
- •1.7.2 Опис технологічної схеми………………………………………..……….28
- •2.1 Модернізована схема водоживлення і продування пгв-1000……………33
- •2.2 Реконструкція пг………………………………………………….....…..…34
- •4.2.1 Метеорологічні умови …………………………………….………………66
- •4.2.4 Шум і вібрація……………………………………………..……………….70
- •4.5 Індивідуальне завдання………………………………………….…………..74
- •1 Опис реакторної устанвки та її компонентів
- •1.1 Система компенсації тиску
- •1.2 Система управління і контролю
- •1.3 Система аварійного охолоджування активної зони
- •1.4 Внутрішня шахта реактора ввер-1000
- •1.5 Корпус реактора ввер-1000
- •1.6 Активна зона реактора
- •1.7 Опис конструкції пг
- •1.7.1 Призначення, характеристика і короткий опис устаткування
- •1.7.3 Взаємодія з іншими системами
- •2 Експериментальна частина
- •Горячее днище (торец) Холодное днище (торец)
- •3 Розрахунок теплової схеми парогенератора для реактора ввер-440
- •4 Охорона праці і навколишнього середовища
- •4.1 Загальні питання охорони праці
- •4.1.1 Поняття про безпеку атомних станцій
- •4.1.2 Перелік небезпечних і шкідливих факторів, що виникають при експлуатації аес
- •4.2 Промислова санітарія
- •4.2.1 Метеорологічні умови
- •4.2.2 Вентиляція й опалення
- •4.2.3 Виробниче освітлення
- •4.2.4 Шум і вібрація
- •4.3 Пожежна безпека аес
- •4.4 Дія аес на навколишнє середовище
- •4.5 Індивідуальне завдання
- •4.5.1 Норми радіаційної безпеки
- •4.5.2 Правила експлуатації аес
- •5 Цивільний захист
- •6 Економічна оцінка та обгрунтування
- •6.1 Загальна характеристика роботи
- •6.2 Визначення трудомісткості ндр
- •6.3 Побудова лінійного графіка виконання робіт
- •6.4 Розрахунок планової собівартості виконуваної роботи
- •6.5 Визначення прибутку та договірної ціни ндр
- •6.6 Оцінка наукової та науково-технічної результативності ндр
- •6.7 Висновки по економічному обґрунтуванню роботи
4.4 Дія аес на навколишнє середовище
Дія АЕС на навколишнє середовище згідно з [14] зображена на рис. 4.5:
Рисунок 4.- 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.
4.5 Індивідуальне завдання
4.5.1 Норми радіаційної безпеки
Згідно Закону України «Про захист людини від впливу іонізуючого випромінювання [8] встановлені основні дози опромінення населення та обслуговуючого персоналу».
Основна дозова межа індивідуального опромінення населення не повинна перевищувати 1 мілізіверта ефективної дози опромінення за рік, при цьому середньорічні ефективні дози опромінення людини, віднесеної до критичної групи, не повинні перевищувати основних дозових меж опромінення незалежно від умов та шляхів формування цих доз.
Дозові межі індивідуального опромінення населення та критерії щільності забруднення грунтів на території, що зазнала радіоактивного забруднення внаслідок Чорнобильської катастрофи, визначаються законами України та іншими нормативно-правовими актами.
Основна дозова межа індивідуального опромінення персоналу об'єктів, на яких здійснюється практична діяльність, введених в експлуатацію після набрання чинності [8], не повинна перевищувати 20 мілізівертів ефективної дози опромінення на рік, при цьому допускається її збільшення до 50 мілізівертів за умови, що середньорічна доза опромінення протягом п'яти років підряд не перевищує 20 мілізівертів.
Основна дозова межа індивідуального опромінення персоналу об'єктів, на яких здійснюється практична діяльність, введених в експлуатацію до набрання чинності [8], не повинна перевищувати 50 мілізівертів ефективної дози опромінення за будь-які 12 місяців роботи підряд, з поступовим зменшенням дозової межі опромінення до 20 мілізівертів за рік протягом перехідного періоду.
Тривалість перехідного періоду визначається органом державного регулювання ядерної та радіаційної безпеки для конкретних умов практичної діяльності.