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.