Радиационное воздействие на атомных электростанциях

Размещено на http://www.allbest.ru/

ВВЕДЕНИЕ

Атомная электростанция - это электростанция, в которой атомная (ядерная) энергия преобразуется в электрическую.

Для эффективного обеспечения безопасной работы РоАЭС и её функционирования необходим важный ресурс - человеческий потенциал, а именно, здоровый персонал. Этим и обусловлена актуальность темы исследования в данной курсовой работе.

В данной работе рассматривается динамика дозовой нагрузки на персонал РоАЭС. Объектом исследования является Ростовская АЭС. Предмет исследования - дозовые нагрузки, получаемые персоналом РоАЭС. Выявление динамики дозовой нагрузки на персонал РоАЭС - является главной целью в данной работе.

Задачи, поставленные в данной Курсовой работе: рассмотреть общую характеристику Ростовской АЭС, источники радиационного воздействия на персонал РоАЭС, организацию безопасной деятельности РоАЭС, исследовать динамику дозовой нагрузки на персонал, дать рекомендации по улучшению радиационной обстановки на объекте и уменьшению дозовой нагрузки на персонал.

Нагрузка на персонал является одной из важных самых призами задач, которые позволяют решать глобальные проблемы в области техносферной безопасности. персонал радиационный излучение электроэнергия



1. РОСТОВСКАЯ АТОМНАЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКАЯ СТАНЦИЯ КАК ИСТОЧНИК РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ПЕРСОНАЛ

1.1 Общая характеристика РоАЭС

Ростовская АЭС -- филиал электроэнергетического дивизиона госкорпорации «Росатом» -- концерна «Росэнергоатом».

Ростовская АЭС является первой АЭС, пуск которой осуществлен в России после Чернобыльской трагедии и связанным с ней кризисом в атомной промышленности. Расположена Ростовская АЭС на территории РФ в г. Волгодонске Ростовской области на берегу Цимлянского водохранилища. Её производственные и вспомогательные площадки находятся в 13,5 км восточнее г. Волгодонска, в 8 км от станицы Жуковская, в 4,8 км от хутора Харсеева и в 4 км от хутора Подгоренского.

Строительство Ростовской АЭС начато в октябре 1979 года.

29 августа 1990 года строительство было остановлено и распоряжением Правительства РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ с 28.12.1992 № 1026 Ростовская Атомная Электростанция была переведена в режим консервации, вследствие чего, было принято решение Правительства РФ достроить АЭС. 21 января 2001 года в 12 час. 48 мин. в реактор первого энергоблока была загружена первая из 163 кассет с ядерным топливом. 30 марта 2001 года в 08 часов 47 минут энергоблок № 1 включен в сеть.

19 декабря 2009 года в 14 часов 51 минуту в реактор энергоблока № 2 была загружена первая из 163 кассет с ядерным топливом. 4 марта 2010 года в 14 часов 40 минут энергоблок № 2 включен в сеть.

3-ий энергоблок Ростовской Атомной Электростанции был пущен в ноябре 2014 года, подключен к энергосистеме РФ, реактор блока работает на 30 процентов от своей номинальной тепловой мощности. Этого уровня достаточно для выработки пара, подаваемого на турбину энергоблока.

Площадка конкретно примыкает к водоему-охладителю АЭС, сделанному для целей технического водоснабжения, при этом дамбой отсекается часть Цимлянского водохранилища. В окружности площадки АС предусмотрена санитарно-защитная зона и зона надзора.

Все строения и сооружения АЭС делятся на строения и сооружения главного производственного назначения и вспомогательные.

К зданиям и сооружениям основного производственного назначения I и II категорийответственности за обеспечение радиационной и ядерной сохранности по ПиН АЭ-5.6 относятся:

- главный корпус (реакторное отделение);

- машзал, деаэраторное отделение и этажерка электротехнических устройств;

- спецкорпус, блок СВО и блоком мастерских;

- вентиляционная труба;

- хранилище твердых радиоактивных отходов;

- технологическая эстакада от реакторного отделения до спецкорпуса;

- открытая установка трансформаторов

1.2 Технологический процесс производства электроэнергии

Энергоблок содержит в себе реакторную установку ВВЭР-1000 и турбоустановку. Тепловая, схема энергоблоков двухконтурная. 1-ый, контур (радиоактивный) в него входит: реактор, основной циркуляционный насос, парогенератор и компенсатор давления. Второй, нерадиоактивный - состоит из турбоустановки, водопитательной установки, паровой части парогенераторов и связывающих это оборудование трубопроводов.

На энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 регулирование проходит кластерными пучками, т.е. стержни с поглотителем (12 шт.) вводятся конкретно в тепловыделяющие сборки.

Контроль характеристик 1-ого и 2-ого контуров реакторных установок проистекает с блочных щитов управления.

Энергия разделения ядерного горючего в активной зоне реактора отводится теплоносителем, который прокачивает через нее ключевыми циркуляционными насосами. Из реактора "горячий" теплоноситель по основным циркуляционным трубопроводам угождает в парогенераторы, где отдает тепло котловой воде второго контура и потом ключевыми циркуляционными насосами восстанавливается в реактор.

Вырабатываемый во втором контуре парогенераторов засушливый насыщенный пар поступает на турбины турбогенератора.

Основное оснащение главного циркуляционного контура содержит в себе: реактор, ГЦН, ПГ, ГЦТ.

В качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов употребляется химически обессоленная вода с борной кислотой, сосредоточение которой меняется в процессе эксплуатации.

Энерговыделение в функциональной зоне ядерного реактора в процессе разделения ядер U²³⁵ обусловлены передачей кинетической энергии осколков разделения находящимся вокруг атомам и молекулам среды, радиационным захватом нейтронов, поглощением гамма-квантов и бетта-частиц, испускаемых при делении ядер U²³⁵ и осколками деления.

Принудительная циркуляция теплоносителя и вывод тепла из функциональной зоны реактора гарантируется работой четырёх основных циркуляционных насосов ГЦН-195М.

Отвода тепла от теплоносителя главного контура и генерации сухого насыщенного пара исполняется в парогенераторах ПГВ-1000М.

Тип парогенератора - горизонтальный однокорпусной, с погруженной поверхностью термобмена из горизонтально расположенных труб.



1.3 Медико-биологические последствия ионизирующего излучения

Ионизирующие излучения в различности от ряда остальных вредных и опасных производственных причин (гальванический ток, грохот, вибрация и др.), динамично не воспринимаются органами чувств человека. Впрочем, длительное облучение организма в порциях, превышающих предельно-допустимые, а еще разовые аварийные облучения крупными порциями могут привести к нарушению жизнедеятельности отдельных органов и всего организма. Данная особенность ионизирующих излучений обуславливает надобность серьезного научно обоснованного контроля радиационной обстановки.

Основной процесс действия излучений на живые клеточки, приводящий к радиационномупоражению, состоит в передаче энергии в итоге действий ионизации, возбуждения атомов ткани и упругих соударений. Ионизация происходит либо непосредственно при воздействии ионизирующих частиц (альфа-, бета-), либо в результате вторичных процессов при воздействии фотонов и нейтронов на ядра атомов вещества биологической ткани. Однако прямая ионизация в полной мере не разъясняет повреждающего действия излучений. Биохимический результат пропорционален поглощенной энергии излучений, которая затрачивается на разрыв химических связей с образованием вольных радикалов, высокоактивных в химическом отношении. Так как живая ткань состоит на 75% из воды, решающее значение владеет косвенным воздействием ионизированных молекул воды и следующие реакции с вольными радикалами. Владеющие необыкновенной химической энергичностью, свободные радикалы ОН^- и Н⁺, или конкретно, или чрез цепь вторичных перевоплощений НО^-, Н⁺, О^- и остальных функциональных окислителей взаимодействуют с молекулами органического вещества, в первую очередность белка и приводят к разрушению клеток и нарушению обычных биохимических действий активной ткани.

Под действием радиации проистекает еще поражение главных жизненных частей клеток - клеточных ядер. Глубокие поражения клеточных структур приводят к нарушению функциональной работы организма в целом, его нервной системы, к нарушению регуляции воздействия тканей и органов. В итоге возможно нарушение или прекращение процессов физиологического функционирования организма. Более опасные для организма нарушения в системе кроветворных органов и до этого только в костном мозге. При этом в крови внезапно сокращается численность белых кровяных телец - лейкоцитов, кровяных пластинок - тромбоцитов, и, в конце концов, красных кровяных телец - эритроцитов. Не считая этого, повреждаются стеночки сосудов, проистекают кровоизлияния и повреждение функциональной работы ряда органов и систем. При незначительных дозах облучения в здоровом теле, зараженная ткань восстанавливает свою функциональную деятельность. Поражающее действие ионизирующих излучений возрастает при значительном превышении годовой предельно-допустимой дозы. Потенциально-вредные дозы облучения - разовые, свыше 0.20 Зв., и разовые поступления радионуклидов внутрь организма сверх пятикратного годового максимально возможного поступления.

Радиационные поражения бывают:

а) соматическими, если радиационный результат облучения проявляется у облученного лица;

б) генетическими, если радиационный результат облучения проявляется у его будущих поколений.

В настоящее время медицина располагает целым рядом противолучевых препаратов и способов исцеления, позволяющие существенно обессилить действие излучения и излечить пострадавшее лицо.

Успех исцеления во многом зависит от своевременности оказания первой медпомощи.



2. ИССЛЕДОВАНИЕ ДИНАМИКИ ДОЗОВОЙ НАГРУЗКИ НА ПЕРСОНАЛ РоАЭС

Основными источниками радиационной безопасности на АЭС, являются:

• реактор;

• бассейн выдержки и перегрузки;

• отработавшее ядерное топливо;

• трубопроводы и оборудование I контура (циркуляционные насосы, парогенераторы, компенсаторы объёма, задвижки и т. д.);

• аппараты системы спецводоочистки и её оборудование;

• хранилища радиоактивных отходов;

• трубопроводы и оборудование вентиляционных систем и спецгазоочистки;

• детали и механизмы СУЗ, датчики КИП и РК, связанные с измерениями параметров I контура;

• радиоактивные источники, поставляемые для технических нужд.

Возможные виды радиационного воздействия на персонал:

• внешнее облучение от оборудования, содержащего радиоактивные вещества;

• внутреннее облучение за счёт вдыхания радиоактивных веществ в виде аэрозолей;

• контактное облучение за счёт радиоактивного загрязнения кожных покровов и спецодежды;

• внешнее облучение, обусловленное радиоактивным загрязнением поверхностей оборудования и помещений, а также наличием в воздухе радиоактивных газов.

Основные факторы радиационного воздействия на персонал:

• потоки внешнего ионизирующего излучения (в основном гамма-излучение

• загрязненность воздуха рабочих помещений радиоактивными газами и аэрозолями,

• загрязненность рабочих поверхностей, кожных покровов и спецодежды радиоактивными веществами.

В соответствии с НРБ-99/2009 к персоналу категории А относятся лица, работающие с источниками ионизирующих излучений. К категории Б относится персонал, непосредственно работающий с источниками излучения и подвержен их воздействию.

Персонал возрастом до 18 лет не допускается к работе с источниками ионизирующего излучения.

Загрязнение радиоактивное кожи, спецодежды и рабочих поверхностей не должно превышать допустимое радиационное загрязнение.

Контроль за облучением персонала регламентируется соответствующим разделом Основных санитарных правил (ОСП).

Исходя из принципов обеспечения радиационной безопасности, принятых мировым сообществом, одной из основных задач РоАЭС в конце 2014 года было дальнейшее уменьшение степени воздействия ионизирующего излучения на персонал посредством создания условий для поддержания на возможно низком и достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц.

Так, на РоАЭС соблюдаются основные дозовые пределы облучений персонала. Кроме того, уже в течение многих лет продолжается процесс снижения облучаемости персонала.

В результате выполненных в 2014 году организационных и технических мероприятий, коллективные дозы облучения персонала и командированных на РоАЭС лиц снизились по сравнению с 2013 годом примерно на 20 %.

На РоАЭС, к концу прошлого года, был достигнут предельно низкий уровень доз облучения. Для сравнения в таблице 1 представлены средние годовые индивидуальные дозы облучения персонала и командированных лиц на АЭС России, мЗв

Таким образом, результатом реализации принятой концерном Программы работ по снижению дозозатрат персонала на РоАЭС в соответствии с требованиями НРБ-99 стало уменьшение в 2011 году коллективной дозы облучения персонала АС, примерно на 24 % (в 1,3 раза) по сравнению с предыдущими годами. Однако задача по снижению облучаемости персонала на Ростовской АЭС будет продолжена и в будущем.

При облучении кожи индивидуальный дозиметрический контроль в конкретных случаях является обязательным для тех людей , у которых годовая эффективная доза излучения превышает 10 мЗв-год ^-1.

Когда проводится индивидуальный дозиметрический контроль, учитываются индивидуальные условия облучения работника.

Персонал, привлекаемый к проведению аварийных и спасательных работ, приравниваются в этот период к персоналу категории А.

Требования к организации и проведению радиационного контроля для лиц категории Б основываются на условии - не превысить лимита годовой эффективной дозы.

Устанавливается следующий перечень ДР, которые относятся к радиационно-гигиеническим регламентам.

Для категории А:

· допустимое поступление радионуклида через органы дыхания;

· допустимая концентрация радионуклида в воздухе рабочей зоны;

· допустимая плотность потока частиц;

· допустимая мощность дозы внешнего облучения;

Для категории Б:

· допустимое поступление радионуклида через органы дыхания;

· допустимая концентрация радионуклида в воздухе рабочей зоны

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Благодаря высокотехнологичной организации деятельности РоАЭС, персонал АС и население прилегающих территорий получают ежегодную дозовую нагрузку, не превышающую допустимую норму.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70лет) - 70 мЗв. Началом периодов считается 1 января 2000 года.

Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения:

· эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление 11 радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала.

· на период беременности и грудного вскармливания ребенка женщины должны переводиться на работу, не связанную с источниками ионизирующего излучения.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

Планируемое повышенное облучение персонала группы А при предотвращении развития аварии или ликвидации ее последствий может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения.

Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин, как правило, старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двукратных значений, допускается организациями (структурными подразделениями) федеральных органов исполнительной власти, осуществляющих государственный санитарно-эпидемиологический надзор на уровне субъекта Российской Федерации, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз - допускается только федеральными органами исполнительной власти, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор.

Повышенное облучение не допускается:

· для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв.

· для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв за год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должнорассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, должны быть оформлены и допущены к работам как персонал группы А.

Эффективная доза облучения природными источниками излучения всех работников, включая персонал, не должна превышать 5 мЗв в год в производственных условиях. Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв за год при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м3/ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:

- мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте -2,5 мкЗв/ч;

- ЭРОАRn в воздухе зоны дыхания - 310 Бк/м³;

- ЭРОАTn в воздухе зоны дыхания - 68 Бк/м³;

- удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда - 40/f кБк/кг, где f -среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м³;

- удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, - 27/f, кБк/кг.

По данным за 2011 год анализ доз облучения персонала - лиц, работающих с техногенными источниками (далее по тексту - группа А) и лиц, находящихся по условиям работы в сфере воздействия техногенных источников (далее по тексту - группа Б).

Основным критерием, определяющим радиационную защиту персонала АЭС, является уровень облучаемости персонала и прикомандированных лиц.

Для контроля внешнего профессионального облучения персонала группы А используется индивидуальный дозиметрический контроль, заключающийся в определении индивидуальных доз облучения за установленные периоды контроля.

Контроль внешнего облучения осуществляется с помощью индивидуальных дозиметров ДТЛ-01 в составе комплекса АКИДК-201.

Для целей оперативного контроля всего персонала в ЗКД используются программируемые системные прямо-показывающие сигнальные дозиметры контроля фотонного облучения RAD-51S, RAD-52S, RAD-62S, РАД-72 и ТЛ дозиметры ДВН-А-01, основанные на альбедном принципе, для контроля внешнего облучения нейтронами.

Информационный, оперативный и текущий контроль профессионального внутреннего облучения осуществлялись с помощью установок «Контрольный СИЧ» (измерительный тракт: АЦП - SBS-60, сцинтилляционный блок детектирования БДЭГ-8ПН), «Йодный СИЧ» (измерительный тракт: АЦП - SBS-60, сцинтилляционный блок детектирования БДЭГ-15ПН) и «Измерительный СИЧ» (измерительный тракт: АЦП - SBS-60, GEM 30185 коаксиальный детектор из особо чистого германия).

Значение коллективной дозы за 2007г. выросло относительно 2006г., что связано с проведением в 2007г. капитального ремонта и, соответственно, увеличением объемов ремонтных работ.

Величина коллективной дозы персонала АЭС и прикомандированных лиц, характеризующая уровень радиационной защиты, находится на уровне лучшей мировой практики.

Случаев превышений дозовых пределов и контрольных уровней индивидуальных доз за 2007г. не зарегистрировано.

Скачок на диаграмме, за 05 месяц, объясняется плановым-предупредительным ремонтом, выполняющимся с целью предупреждения износа и своевременного обнаружения неисправностей технических средств, проведения профилактических работ, предусмотренных эксплуатационными инструкциями.

Так же, хотелось бы отметить дозу которую принимают люди незадолго до того как персонал собирается входить в зону турбулентности, где реактор работает на полную катушку и доза дозовая и работа работная всё включает и содержит ас и АЭС



3. РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ПОВЫШЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ

Персонал АС и прикомандированные лица, работающие в ЗКД, должны обеспечиваться средствами индивидуальной защиты (СИЗ).

Все СИЗ, используемые в ЗКД, должны быть сертифицированы в установленном порядке для применения в условиях радиоактивного загрязнения воздуха, поверхностей помещений и оборудования. Перечень рекомендуемых СИЗ устанавливается соответствующими документами (руководства, нормы выдачи и др.).

К средствам индивидуальной защиты, применяемым на АС, относятся:

- спецодежда основная (комбинезоны, костюмы, халаты, берет или шлем) и дополнительная (пленочные фартуки, нарукавники, полухалаты, полукомбинезоны и т.п.);

- СИЗ органов дыхания (респираторы, противогазы, пневмомаски, пневмошлемы, пневмокуртки и др.);

- изолирующие костюмы (пневмокостюмы, костюмы из прорезиненной ткани и т.п.);

- спецобувь основная (обувь специального назначения с верхом из лавсановой или пропиленовой ткани или обувь кожаная) и дополнительная (резиновые сапоги, пластикатовые чулки, следы, бахилы и др.);

- средства защиты рук (резиновые, пленочные и хлопчатобумажные перчатки, рукавицы);

- средства защиты глаз и лица (защитные очки, щитки и др.);

- средства защиты органов слуха (противошумные вкладыши, наушники и др.).

Кроме перечисленных СИЗ всем работающим в ЗКД должны выдаваться нательное белье, носки, носовые платки разового пользования из марли или отбеленной бязи. В санпропускнике всем работающим также должны выдаваться сандалии, полотенца, мыло туалетное (банное), мочалки из синтетических материалов.

Необходимость применения СИЗ на АС обусловлена наличием вредных производственных факторов, основными из которых являются: загрязнение поверхностей и воздуха ряда производственных помещений радиоактивными веществами, наличие повышенной температуры окружающей среды на некоторых участках.

Выбор СИЗ должен основываться на результатах обследований условий труда персонала АС, включающих определение уровней радиоактивного загрязнения, а также изучение параметров микроклимата, характера и тяжести выполняемой работы на всех основных производственных участках, особенно при выполнении ремонтных операций.

При этом следует обращать особое внимание на определение объемной активности радиоактивных веществ в зоне дыхания (радиусом до 50 см от лица работающего).

В тех случаях, когда из-за повышенных уровней загрязнения воздуха применение фильтрующих респираторов не обеспечивает радиационную безопасность персонала, а также имеется возможность контакта с сильно загрязненными поверхностями оборудования либо облива радиоактивными жидкостями, необходимо применение шланговых СИЗ органов дыхания (далее - СИЗОД) или пневмокостюмов.

Для этих целей в проекте АС должна предусматриваться стационарная система воздухоснабжения, обеспечивающая подачу чистого воздуха для шланговых СИЗОД, которая должна иметь воздухораспределительные гребенки для одновременного подключения не менее двух шланговых СИЗ во всех потенциально опасных помещениях.

Расстояние между соседними воздухораспределительными гребенками должно быть не более 40 м. Избыточное давление в гребенках в расчете на одно СИЗ должно быть не менее 500 Па (50 кг/м2) и обеспечивать подачу чистого воздуха в каждое шланговое СИЗ от 250 до 400 л/мин.

Выбор комплектов спецодежды, спецобуви и других СИЗ для персонала всех подразделений АС, а при необходимости - для конкретных производственных участков должен осуществляться на основании действующих нормативных документов.

Выбор и создание аварийных комплектов СИЗ должен основываться на прогнозировании радиационной обстановки и микроклимата в условиях вероятных аварийных ситуаций и необходимости проведения работ по ликвидации аварии. В аварийный комплект СИЗ в обязательном порядке должны входить СИЗОД, обеспечивающие защиту от различных соединений радиоактивного йода.

Радиоактивное загрязнение спецодежды, нательного белья, средств индивидуальной защиты и кожных покровов персонала не должно превышать уровней, установленных нормами радиационной безопасности.

В целях снижения облучаемости персонала администрация АС устанавливает контрольные уровни загрязнения радиоактивными веществами СИЗ и кожных покровов, согласованные в установленном порядке.

Вход в помещения ЗКД, где ведутся ремонтные или аварийные работы, допускается только через саншлюз с обеспечением работающих необходимым набором дополнительных СИЗ и прибором ИДК.

При выходе с участка работы все работающие должны снять дополнительные СИЗ и пройти предварительную обработку кожных покровов рук. После работы в пневмокостюмах в саншлюзе следует произвести предварительный обмыв пневмокостюма на человеке непосредственно под душем.

Санитарная обработка кожных покровов тела в случае загрязнения радиоактивными веществами должна производиться в соответствии со специальной инструкцией, согласованной в установленном порядке.

После обработки кожные покровы не должны иметь радиоактивного загрязнения. В случае, когда на локальных участках кожи остается радиоактивное загрязнение, работник должен быть направлен в здравпункт (медсанчасть) для медицинского обследования и, при необходимости, лечения.

Загрязненная спецодежда и дополнительные СИЗ, а также спецобувь должны систематически подвергаться дезактивации, а нательное белье, носки и полотенца - стирке с обеспечением необходимой дезинфекции.

Спецодежда, загрязненная радиоактивными веществами в пределах установленных допустимых уровней, по гигиеническим соображениям направляется на дезактивацию 1 раз в неделю. Спецодежда, уровни загрязнения которой превышают допустимые (контрольные) уровни, должна сразу после использования направляться на дезактивацию.

Нательное белье направляется в стирку одновременно со спецодеждой, носки и полотенца - после каждого использования.

Основная спецобувь должна направляться на дезактивацию при загрязнении до установленных допустимых или контрольных уровней.

Дополнительные СИЗ из поливинилхлоридной пленки, резины и прорезиненных тканей, включая дополнительную спецобувь, должны после каждого использования сразу подвергаться дезактивации в спецпрачечной или на специальных участках дезактивации, расположенных на выходе из загрязненной зоны в районе санитарного шлюза.

Для дезактивации пневмокостюмов типа ЛГ на человеке в стационарном или временном саншлюзе следует использовать соответствующие моющие растворы.

Все операции по дезактивации имущества должны проводиться в соответствии с действующими санитарными правилами по дезактивации СИЗ.

В случае загрязнения радиоактивными веществами личная одежда и обувь подлежит дезактивации под контролем ОРБ, а в случае невозможности дезактивации личная одежда подлежит захоронению как радиоактивные отходы.

В помещениях зоны контролируемого доступа запрещается:

- пребывание персонала в личной одежде и без соответствующих средств индивидуальной защиты и индивидуального дозиметрического контроля;

- хранение и прием пищи;

- пользование косметическими принадлежностями;

- употребление жевательной резинки;

- хранение личной одежды и других предметов, не имеющих отношения к работе.

Курение допускается только в специальных помещениях, оборудованных умывальником для мытья рук с подводкой горячей и холодной воды, радиометрическим прибором для самоконтроля, фонтанчиком питьевой воды для полоскания рта.

Запрещается хранение каких-либо материалов, изделий с неизвестными радиационными характеристиками, превышением допустимых мощностей доз или наличием радиоактивных загрязнений в не предусмотренных для хранения местах (в помещениях зданий и сооружений промплощадки АС и на закрепленных территориях).

Вынос документации, приборов и инструментов из зоны контролируемого доступа в зону свободного доступа разрешается только после радиометрического контроля.

Эффективность рассмотренных выше мер, подтверждается не превышением дозовых нагрузок на персонал Ростовской АЭС.



ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Таким образом, подводя итоги данной Курсовой работы, можно сделать вывод, что были достигнуты цели и задачи, поставленные в работе.

Была рассмотрена общая характеристика Ростовской АЭС, источники радиационного воздействия на персонал РоАЭС, организация безопасной деятельности РоАЭС, исследована динамика дозовой нагрузки на персонал, также были даны рекомендации по улучшению радиационной обстановки и уменьшению дозовой нагрузки на персонал. Данная работа имеет теоретическую и практическую ценность. Так, средством достижения этой цели является реализация обществом знаний и умений, направленных на уменьшение в техносфере физических, химических, биологических и иных негативных воздействий до допустимых значений. Это и определяет совокупность знаний, входящих в науку о техносферной безопасности, а также место её в общей области знаний. Техносфера - это биосфера постепенно утратившая свое господствующее значение в населенных людьми регионах. Техника безопасности - это система организационных и технических мероприятий и средств, предотвращающих воздействие на работающих опасных производственных факторов. Производственная санитария - это система организационных, гигиенических и санитарно-технический мероприятий и средств, предотвращающих воздействия на работающих вредных производственных факторов. Пожарная профилактика - комплекс организационных и технических мероприятий, направленных на обеспечение безопасности людей при пожарах, предотвращение пожаров, ограничение их распространения и создание условий тушения пожаров.В системе мероприятий обеспечивающих безопасность, сохранение здоровья и работоспособности работающих большое значение имеет тщательное расследование несчастных случаев и своевременное устранение выявленных нарушений.



СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Инструкция по эксплуатации. Система паропроводов свежего пара второго контура (реакторное отделение). ИЭ.1.ТХ.24.66, Концерн «Росэнергоатом». - Волгодонск, 2012.

2. http://ru.wikipedia.org/wiki/Ростовская АЭС.

3. bib.convdocs.org/v19189/.

4. «Импульсный клапан DN25 с электромагнитным приводом, паспорт», 25ИКЭМ.4002А-0 ПС.

5. «Система импульсных клапанов DN25 с электромагнитным приводом, паспорт», 25СИКЭМ.4003-0 ПС.

6. Касилов В.Ф. Справочное пособие по гидрогазодинамике для теплоэнергетиков. М.: МЭИ, 2000.

7. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-002-86. Госатомэнергонадзор СССР. М., Энергоатомиздат, 1989 г (Правила и нормы в атомной энергетике).

8. Общие положения обеспечения безопасности АЭС. ОПБ_88/97 ПНАЭ Г-01-011-97, М.: Энергоатомиздат, 1998.

9. «Стандарт организации. Правила охраны труда при эксплуатации тепломеханического оборудования тепловых сетей атомных станций». СТО 1.1.1.02.001.0673-2006, ОАО «Концерн Энергоатом”.

10. «Правила пожарной безопасности при эксплуатации атомных станций» ППБ-АС-95.

11. Асмолов В.Г «АЭС-2006 - инновации в атомной энергетике.Энергоэффективность и безопасность»

12. ГО СБЭ 07 раздел 4

13. ОСПОРБ-992010

14. Экологические отчёты о радиационной обстановке в районе расположения РоАЭС 2004-2012 гг.

Размещено на Allbest.ru

...