Реферат: Безопасность АЭС

Безопасность АЭС будет обеспечена 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, смерчи, землетрясения 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.

Система обеспечения радиационной безопасности персонала Ростовской АЭС и населения предполагает выполнение следующих принципов:

- облучение персонала и населения не должно превышать 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).

Для обеспечения безопасности и в соответствии с ОПБ-88/97 системы безопасности выполнены многоканальными. Каждый такой канал: во-первых, независим от других каналов и выход из строя любого из этих каналов не оказывает влияния на работу остальных; во-вторых, каждый канал рассчитан на ликвидацию максимальной проектной аварии без помощи других каналов; в-третьих, в каждый канал входят системы, основанные на использовании наряду с активными принципами и пассивных принципов подачи раствора борной кислоты в активную зону реактора, не требующие участия автоматики и использования электроэнергии; в-четвертых, элементы каждого канала периодически опробуются для поддержания высокой надежности. В случае обнаружения дефектов, приводящих к выходу любого одного канала из строя, реакторная установка расхолаживается; в-пятых, надежность работы оборудования каналов систем безопасности обеспечивается тем, что все оборудование и трубопроводы этих систем разработаны по специальным нормам и правилам, с повышенным качеством и контролем при изготовлении. Все оборудование и трубопроводы систем безопасности рассчитаны на работу при максимальном для данной местности землетрясении.

Каждый из каналов по своей производительности, быстродействию и прочим факторам достаточен для обеспечения радиационной и ядерной безопасности атомной станции в любом из режимов ее работы, включая режим максимальной проектной аварии. Независимость трех каналов системы достигается за счет:

- полного разделения каналов по месту расположения в технологической части;

- полного разделения каналов систем безопасности в части электроснабжения автоматизированных систем управления технологическим процессом и др. обеспечивающих систем.

В проекте для отвода тепла в соответствии с требованиями по надежности и параметрам подаваемой воды предусмотрены две системы охлаждения.

1. Система технического водоснабжения конденсаторов турбин и вспомогательных потребителей, обеспечивающая отвод тепла от конденсаторов и части вспомогательного оборудования (неответственные потребители машзала).

2. Система технического водоснабжения ответственных потребителей реакторного отделения, важная для обеспечения безопасности.

Все системы охлаждения запроектированы по схеме оборотного водоснабжения. Подпитка систем охлаждения обеспечена подачей воды из Цимлянского водохранилища.

В качестве охладителя первой системы предусмотрен водоем-охладитель площадью 18 км2, образованный глухой плотиной.

Потребители первой системы охлаждения сохраняют работоспособность и выполняют все технологические функции при нормальных условиях эксплуатации.

Второй системой охлаждается оборудование реакторного отделения, она изолирована от внешних водоемов и использует брызгальные бассейны.

Потребители второй системы охлаждения сохраняют работоспособность во всех режимах работы, в том числе и при нарушении нормальных условий эксплуатации и в аварийных ситуациях.

Для подпитки второй системы охлаждения предусмотрено предварительное обессоливание воды.

Отработавшее топливо по условиям приема для дальнейшей переработки выдерживается в течение 3-х лет в бассейне выдержки реакторного отделения. Вывоз отработавшего топлива с АЭС после бассейна выдержки производится в транспортных контейнерах ТК-13, обеспечивающих полную безопасность при транспортировке железнодорожным транспортом даже в случае железнодорожных аварий.

Для снижения концентрации радиоактивных газов в вентвыбросах из помещений контролируемой зоны и газовых сдувок из технологического оборудования проектом предусмотрена система спецгазоочистки на йодных и аэрозольных фильтрах. Эффективность очистки на фильтрах более 99%.

Суммарная расчетная активность выброса из вентиляционной трубы АЭС в режиме нормальной эксплуатации значительно ниже величин, регламентируемых СПАС-88/93.

Для контроля за соблюдением радиационной безопасности в проекте предусмотрена система автоматизированного контроля

Переработка и хранение жидких радиоактивных отходов предусмотрено в спецкорпусе в течение всего срока службы АЭС. Переработка, хранение и сжигание твердых радиоактивных отходов в течение всего срока службы АЭС предусмотрено в здании переработки твердых радиоактивных отходов с хранилищем.

На площадке Ростовской АЭС предусмотрены раздельные системы канализации:

- хозяйственно-бытовая канализация зоны свободного режима;

- хозяйственно-бытовая канализация зоны строгого режима;

- производственно-дождевая канализация незагрязненных стоков;

- производственная канализация стоков, загрязненных нефтепродуктами.

Хозяйственно-бытовые стоки проходят полную механическую и биологическую очистку. Очищенные стоки зоны строгого режима после радиационного контроля, в зависимости от показателей, будут направлены либо на установку спецводоочистки для их переработки, либо на повторное использование в систему технического водоснабжения ответственных потребителей.

Стоки производственно-дождевой канализации АЭС отводятся в систему техводоснабжения.

Производственные стоки, загрязненные нефтепродуктами, подвергаются очистке на установке "Кристалл" и в дальнейшем направляются в систему химводоочистки.

Для складирования и переработки нерадиоактивных твердых промышленных отходов АЭС в санитарно-защитной зоне станции предусмотрено строительство полигона.

Список литературы

Для подготовки данной работы были использованы материалы с сайта http://www.rosnpp.org.ru/