Для підвищення експлутаційної надійності ПГ доцільно вчасно проводити контроль герметичності теплообмінних трубок й оцінку рівня їхнього ушкодження.

 

 

3 РОЗРАХУНОК ТЕПЛОВОЇ СХЕМИ ПАРОГЕНЕРАТОРА ДЛЯ РЕАКТОРА ВВЕР-440

 

3.1 Вихідні дані

Парогенератори АЕС з реакторами, які охолоджуються водою, виробляють насичену пару. Поверхня теплообміну парогенераторів виконується з аустенітної нержавіючої сталі. Труби з такої сталі промисловість випускає довжиною до 14 метрів. Використання для поверхні теплообміну труб з нержавіючої сталі сумісно тільки при мінімально допустимій товщині стінки δ _ст згідно з умовами міцності. Для високого тиску теплоносія δ _ст≤1,5 мм, а для середнього δ ≤1,2 мм. За умовами технології виготовлення труби з нержавіючої сталі випускаються з найменшою товщиною 1,4 мм. Використання труб з товщиною стінки, яка є оптимальною за умовами зварювання(δ _ст~2,5 мм), приведе до більшої металоємкості, що недопустимо.

Парогенератор для реактора ВВЕР-440 є однокорпусним з підтопленою поверхнею теплообміну.

Питома вода, яка входить в парогенератор, змішується з водою, яка знаходиться в корпусі, нагрівається до температури насичення за рахунок конденсації часткової кількості пари. Тому можна вважати, що температура робочого тіла в парогенераторі постійна і дорівнює температурі насичення. Якщо початкова температура теплоносія визначається умовами роботи реактора, то кінцева температура теплоносія повинна визначатись техніко-економічним розрахунком, також як і вибір Δt_мін.

Поверхня теплообміну парогенераторів АЕС з ВВЕР проектується із запасом 20-25 % при наявності відкладення та зменшення коефіцієнта теплопередачі. Парогенератор для реактора ВВЕР-440 має горизонтальну конструкцію.

На підставі методичного керівництва та наведеної інформації прийняли вихідні дані, наведені в таблиці 3.1

Таблиця 3.1 – Вихідні дані

 

Найменування	Значення
Витрата води першого контура через ПГ, т/год∙10^3	5,6
Температура води першого контура на вході в ПГ, ^оС
Температура води першого контура на виході з ПГ, ^оС
Тиск води першого контура, МПа	12,26
Тиск води другого контура, МПа	4,61
Температура живильної води, ^оС
Величина продувки, %	1,0
Розмір труб поверхні теплообміну, мм	16×1,4
Матеріал труб поверхні теплообміну	Сталь 08Х18Н10Т

 

Визначаємо теплову потужність ПГ, КДж/с:

 

Q_ПГ=G₁∙(i₁′-i₂″)∙η,

де і ₁′, i ₁″ - ентальпія теплоносія у вхідному та вихідному патрубках КДж/кг.

Значення і ₁′ та і ₁″ визначаємо по таблиці «Термодинамічні та теплофізичні властивості води і водяної пари» при t ₁′=297 ^оC та t ₁″=267 ^оC відповідно при Р =12,26 МПа:

 

і₁′=1323,32 КДж/кг;

і₁″=1168,79 КДж/кг.

де η - ККД парогенератора, приймаємо η =0,99.

 

Q_ПГ=5,6∙(10⁶/3600)∙(1323,32-1168,79)∙0,99=2,379∙10⁵.

Визначаємо паровиробництво парогенератора (2-ий контур), кг/с:

 

Q _ПГ= Д ∙[(i ₂′- i _ПВ)+ r ]+ Д _ПР∙(і ₂′- i _ПВ),

 

де Д -паровиробництво парогенератора;

r -теплота пароутворення;

Д _ПР-кількість продувочної води.

По тиску 2-го контура (Р=4,61МПа) за таблицею «Термодинамічні властивості води та водяної пари у стані насиченості» визначаємо:

 

t_S=257,69 ^оC;

i₂′=1123КДж/кг=1,123∙10⁶ Дж/кг;

r=1672 КДж/кг=1,672 Дж/кг.

За таблицею визначаємо ентальпію живильної води при Р=4,61 МПа та t_ПВ=226 ^оС:

 

i_ПВ=694 КДж/кг=0,694∙10⁶ Дж/кг.

 

Приймаємо величину продувки ПГ: Д_ПР=0,01Д, кг/с:

 

Д=Q_ПГ/[(i₂′-i_ПВ)∙1,02+r],

Д=2,379∙10⁵/(1,123-0,694)∙10³+1,676∙10³=113.

Визначимо менший та більший температурний напір, ^оС:

Δt_Б=t₁′-t_S,

∆t_Б=297-258=39

Δt_М=t₁″-t_S,

∆t_М=267-258=9

 

Характерні зміни температури пара на поверхні теплообміну представлені на t - Q діаграмі (рис. 3.1):

 

 

Рисунок 3.1 -

 

Визначимо внутрішній діаметр труби, мм:

 

d_В=d_Н-2δ,

d_В=16-2∙1,4=13,2

 

Визначимо площу перерізу труби, м²:

 

F_ТР=π∙d_В²/4,

F_ТР= 3,14∙13,2²/4=1,36∙10^-4.

 

Задамося швидкістю теплоносія на вході в трубчатку, м/с:

 

W_1ВХ=5.

 

Визначимо розрахункову кількість труб поверхні теплообміну, шт:

 

G_ВН=f_ВН∙W_1ВХ/ν₁′,

де f_ВН=f_ТР∙n,

ν₁′=1,376∙10^-3 м³/кг, тоді

n=(G∙ν₁′)/(F_ТР∙W_1ВХ),

n=(1550∙1,376∙10^-3)/(1,36∙10^-4∙5)=3136.

Визначимо середній температурний напір поверхні теплообміну, ^оС:

 

Δt_Б=39 ^оС,

Δt_М=9 ^оС,

Δt_СР=(Δt_Б-Δt_М)/2,3lg(Δt_Б/Δt_М),

∆t_СР=(39-9)/2,3lg(39/9)=20,5.

 

Визначимо коефіцієнт тепловіддачі від теплоносія до стінки труби.

Середня температура теплоносія на ділянці, ^оС:

 

t_1СР=(t₁′+t₁″)/2,

t_1СР= (297+267)/2=282.

Фізичні параметри води при t_1СР =282 ^оС і при Р =12,26 МПа:

- густина ρ ₁=756 кг/м³;

- коефіцієнт теплопровідності λ ₁=0,570 Вт/(м∙К);

- в’язкість μ ₁=95,5∙10^-6 Па∙с;

- число Прандтля Рr =0,89;

- питомий об’єм υ ₁=1,322∙10^-3 м³/кг;

- швидкість теплоносія, м/с.

 

W₁=(G_М∙υ₁)/(F_ТР∙n),

W₁= (1550∙1,322∙10^-3)/(1,36∙10^-4∙3136)=4,81.

Число Рейнольдса:

 

Re=(W₁∙d_ВН)/(υ₁∙μ₁),

Re=(4,81∙0,0132)/(1,322∙10^-3∙95,5∙10^-3)=5,02∙10⁵.

 

Визначаємо середній для ділянки коефіцієнт тепловіддачі від теплоносія до труби, Вт/(м²∙К):

 

α₁=0,021∙(λ₁/d)∙Re ^0,8∙Pr ^0,43,

α₁=0,021∙(0,570/0,0132)∙(5,02∙10⁵)^0,8∙0,89^0,43=3,14∙10⁴.

 

Термічний опір, (м²∙К)/Вт:

 

R ₁=1/ α ₁=1/3,14∙10⁴=3,18∙10^-5.

 

Температура стінки, ^оС:

 

t_СТ=t_1CP-1/3∙(t_1CP-t_S),

t_СТ= 282-1/3∙(282-258)=274.

Теплопровідність сталі 12Х18Н10Т при t _CT=274 ^оС, Вт/(м∙К):

λ_CT=18,46.

 

Термічний опір стінки, м²∙К:

 

R_CT=δ_CT/λ_CT,

R_СТ=1,4∙10^-3/18,46=7,58∙10^-5.

 

Термічний опір окисних плівок, (м²∙К)/Вт:

 

2R_OK=1,5∙10^-5.

 

Сума термічних опорів, (м²∙К)/Вт:

 

R=R₁+R_CT+2R_OK,

R=3,18∙10^-5+7,58∙10^-5+1,5∙10^-5=12,26∙10^-5.

Визначимо коефіцієнт тепловіддачі від стінки труби до киплячої води у вхідному патрубку. Проведемо розрахунок методом послідовних наближень. Перше значення теплового потоку q для розрахунку беремо з діапазону:

 

q=(0,8÷0,9)∙Δt_Б/R,

q=(0,8÷0,9)∙39/(12,26∙10^-5)=(2,5÷2,8)∙10⁵(Вт/м²).

 

Приймаємо: q₁′=2,6∙10 ⁵(Вт/м²).

Визначимо коефіцієнт тепловіддачі від стінки труби до киплячої води, Вт/м²∙К:

 

α₂′=(10,45/(3,3-0,0113∙(T_S-373)))∙(q₁′)^0,7,

α₂′= {10,45/[3,3-0,0113∙(531-373)]}∙(2,6∙10⁵)^0,7=42437, Вт/м²∙К=0,42∙10⁵.

 

Термічний опір, м²∙К/Вт:

 

R ₂′=1/ α ₂′,

R ₂′=1/42437=2,38∙10^-5.

 

Визначаємо коефіцієнт теплопередачі у вхідному патрубку.

Повний термічний опір у вхідному патрубку, м²∙К/Вт:

 

R_ПОВН″=R₁′+R₂′,

R_ПОВН=(12,26+2,38)∙10⁵=14,64∙10^-5.

Коефіцієнт теплопередачі у вхідному патрубку, Вт/м²∙К:

 

k₁′=1/R_ПОВН′,

k₁′=1/(14,64∙10^-5)=6830.

Питомий тепловий потік, Вт/м²:

 

q_N′=k₁′∙Δt_Б,

q_N′= 6830∙39=266370.

Визначаємо відношення:

q_N′/q₁′=1,02<1,05.

 

Так як похибка розрахунку не перевищує 5%, тому приймаємо остаточно:

α₂′=42437(Вт/м²∙К);

k₁′=6830(Вт/м²∙К).

 

Визначаємо коефіцієнт тепловіддачі та теплопередачі у вихідному патрубку. Визначаємо коефіцієнт тепловіддачі у вихідному патрубку. Перше значення теплового потоку для розрахунку приймаємо методом послідовних наближень:

 

q₂′=0,6∙10⁵(Вт/м²).

 

Визначимо коефіцієнт тепловіддачі від стінки труби до киплячої води, Вт/м²∙К:

 

α₂″={10,45/[3,3-0,0113∙(T_S-373)]}∙(q₂’)^0,7,

α₂″={10,45/[3,3-0,0113(531-373)]}∙(0,6∙10⁵)^0,7=37837.

 

Термічний опір, м²∙К/Вт:

 

R₂″=1/α₂″,

R₂″=1/37837=2,6∙10^-5.

 

Визначимо коефіцієнт теплопередачі та повний термічний опір у вихідному патрубку, м²∙К/Вт:

 

R_ПОВН″=R+R₂″,

R_ПОВН″= (12,26+2,6)∙10^-5=14,86∙10^-5.

 

Коефіцієнт теплопередачі у вихідному патрубку, Вт/м²∙К:

 

k₂″=1/(14,86∙10^-5)=6729.

Питомий тепловий потік у вихідному патрубку, Вт/м²:

q_N″=k₂″∙Δt_М,

q_N″= 6729∙9=60561.

 

Визначаємо відношення:

 

q_N″/q₂′=1,01<1,05.

 

Так як похибка розрахунку не перевищує 5 %, то приймаємо:

 

α ₂″=37837(Вт/м²∙К);

k ₂″=6729(Вт/м²∙К).

 

Відношення коефіцієнтів теплопередачі на вході та на виході:

k_ВХ/k_ВИХ=k₁′/k₂″=6830/6729=1,01<1,25,

 

тому коефіцієнт теплопередачі для всієї ділянки розраховуємо як середньоарифметичне двох значень k:

 

k=1/2∙(k_ВХ+k_ВИХ),

k=1/2∙(6830+6729)=6780(Вт/м²∙К)=6,780(КВт/м²∙К).

 

Визначаємо площу поверхні теплообміну, розрахункову довжину труб, розрахункову довжину середнього змійовика. Визначаємо розрахункову площу поверхні теплообміну, м²:

 

Н^Р=Q_ПГ/(k∙Δt_СР),

H^P= 2,379∙10⁵/(6,780∙20,5)=1,71∙10³.

Визначаємо середню розрахункову довжину труб, м:

L_P=H^P/(π∙d_H),

L_P=1,79·10³/(3,14·0,016)=34∙10³.

 

Визначаємо розрахункову довжину одної труби середнього змійовика, м:

 

l_p=L_P/n,

l_p= 34·10³/3136=10,84.

 

Перерахуємо характеристики поверхні теплообміну з урахуванням коефіцієнту запасу:

 

К_З=1,125.

 

Маса 1м труби 16·1,4 ml =0,6 кг/м. Площа поверхні теплообміну ПГ, м²:

 

Н=Н^Р∙К_З,

H=1,71·10³·1,125=1,92·10³.

 

Довжина труб ПГ, м:

 

L_P=L_P·K_З,

L_P=34·10³·1,125=38,25·10³.

 

Середня довжина одного змійовика, м:

 

l=l_p·K_З,

l=10,84·1,125=12,2.

Маса трубчатки, т:

 

l_P=L·ml·10^-3,

l_P= 34·0,6=21,4.

 

Таким чином, розрахунок парогенератора для реактора ВВЕР-440 показав, що паровиробництво агрегата дорівнює: Д =113 кг/с або 407 т/ч. Парогенератор має горизонтальну компоновку. На один реактор в реакторному залі розміщують 6 парогенераторів, з яких насичена пара надходить на 2 турбіни К-220-44/3600.

 

 

4 ОХОРОНА ПРАЦІ І НАВКОЛИШНЬОГО СЕРЕДОВИЩА

 

4.1 Загальні питання охорони праці

Охорона праці – це система правових, соціально-економічних, організаційно-технічних, санітарно-гігієнічних і лікувально-профілактичних заходів та засобів, спрямованих на збереження життя, здоров'я і працездатності людини у процесі трудової діяльності [1].

Повністю безпечних і нешкідливих виробництв не існує. Базовою метою безпеки атомних станцій є захист персоналу, населення і навколишнього природного середовища від неприпустимого радіаційного впливу при введені в експлуатацію, експлуатації і знятті з експлуатації атомних станцій [2].

 

4.1.1 Поняття про безпеку атомних станцій

Базова мета безпеки АС досягається шляхом реалізації радіологічної і технічної мети безпеки.

Радіологічна мета – це неперевищення встановлених санітарними нормами меж радіаційного впливу на персонал, населення і навколишнє природне середовище при нормальній експлуатації, порушеннях нормальної експлуатації і проектних аваріях. При цьому забезпечуються умови, щоб указаний радіаційний вплив перебував на мінімально можливому рівні з урахуванням економічних і соціальних факторів.

Технічна мета - це реалізація технічних і організаційних заходів, спрямованих на запобігання аваріям на АС і обмеження їх наслідків, а радіаційні наслідки аварії, що враховуються в проекті, не повинні перевищувати встановлених нормативними документами меж.

 

4.1.2 Перелік небезпечних і шкідливих факторів, що виникають при експлуатації АЕС

Перелік небезпечних і шкідливих факторів які виникають при експлуатації АЕС наведені у таблиці 4.1 згідно з [3].

 

Таблиця 4.1 - Перелік шкідливих і небезпечних виробничих факторів

 

Шкідливі й небезпечні виробничі фактори	Джерела виникнення	Заходи щодо зниження рівня їхнього впливу
Проникаюча радіація	Реактор	Біологічний захист, захисний ковпак, бетонна шахта, оболонка захисна (зовнішня та внутрішня), трубопроводи першого контуру, автоматизація процесів.
Теплове випромінювання	Реактор, паро-генератор	Шахта з тепловим екраном реактора, установка кондиціонерів у приміщенні
Високий тиск пари	Реактор, паро-генератор, трубопроводи	Проведення гідравлічних випробувань, автоматична система регулювання, запобіжні клапани
Вібрація	Дутьєві венти-лятори, насоси, димососи	Використання засобів дистанційного керування, ЗІЗ, віброізоляція, віброгасіння

Продовження таблиці 4.1

 

Шум	Дутьєві венти-лятори, насоси, димососи	Використання кожухів, огороджень, об'ємних поглиначів, ЗІЗ
Електричний струм	Електро-проводка	Ізоляція

4.2 Промислова санітарія

Основною загрозою для обслуговуючого персоналу АЕС є проникаюча радіація. Проникаюча радіація представляє собою – заряджені частки, які проникають у тканині організму та викликають хімічну модифікацію важливих у біологічному відношенні молекул, необхідних для нормального функціонування клітки людини. Ці зміни можуть з'явитися причиною негайної загибелі кліток, або такі зміни в них можуть призвести до раку.

Експлуатаційний персонал (обхідники) виконують фізичну роботу з енерговитратами організму 200-250 ккал/г, що згідно [4], ставиться до середньої важкості робіт – категорія II-а. Ця робота пов'язана з ходьбою та переносом невеликих (до 10 кг) тягарів.

Оператори щита керування виконують роботу з енерговитратами організму 100 - 150 ккал/г, що згідно [4] ставиться до I-б категорії. Це сидяча або пов'язана з ходьбою робота, що не вимагає систематичної фізичної напруги або підняття і переносу тягарів.

Метеорологічні умови

Метеорологічні умови (температура повітря, вологість і швидкість руху повітря), що відповідають [4] з урахуванням категорії важкості робіт наведені в таблиці 4.2.

 

Таблиця 4.2 – Оптимальні значення параметрів метеорологічних умов

 

Приміщення	Категорія ваги роботи	Відносна вологість повітря, %	Температура повітря, ˚С	Швидкість руху повітря, м/с
Холодний період	Теплий період	Холодний період	Теплий період
Реакторна установка, машинне відділення	Середньої важкості II-a	40-60	18-20	21-23	0,2	0,3
Щит керування	Легка I-б	40-60	21-23	22-24	0,1	0,2

 

4.2.2 Вентиляція й опалення

Для забезпечення нормованих параметрів мікроклімату, згідно СНіП 2.04.05-92 [5], передбачена система вентиляції та опалення.

Система опалення для щита керування – водяне опалення з ребристими трубами, радіаторами, конвекторами. Для реакторного відділення опалення не передбачається, тому що підтримка необхідних температур повітря відбувається за рахунок наявних надлишків теплоти при роботі реактора.

У реакторному та машинному відділенні застосовується механічна припливно-витяжна вентиляція з витяжкою повітря з верхньої зони за рахунок підсмоктувань повітря у вентиляційну шахту з наступним очищенням його в спеціальних фільтрах, тільки після цього воно направляється у вентиляційну трубу.

У приміщенні щитів керування передбачена штучна припливно-витяжна вентиляція з подачею та очищенням повітря.

Виробниче освітлення

При освітленні виробничих приміщень використовується природне освітлення, штучне та сполучене, при якому природне освітлення доповнюється штучним. У виробничих приміщеннях природне освітлення бічне, одностороннє. Штучне здійснюється газорозрядними лампами й лампами накалювання. Також передбачене аварійне і евакуаційне освітлення.

Величиною для розрахунку природного освітлення є коефіцієнт природного освітлення (КПО).

Згідно ДБН В 2.5-28-2006 [6] КПО нормується залежно від характеристики зорової роботи.

Розряд зорової роботи для операторів щита керування – IV, прийнятий залежно від величини мінімального об'єкта розрізнення (0,5-1мм).

Розряд зорової роботи для обхідників – VI, прийнятий залежно від величини мінімального об'єкта розрізнення (від 1-5 мм).

Для III світлового пояса згідно[6]:

- е_н^ІІІ = 1,5 – для щита керування;

- е_н^ІІІ = 0,7 – для реакторного й машинного відділення.

Оскільки щит керування встановлений в IV світловому поясі, то КПО:

 

е_н^ІV = е_н^ІІІ · m · c = 1,5 · 0,9 ·1 = 1,35 (4.1)

 

Оскільки машинне відділення встановлено в IV світловому поясі, то КПО:

 

е_н^ІV = е_н^ІІІ · m · c = 0,7 · 0,9 ·1 = 0,63 (4.2)

 

де m = 0,9 – коефіцієнт світлового клімату;

с = 1 – коефіцієнт сонячного клімату.

 

 

Таблиця 4.3 – Характеристика виробничого освітлення

 

Приміщення	Характе- ристика зорової роботи	Розряд зорової роботи	КПО, %	Штучне висвітлення
Систе-ма освітле-ння	Тип лам-пи	Нор-мова-не освіт-лення, лк	Тип світи-льни-ків
Реакторна установка, машинне відділення	Груба, мала точність	VI	0,63	Комбі-нована	Лам-пи ЛБ–40		ПВЛ1- 2 40
Щит управління	Середня точність	IV	1,35	Місцева	Лампи ЛБ-40		ПВЛ1- 2 40

 

Аварійне освітлення влаштовують для продовження роботи в тих випадках, коли раптове відключення робочого освітлення не дозволяє нормально обслуговувати обладнання. Найменша освітленість робочих поверхонь, що вимагають обслуговування при аварійному режимі, повинна становити 5 % від загальної освітленості, але не менш 2 лк усередині приміщення та не менш 1 лк на території.

Евакуаційне освітлення передбачається для евакуації людей із приміщення при аварійному відключенні робочого освітлення, у місцях небезпечних для проходу людей: на сходових клітках, уздовж основних проходів приміщень, біля щитів керування, у насосних приміщеннях, у приміщеннях для парогенераторів і компенсаторів тиску.

Для аварійного і евакуаційного освітлення застосовують лампи накалювання.

У неробочий час, що збігається з темним часом доби необхідно забезпечити охоронне освітлення. При відсутності спеціальних технічних засобів охорони воно повинне становити 0,5 лк.

Шум і вібрація

Джерелами шуму й вібрації відповідно до ГОСТ 12.1.003-83 ССБТ [7] є вентилятори, насоси, а також парогенератори. Норми припустимого рівня шуму представлені в таблиці 4.4.

 

Таблиця 4.4 - Припустимі рівні шуму

 

Приміщення	Рівні звуку та еквівалентні рівні звуку, дБА
Щит керування
Реакторне відділення
Машинне відділення

 

З метою зменшення впливу шуму застосовують наступні заходи:

Для колективного захисту застосовуються:

1) акустичні засоби й методи:

а) звукоізоляція (кожухи, кабіни, огородження);

б) звукопоглинання (облицювання стелі й стін, об'ємні поглиначі в стельовій частині);

2) архітектурно-планувальні рішення (раціональне розміщення обладнання, що виступають джерелами шуму в приміщенні);

3) організаційно-технічні методи:

а) застосування малошумних машин;

б) своєчасне проведення ремонтів;

в) раціональний режим праці й відпочинку.

До засобів індивідуального захисту (ЗІЗ) ставляться:

1) вкладиші (беруші);

2) навушники.

Вібрація на установці, що обслуговується, відноситься до 3-ої категорії загальної вібрації-технологічної.

Засоби захисту від вібрації подразділяються на інженерно-технічні заходи (використання дистанційного керування, вібродемпфування, віброгасіння, віброізоляція) і організаційно-технічні методи (якісний монтаж, проведення своєчасних ремонтів).

До ЗІЗ від вібрації відносяться: застосування рукавичок, віброзахисних прокладок, спецвзуття, килимів. Також необхідне дотримання раціонального режиму праці й відпочинку.

 

Пожежна безпека АЕС

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 4.5.

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

 

Таблиця 4.5 - Перелік протипожежних заходів

 

Приміщення	Категорія приміщення по вибухопоже-жонебезпечності	Вогнестійкість споруди	Найменування, тип
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].

 

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.

 

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.

 

4.5.2 Правила експлуатації АЕС

Атомна станція задовольняє вимогам безпеки, якщо за рахунок забезпечених у проекті фізичних властивостей ядерної енергетичної установки (ЯЕУ), передбачених проектом технічних засобів і розроблених організаційно-технічних заходів, ефекти її теплового, хімічного, механічного, радіаційного й іншого впливів на персонал, населення й навколишнє середовище при всіх режимах нормальної эксплуатації і проектних аваріях не перевищують встановлених у нормативах або проекті граничних значень величин і характеристик ефектів цих впливів, а вжиті заходи по обмеженню впливів при запроектних або гіпотетичних аваріях забезпечують зниження ефектів впливів до прийнятних, розумно малих значень.

Безпека АС забезпечується за рахунок заходів по:

1) попередженню можливості виникнення небезпечних станів або режимів при проектуванні та спорудженні АС;

2) запобіганню розвитку небезпечних станів і режимів за рамки меж і умов безпечної експлуатації – при роботі АС;

3) тимчасовому обмеженню небезпечних процесів і їх шкідливих впливів при аварійних ситуаціях і режимах АС;

4) локалізації майже всіх шкідливих речовин, що вийшли за встановлені в проекті границі небезпечних зон в результаті аварії;

5) забезпеченню умов для приведення установки після закінчення експлуатаційних кампаній або аварій у безпечний стан;