реферат энергосбер. Содержание Введение Ростовская аэс алгоритм действий при аварии на аэс заключение Список литературы Введение
 Скачать 66.07 Kb.
|
|
Содержание: 1.Введение 2.Ростовская АЭС 3.Алгоритм действий при аварии на АЭС 4. Заключение 5. Список литературы Введение: Объекты, на которых используются, производятся, перерабатываются, хранятся или транспортируются опасные радиоактивные, химические и биологические вещества, гидротехнические и транспортные сооружения, транспортные средства, а также другие объекты, создающие угрозу возникновения ЧС являются потенциально опасными объектам. Особую опасность для людей и окружающей среды составляют радиационно опасные объекты (РНО) К РНО относятся: атомные электростанции (АЭС), предприятия по изготовлению и переработке ядерного топлива, предприятия захоронения радиоактивных отходов, научно-исследовательские организации, работающие с ядерными ними реакторами; ядерные энергетические установки на объектах транспорта и т.д Из всех возможных аварий на РНО наиболее опасны радиационные аварии на атомных электростанциях с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду Радиационные аварии - это аварии с выбросом радиоактивных веществ или ионизирующих излучений за пределы, предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации радиационно опасных объектов, в количествах пон над установленного предела их безопасной эксплуатации. Ядерные аварии делятся на две группы: - аварии, при которых отсутствуют радиоактивные загрязнения производственных помещений, территории и окружающей среды объекта; - аварии, при которых происходят радиоактивные загрязнения среды производственной деятельности и проживания людей По масштабам радиационные аварии подразделяются на промышленные и коммунальные К промышленным относятся такие аварии, последствия которых не распространяются за пределы помещений и территории объекта, а аварийное облучение может получить только персонал Коммунальными есть радиационные аварии, последствия при которых не ограничиваются помещениями и территориями объекта, а распространяются на окружающие территории Ростовская АЭС Ростовская атомная электростанция — расположена в Ростовской области России в 12 км от города Волгодонска на берегу Цимлянского водохранилища. Электрическая мощность трёх действующих энергоблоков составляет 3,1 ГВт. Третий энергоблок с декабря 2014 года проходил испытания. Промышленная эксплуатация начата 17 сентября 2015 года С 2001 по 2010 годы станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока станция была вновь переименована в «Ростовскую АЭС» Ростовская АЭС является одним из крупнейших предприятий энергетики Юга России, обеспечивающим около 15 % годовой выработки электроэнергии в этом регионе. Электроэнергия Ростовской АЭС передается потребителям по шести линиям электропередачи напряжением 500 кВ на города Шахты (Ростовская область), Тихорецк № 1, Тихорецк№ 2 (Краснодарский край), Невинномысск, Будённовск (Ставропольский край) и Южная (Волгоградская область). Выработка электроэнергии составляет свыше 25 млн кВт-час в сутки и около 8 миллиардов кВт-час в год. В 2008 годуАЭС произвела 8 млрд 120 млн кВт-час. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 92,45 %. С момента пуска (2001) выработала свыше 60 млрд кВт-час электроэнергии. Ростовская АЭС является филиалом ОАО «Концерн Росэнергоатом». 100 процентов акций Концерна принадлежат ОАО «Атомэнергопром», объединившему гражданские активы российской атомной отрасли и обеспечивающему полный цикл производства в сфере ядерной энергетики — от добычи урана до строительства АЭС и выработки электроэнергии. Энергоблок № 1 Первый энергоблок Ростовской АЭС введен в промышленную эксплуатацию в декабре 2001 года. Установленная мощность энергоблока 1000 МВт (тепловая мощность 3000 МВт) обеспечивается реактором ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор с водой под давлением). С 2009 года энергоблок № 1 работает на уровне мощности 104 %. В реакторе осуществляется управляемая ядерная цепная реакция деления U-235 под действием низкоэнергетичных нейтронов, сопровождающаяся выделением энергии. Основными частями ядерного реактора являются: активная зона, где находится ядерное топливо; отражатель нейтронов, окружающий активную зону; теплоноситель; система регулирования цепной реакцией, радиационная защита. Топливо размещается в активной зоне в виде 163 топливных сборок (ТВС). Каждая ТВС содержит 312 тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), представляющих собой герметичные циркониевые трубки. В ТВЭЛах топливо находится в виде таблеток диоксида урана. Управление и защита ядерного реактора осуществляется воздействием на поток нейтронов посредством перемещения управляющих стержней, поглощающих нейтроны, а также изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура. Тепловая схема энергоблока АЭС содержит два контура циркуляции:
Энергоблок № 2 2007-й год, блок 2 строится Работы по достройке энергоблока № 2 с реактором того же типа возобновились в 2002 году. Широкомасштабные работы были развернуты в 2006 году. Строительство энергоблока № 2 Ростовской АЭС — один из самых крупных инвестиционных проектов на юге страны. На строительной площадке второго энергоблока было занято более 7-ми тысяч человек. В 2009 году основные строительные работы на площадке 2-го энергоблока были завершены. 19 декабря 2009 года произведена загрузка в шахту реактора первой кассеты с радиоактивным топливом, а затем выполнен физический запуск энергоблока № 2. К 24 декабря 2009 года загрузка топлива произведена полностью. Всего было загружено 163 топливные кассеты. На минимально контролируемый уровень мощности второй энергоблок вышел в январе 2010 года. 24 февраля на энергоблоке № 2 в ходе подготовки к энергетическому запуску была проведена операция по выходу на плановый набор оборотов холостого хода роторов турбогенератора, так называемый «толчок турбины». 18 марта 2010 года энергоблок № 2 Ростовской АЭС был выведен на 35 % мощность от номинальной. В 16 часов 17 минут по московскому времени энергоблок был включён в сеть, электроэнергия вырабатываемая турбогенератором 2-го энергоблока станции начала поступать в ЕЭС страны. Выход 2-го энергоблока на мощность 50 % от номинальной запланирован на май 2010 год, а принятие на промышленную эксплуатацию планируется на октябрь 2010 года, после выхода энергоблока на 100 % мощность. С октября 2012 года на энергоблоке № 2 Ростовской АЭС начались испытания на мощности 104 %. Сейчас энергоблок № 2 находится в опытно-промышленной эксплуатации на мощности реакторной установки 104 % от номинальной. Управление обоими энергоблоками предусматривает централизованный контроль и дистанционное управление основными технологическими процессами, автоматическое регулирование, осуществляемое по принципу автономных регуляторов, местный контроль и управление вспомогательными системами. Гермооболочка реакторного отделения энергоблоков позволяет выдержать экстремальные внешние воздействия, такие, как землетрясения до 7 баллов, смерчи, ураганы, воздушные ударные волны, падение самолёта. Энергоблок № 3Работы по строительству энергоблока № 3 с реактором 3-го поколения начались в 2009 году и были завершены в 2014 году. Строительство энергоблока № 3 Ростовской АЭС — один из самых крупных инвестиционных проектов на юге страны. 14 ноября 2014 был начат физический пуск реактора третьего блока. 7 декабря 2014 года в реакторе была запущена управляемая цепная реакция, после чего он был успешно выведен на минимальную мощность, сообщили в Росэнергоатоме. Его сдача в промышленную эксплуатацию запланирована на лето 2015 года. Как заявил директор РоАЭС Андрей Сальников, Ростовская АЭС после запуска третьего энергоблока сможет поставлять электроэнергию в Крым, который испытывает серьёзные проблемы с электроснабжением. 14 июля 2015 года 3-й энергоблок был выведен на 100 % мощность. 17 сентября 2015 года — энергоблок № 3 принят в промышленную эксплуатацию. В декабре 2015 года Ростовская АЭС получила разрешение Ростехнадзора на освоение уровня тепловой мощности 104 % энергоблока № 3. Изменение является неотъемлемой частью условий действия лицензии на промышленную эксплуатацию энергоблока № 3. Энергоблок № 4Строительство 4-го энергоблока началось в 2010 году. Запуск четвёртого энергоблока в промышленную эксплуатацию запланирован на конец августа 2017 года. Данный энергоблок спроектирован и строится с учётом всех аварий, произошедших на атомных электростанциях в последние 50 лет. 20 июня 2015 года корпус реактора для энергоблока № 4 прибыл на Ростовскую АЭС. В штатное положение его установили в конце ноября 2015 года. 15 декабря 2015 года был отгружен первый из четырёх парогенераторов ПГ-1000М, произведённый волгодонским филиалом «АЭМ-технологии». В конце декабря 2015 года на блоке № 4 установлены все четыре парогенератора. 28 декабря 2015 года на энергоблоке № 4 состоялось одно из ключевых событий сооружения атомной станции — подача напряжения на собственные нужды. Это позволяет начать полномасштабные пуско-наладочные работы и испытания на технологических системах и оборудовании строящегося блока. 5 января 2016 года в машзале строящегося энергоблока № 4 установлен на штатное место статор генератора. Алгоритм действий при аварии на АЭС 1. При получении сигнала тревоги с сообщением о выбросе радиоактивных веществ необходимо защитить органы дыхания средствами индивидуальной защиты: надеть противогазы, респираторы, ватно-марлевые повязки или применить подручные средства - платки, шарфы, другие тканные изделия. 2.Занять место вдали от окон. 3. Закрыть все форточки. 4. Подготовиться к организованной эвакуации. Не паниковать, слушать указания учителя. 5. После выхода из лицея на заражённую территорию необходимо соблюдать следующие правила:
6.Прибыв в район размещения, эвакуированным необходимо зарегистрироваться. 7.Пройти полную санитарную обработку. 8. Промыть глаза чистой водой, прополоскать рот и горло. Заключение Чтобы избежать аварии на АЭС нужно учесть ряд факторов: реакторы должны соответствовать нормам безопасности и не иметь опасные конструктивные особенности; должно быть высокое качество регламента эксплуатации в части обеспечения безопасности; эффективность режима регулирования и надзора за безопасностью в ядерной энергетике, общая достаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне; должен присутствовать эффективный обмен информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками, персонал должен обладать достаточным пониманием особенностей станции, влияющих на безопасность; персонал не должен допускать ряд ошибок и нарушать существующие инструкции и программу испытаний. Список литературы https://ru.wikipedia.org О.Б. Самойлов, Г.б. Усынин, А.М. Бахметьев. Безопасность ядерных энергетических установок. Учебное пособие. 2009 год. 280 стр. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. 1990 год. 350 двойных стр. |