6.4.3 Відповідальність та функції експлуатуючої організації щодо забезпечення безпеки ас

Відповідальність експлуатуючої організації (ЕО) визначається законодавством України. ЕО (ліцензіат) несе всю повноту відповідальності за радіаційний захист та безпеку ЯУ незалежно від діяльності та відповідальності постачальників і органів державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки відповідно до статті 32 Закону України "Про використання ядерної енергії та радіаційну безпеку".

ЕО відповідає за накопичення та узагальнення досвіду експлуатації, розробку та реалізацію єдиної технічної політики на АС.

ЕО повинна проводити моніторинг і здійснювати постійний аналіз безпеки діючих енергоблоків. У разі потреби ЕО розробляє та реалізовує проекти їх модернізації з метою підвищення безпеки.

ЕО повинна мати достатні фінансові і матеріальні ресурси для виконання покладених на неї функцій.

ЕО повинна забезпечити набір і підготовку достатньої і необхідної кількості керівників і фахівців, кваліфікація яких забезпечує виконання функцій, покладених на ЕО.

ЕО призначає адміністрацію АС, призначає в установленому порядку її керівників, визначає їх кваліфікацію, повноваження та обов'язки.

6.5 Пожежна безпека

Відповідно до ГОСТ 12.1.004-91. ССБТ [10] передбачено три системи: система запобігання пожежі, система пожежного захисту, система технічно-організаційних заходів.

Причиною пожеж і вибухів є несправність електроустаткування, самозаймання горючих речовин, іскри при електро- і газозварювальних роботах, порушення технологічного режиму.

Категорія проектованого об'єкта по вибухо-пожежонебезпечності прийнята згідно НАПБ Б. 07.005-86 [11].

Категорії приміщень по вибуховій, вибухопожежній та пожежній небезпеці наведені в таблиці 6.5.

Тип вогнестійкості будинку визначений згідно ДБН В.1.1-7-02 [12].

Таблиця 6.5 - Перелік протипожежних заходів

Приміщення

Категорія приміщення по вибухопоже-жонебезпечності

Вогнестійкість споруди

Найменування, тип

продовження таблиці 6.5

Реакторна установка	А	II	Автоматизована система пожежогасіння
Машинне відділення	Г	II	Пожежний щит, вогнегасники
Щит керування	В	II	Вогнегасник ВВК-25

Будівля станції захищена від ударів блискавки блискавковідводом, що складається з опори труби, блискавкоприймача, струмопровода й заземлення. Тип зони захисту А, категорія I згідно ДСТУ Б В.25-38: 2008 [13].

6.6 Дія аес на навколишнє середовище

Дія АЕС на навколишнє середовище згідно з [14] зображена на рис. 6.1:

Рисунок 6.1- Загальна схема дії АЕС на навколишнє середовище

Виділення енергії в процесі регульованої ланцюгової реакції ділення атомів урану, торія і плутонію відбувається в ядерному реакторі (Р) в його активній зоні. Майже вся енергія ядерної реакції передається теплоносію.

Прямому виходу радіоактивних відходів в оточуючу середовище запобігає багатоступінчатою системою радіаційного захисту, діючого як в умовах нормальної експлуатації, так і при аварійних ситуаціях. При нормальній експлуатації АЕС радіоактивність контуру ядерного реактора обумовлена активізацією продуктів ділення та проникненням їх в теплоносій.

Систематичний нагляд за дією АЕС на водне середовище при нормальній експлуатації не виявив істотних змін природного радіоактивного фону. Згідно з Правилами ядерної безпеки АЕС МАГАТЕ проекти всіх систем з урахуванням поширення викидів при аваріях на АЕС встановлюються санітарно-захисні зони.

Основне тепловиділення АЕС в оточуюче середовище, як і на ТЕС, відбувається в конденсаторах паротурбінних установок.

Майже на усіх нових АЕС передбачені градирні, в яких тепло відводиться безпосередньо в атмосферу. Після градирні охолоджуюча вода потрапляє в ставок-охолоджувач – це водоймище відособленого водокористування, призначене для забезпечення замкнутої системи водопостачання АЕС.

Найскладнішою екологічною проблемою при експлуатації АЕС є поховання великотоннажних радіоактивних відходів. Передбачається декілька варіантів поховання устаткування: приміщення всіх забруднених радіоактивних елементів в шахтні вироблення поховання лише найбільш забруднених наведеною радіоактивністю елементів з повторним використовуванням решти корисних ізотопів відпрацьованого ядерного палива.

ВИСНОВКИ

У Варіанті "прямої заміни" у водо-водяних реакторах палива з UО2 на паливо на основі силіциду урану я розробив конструкцію і технологію виготовлення твела, виконав його теплофізичний розрахунок і визначив одержуваний ефект при прямій заміні таблеткового палива з двоокису урану на паливо підвищеної щільності на основі силіциду урану (Si3U).

У результаті заміни палива - діоксид урану на уран легований, виходить економічний ефект у виробництві ТВЗ рівний 25123,16 $. Враховуючи те, що в реакторі 163 ТВЗ, загальний ефект зменшення витрат по виробництву палива дорівнює 4095075,08 $. Зменшення витрат на виробництво палива приводить до зменшення вартості електроенергії.

У результаті проведених розрахунків температури по перетину твела на початок і на кінець кампанії було визначено, що максимальна температура палива не перевищує гранично допустиму: tтmax = 575°С <800°С (на початок кампанії), tтmax =648°С <800°С (на кінець кампанії). Коефіцієнт запасу за даним критерієм також задовольняє встановленим параметрам: на початок кампанії: К = 1,39 ≥ 1,1 і на кінець кампанії: К = 1,23 ≥ 1,1. Також було розраховано, що в робочих умовах тиск суміші газів під оболонкою твела не перевищує зовнішнього тиску теплоносія: Р_г = 8,04 МПа <16 МПа. Коефіцієнт запасу за даним критерієм: К = 1,99 ≥ 1,1.

При “прямій” заміні базової конструкції твела на проектовану конструкцію, величина додатково завантаженого палива склала 420,32 грам. У зв'язку з цим можливе зниження збагачення палива склало 29.9%, що дозволить використовувати уран , процентний зміст якого по ²³⁵U буде рівний 2,1%.

СПИСОК ДЖЕРЕЛ ІНФОРМАЦІЇ

Перелік джерел на які є посилання у тексті:

1. Закон України «Про охорону праці» зі змінами та доповненнями, 2002.

2. Загальні положення безпеки атомних станцій. НП 306.2.141-2008. – К.: Державний комітет ядерного регулювання України, 2008.

3. ГОСТ 12.0.003-74*.ССБТ. Опасные и вредные производственные факторы. Классификация. – Введ. 01.01.76.

4. ГОСT 12.1.005-88 ССБТ. Общие санитарно-гигиенические требования к воздуху рабочей зоны. – Введен 01.01.89.

5. СНиП 2.04.05-92. Нормы проектирования. Отопление, вентиляция и кондиционирование воздуха. – М.: Стройиздат, 1992.

6. ДБН В. 2.5-28-2006 Природне і штучне освітлення – К.: Мінбуд України, 2006.

7. ГОСТ 12.1.003-83. ССБТ. Шум. Общие требования безопасности. – Введен 01.07.89.

8. Закон України «Про захист людини від впливу іонізуючого випромінювання» зі змінами та доповненнями, 1998.

9. ПБЕЕС Правила безпечної експлуатації електроустановок споживачів. Київ. 1997 г.

10. ГОСТ 12.1.004-91.ССБТ. Пожарная безопасность. Общие требования. - Введен 01.07.91.

11. НАПБ Б. 07.005-86. Визначення категорії будівель і споруд по вибухопожежній і пожежній безпеці. - К. Будіздат, 1987.

12. ДБН В 1.1-7-02. – «Захист від пожежі. Пожежна безпека об'єктів будівництва». К.: 2003. – 41с.

13. ДСТУ Б В.25-38: 2008 Інженерне обладнання будинків і споруд. Улаштування блискавкозаходів і споруд.

14. Ф.В.Стольберг. Экология города: Учебник. – Либра, 2000, с.552

15. Методичне керівництво по розробці тепловиділяючого елемента для реакторів РВМК та ВВЕР.

16. Методика розрахунку тепловиділяючої збірки.

Перелік джерел на які немає посилань у тексті:

17. Емел’янов І.Я., Міхан В.І., Соломін В.Н. Конструювання ядерних реакторів. М.: Енерговидат, 1982.

18. Демент’єв Б.А. Ядерні енергетичні реактори. М.: Енергоатомвидат, 1984.

19. Крамеров А.Я., Тевельов Я.В. Інженерні розрахунки ядерних реакторів. М.: Енергоатомвидат, 1964.

20. Бартоломей Г.Г., Бать Г.А., Байков В.Д. Основи теорії та методи розрахунка ядерних енергетичних реакторів. М.: Енергія, 1982.

21. Широков С.В. Ядерні енергетичні реактори. Київ.:НТУ «КПІ», 1997.с.280.

22. Нигматулін І.Н.,Нигматулін Б.І. Ядерні енергетичні установки. 1986.

23. Кеслєр Г. Ядерна енергетика. М.: Енергоатомвидат. 1986.

24. Амінов, Хрустальов, Духовенський. АЕС з ВВЕР: режими, характеристики, ефективність. 1990.

25. Денисов, Драгунов. Реакторні установки з ВВЕР для атомних електростанцій. 2002.

26. Шмельов В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П., Васильченко І.Н. Активні зони ВВЕР для атомних електростанцій. 2004.

27. СТВУЗ-ХПІ-3.01.-2006. ССОУП Текстові документи у сфері навчального процесу. Загальні вимоги до виконання.

28. СТВУЗ-ХПІ-3.03.-2006. ССОУП Конструкторські документи у сфері навчального процесу. Загальні вимоги.

29. СТВУЗ-ХПІ-3.04.-2006.ССОУП Формати. Основні підписи. Вимоги до виконання.

30. СТВУЗ-ХПІ-3.05.-2002. ССОУП Конструкторські документи. Креслення. Вимоги до виконання.

31. СТВУЗ-ХПІ-3.06.-2002. ССОУП Конструкторські документи. Специфікації. Вимоги до виконання.