационной безопасности" (НРБ-96/99), "Основных санитарных правил" (ОСП-72/87), "Общих положений обеспечения безопасности атомных станций" (ОПБ-88/97), "Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности" (ПНАЭ Г-03-33-93), "Санитарных правил проектирования и эксплуатации атомных станций (СПАС-88/93).