Здесь можно найти учебные материалы, которые помогут вам в написании курсовых работ, дипломов, контрольных работ и рефератов. Так же вы мажете самостоятельно повысить уникальность своей работы для прохождения проверки на плагиат всего за несколько минут.

ЛИЧНЫЙ КАБИНЕТ 

 

Здравствуйте гость!

 

Логин:

Пароль:

 

Запомнить

 

 

Забыли пароль? Регистрация

Повышение оригинальности

Предлагаем нашим посетителям воспользоваться бесплатным программным обеспечением «StudentHelp», которое позволит вам всего за несколько минут, выполнить повышение оригинальности любого файла в формате MS Word. После такого повышения оригинальности, ваша работа легко пройдете проверку в системах антиплагиат вуз, antiplagiat.ru, РУКОНТЕКСТ, etxt.ru. Программа «StudentHelp» работает по уникальной технологии так, что на внешний вид, файл с повышенной оригинальностью не отличается от исходного.

Работа № 116415


Наименование:


Диплом Оценка технико-экономических показателей при выводе из эксплуатации энергоблока с реактором типа РБМК-1000

Информация:

Тип работы: Диплом. Добавлен: 29.05.2019. Год: 2018. Страниц: 73. Уникальность по antiplagiat.ru: 52. *

Описание (план):


Содержание
Введение 3
Раздел 1 Характеристика района размещения площадки Курской АЭС 5
1.1 Описание расположения площадки. 5
1.2 Характеристика площадки.. 6
1.3 Система обращения с РАО на Курской АЭС..........................................................9
Раздел 2 Возможные варианты вывода из эксплуатации энергоблоков Курской АЭС 17
2.1 Описание варианта вывода из эксплуатации «немедленная ликвидация».........25
2.2 Описание варианта вывода из эксплуатации «отложенная ликвидация»..........29
2.3 Выбор базового варианта вывода из эксплуатации энергоблоков Курской АЭС... 33
2.4 Планирование работ по выводу из эксплуатации по варианту «немедленная ликвидация»... 37
2.5 Перечень штатных систем и оборудования, необходимых для выполнения работ по выводу из эксплуатации... 40
Раздел 3 Безопасность и экологичность проектных решений..................................42
3.1 Укрупненные технические предложения по демонтажу элементов и рекомендуемые технологии дезактивации при выполнении работ по ВЭ.…..........42
3.2 Демонтаж оборудования, металлоконструкций и систем блока вне бетонных шахт реакторов ………………………………………….......…...................................43
3.3 Демонтаж реакторных конструкций и графитовой кладки ……....….......……..45
3.4 Рекомендуемые технологии дезактивации при выполнении работ по ВЭ ........49
3.5 Обращение с РАО, образующимися при выводе из эксплуатации………….....53


Раздел 4 Графическая часть.........................................................................................62
4.1 Схема обращения с ТРО на Курской АЭС.............................................................62
4.2 Схема обращения с металлическими отходами на Курской АЭС.......................63
4.3 Схема дезактивации фрагментов демонтированного оборудования..................64
4.4 Принципиальная схема обращения с РАО.............................................................65
Заключение 66
Список литературы 67
Список сокращений…….……………………………………………………………70



Введение
Курская АЭС является важнейшим узлом Единой энергетической системы России. Основной потребитель — энергосистема Центрального федерального округа, которая охватывает 19 областей ЦФО. Доля Курской атомной станции в установленной мощности всех электростанций Черноземья составляет около 50%.
Подключение энергоблока № 1 Курской АЭС к энергосистеме было осуществлено 19 декабря 1976 года. В эксплуатацию энергоблок № 1 был принят Государственной комиссией 12 января 1977 года.
Подключение энергоблока №2 Курской АЭС в энергосистему было осуществлено 28 января 1979 года. В эксплуатацию энергоблок № 2 был принят Государственной комиссией 31 января 1979 года.
Подключение энергоблока № 3 Курской АЭС к энергосистеме было осуществлено 17 октября 1983 года. В эксплуатацию энергоблок № 3 был принят Государственной комиссией 28 декабря 1983 года.
Подключение энергоблока № 4 Курской АЭС к энергосистеме было осуществлено 02 декабря 1985 года. В эксплуатацию энергоблок № 4 был принят Государственной комиссией 21 декабря 1985 года.
В 1986 и 1989 гг. ЛО АЭП были разработаны проекты реконструкции 1-ой очереди Курской АЭС на основе технических заданий и перечня мероприятий, утвержденных руководством Минатомэнергопрома СССР.
Проекты разрабатывались с учетом требований ОПБ-82. Позднее техническое задание уточнялось и дополнялось на основе ОПБ-88 и других НТД, и в 1993 г. был выпущен проект «Основные проектные решения по реконструкции 1-ой очереди КуАЭС», в составе которых представлено техническое обоснование безопасности первой очереди Курской АЭС.
В соответствии с дорожной картой сооружения АЭС, утвержденной Первым заместителем Генерального директора Госкорпорации «Росатом» 15.04.2015 и с учетом решений Госкорпорации «Росатом» о продлении сроков эксплуатации энергоблоков, окончательный останов блока №1 Курской АЭС планируется осуществить в 2021 году, блока №2 – в 2023 году, блока №3 – в 2028 году, блока №4 – в 2030 году.
С целью замещения выбывающих мощностей на основании вышеуказанной дорожной карты с учетом предложений в схему территориального планирования Российской Федерации и Протокола совещания от 25.05.2015 № 09-889-пр у директора Департамента развития электроэнергетики Минэнерго России запланирован ввод в эксплуатацию четырех блоков Курской АЭС-2 в 2021, 2022, 2024 и в период с 2028 по 2030 годы.
Концепция вывода из эксплуатации АЭС представляет собой организационно-технический процесс, разрабатываемая эксплуатирующей организацией, обосновывающая выбор варианта ВЭ конкретного ядерно и радиационно опасного объекта организации и определяющая его конечное состояние.
«Концепция вывода из эксплуатации энергоблоков Курской АЭС с РБМК-1000» разработана во исполнение поручения заместителя Председателя Правительства Д.О. Рогозина.
Концепция определяет основные положения по ВЭ блоков Курской АЭС с РБМК – 1000 (№1,2,3,4), включая промплощадку блоков со всеми зданиями и сооружениями, размещенными на ней, и является объектовой концепцией. Концепция разработана в соответствии с требованиями и положениями действующих законодательных и нормативных актов, а также в соответствии с «Концепцией вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения», введенной в действие приказом Государственной корпорации «Росатом» от 15.07.2014 № 645.
Раздел 1 Характеристика района размещения площадки Курской АЭС
1.1 Описание расположения площадки
Площадка Курской АЭС расположена в 40 км к западу от г. Курска и в 25 км от г. Льгова на территории Курчатовского района на левом берегу р. Сейм. Центр пункта Курской АЭС имеет географические координаты 51° 37 сш, 35° 41 вд.
По административному делению Курская область входит в состав Российской Федерации, по экономическому – в состав Центрально-Черноземного экономико-географического района.
Курская область граничит на северо-западе с Брянской, на севере – с Орловской, на севере-востоке – с Липецкой, на востоке – с Воронежской, на юге – с Белгородской областями России, на юго-западе и западе – с Украиной.
Наикратчайшее расстояние от Курской АЭС до границы Брянской области – 76 км, Орловской – 62 км, Липецкой – 150 км, Воронежской – 175 км, Белгородской – 62 км.
Расстояние от промплощадки Курской АЭС до государственной границы с ближайшим зарубежным государством (Украиной) – 62,5 км.
Расстояние от Курской АЭС до ближайших крупных населенных пунктов: г. Сумы – 105 км, Белгород – 137 км, Орел – 148 км, Харьков – 180 км, Брянск – 195 км, Воронеж – 244 км, Липецк – 290 км.
Основная железнодорожная магистраль сообщением Воронеж – Киев проходит на расстоянии 2,3 км от основных сооружений АЭС.
Вдоль нее проложено усовершенствованное шоссе с асфальтовым покрытием сообщением Курск – Глухов. Районные центры связаны с областным центром и между собой автобусным сообщением.
Промплощадка связана с г. Курчатов и автомобильной магистралью Курск – Глухов двумя автодорогами с твердым покрытием, которые были построены при строительстве I и II очередей АЭС.
Станцией примыкания подъездного железнодорожного пути Курской АЭС к железной дороге является станция Лукашовка.
Санитарно-защитная зона определена с радиусом 1,7 км от АЭС, зона наблюдений определена с радиусом 19 км от АЭС.
Основные здания и сооружения производств, входящих в состав I и II очередей Курской АЭС, находятся в охранной зоне и образуют территорию промплощадки.
К числу объектов, относящихся к категории пожаро- и взрывоопасных на АЭС, относятся ацетилено-генераторная станция, ресиверы азота, водорода и кислорода, склады дизтоплива (приемные и промежуточные).
За пределами охранной зоны промплощадки внутри санитарно-защитной зоны размещены: тепличный комбинат, садковое рыбное хозяйство АЭС, стройбаза с заводом ЖБиК, очистные сооружения промплощадки, пожарное депо со стоянкой крупно-габаритной пожарной техники, здания управления строительства.
1.2 Характеристика площадки
Площадка Курской АЭС находится в зоне северной лесостепи на юго-западных отрогах среднерусской возвышенности, в бассейне р. Сейм.
Рельеф района представляет приподнятую полого-волнистую, слегка всхолмленную равнину, сильно расчлененную множеством балок и оврагов.
Многочисленные долины, балки и овраги расчленяют территорию на плосковерхние увалы, крутизна склонов которых возрастает до 20-30 градусов.
Абсолютные высоты не превышают 240-260 м.
Почвенный покров в окрестностях Курской АЭС достаточно разнообразен. На территории радиусом 5 км вокруг АЭС почвенный покров представлен следующими группами почв: черноземы; серые лесные почвы; зернистые почвы пойм (аллювиальные луговые насыщенные); песчаные почвы.
Курская АЭС расположена в лесостепной зоне, коренная растительность, которой представлена луговыми степями и дубравами.
Лесные массивы занимают не более 30% площади.
Абсолютные отметки территории составляют 156,0-158,0 м в Балтийской системе высот, рельеф спокойный с уклоном до 5%.
Перечень основных зданий и сооружений промплощадки первой и второй очереди Курской АЭС приведен в приложении А.
План промплощадки Курской АЭС представлена на рисунке 1.



Рисунок 1 – План промплощадки Курской АЭС
1.3 Система обращения с РАО на Курской АЭС
Система обращения с РАО на Курской АЭС состоит из следующих элементов инфраструктуры: сбор; сортировка; транспортирование; переработка; хранение.
Все образующиеся при работе АЭС производственные отходы подразделяются на радиоактивные (РАО), очень низкоактивные (ОНАО) и нерадиоактивные. Все производственные отходы, образующиеся в зоне контролируемого доступа (ЗКД), до их проверки на содержание радиоактивных веществ относятся к радиоактивным.
К РАО относятся не подлежащие дальнейшему использованию вещества в любом агрегатном состоянии, материалы, изделия, приборы, оборудование, в которых содержание радиоактивных веществ, превышает уровни, установленные федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии.
Источниками твердых радиоактивных отходов являются демонтированные детали технологического оборудования, отработавшие ЗРИ, пришедшие в негодность: теплоизоляция, спецодежда, загрязненные радиоактивными веществами; средства дезактивации после их использования и т.д.
Сбор ТРО осуществляется непосредственно в местах их образования в первичную упаковку (полиэтиленовые, пластикатовые или в многослойные бумажные мешки) или в контейнер-накопитель отдельно от твердых бытовых отходов (ТБО) и раздельно по категориям и видам...



Заключение

Конечным состоянием энергоблоков Курской АЭС и площадки их размещения после завершения работ по выводу из эксплуатации должно являться состояние, при котором радиационно-загрязненные объекты (здания, сооружения, линейные объекты и др.) ликвидированы как радиационно-опасные объекты, а территория площадки реабилитирована до уровня, обеспечивающего возможность ее дальнейшего промышленного использования. При этом, такая ликвидация радиационной опасности не означает снос объектов капитального строительства, которые могут быть в дальнейшем использованы. Перечень объектов, подлежащих сносу, и перечень объектов, предназначенных для дальнейшего использования, определяются на стадии разработки проектной документации вывода из эксплуатации.


Список литературы
1) Федеральный закон РФ «Об использовании атомной энергии» от 21.11.1995 №170-Ф3;
2) Федеральный закон РФ от 11.07.2011 №190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации»;
3) Постановление Правительства РФ от 10.09.2012 г. № 899 «Об утверждении Положения о передаче радиоактивных отходов на захоронение, в том числе радиоактивных отходов, образовавшихся при осуществлении деятельности, связанной с разработкой, изготовлением, испытанием, эксплуатацией и утилизацией ядерного оружия и ядерных энергетических установок военного назначения»;
4) Постановление Правительства РФ от 19.10.2012 № 1069 «О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов»;
5) Постановление Правительства РФ от 19.11.2012 г. № 1185 «Об определении порядка и сроков создания единой государственной системы обращения с радиоактивными отходами»; Постановление Правительства РФ от 3 декабря 2012 г. № 1249 «О порядке государственного регулирования тарифов на захоронение радиоактивных отходов»;
6) НП-001-97 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97)»; НП-002-15 «Правила безопасности при обращении с радиоактивными отходами атомных станций»;
7) НП-012-99 «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции»;
8) НП-017-2000 «Основные требования к продлению срока эксплуатации блока атомной станции»;
9) НП-019-15 «Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности»;
10) НП-020-15 «Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требования безопасности»;
11) НП-021-15 «Обращение с газообразными радиоактивными отходами. Требования безопасности»;
12) НП-030-12 «Основные правила учета и контроля ядерных материалов»;
13) НП-058-14 «Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения»;
14) НП-061-05 «Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии»;
15) НП-067-11 «Основные правила учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов в организации»;
16) НП-082-07 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций»;
17) НП-091-14 «Обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Общие положения»;
18) НП-093-14 «Критерии приемлемости радиоактивных отходов для захоронения;
19) РБ-041-07 «Руководство по проведению периодической оценки безопасности блока атомной станции»;
20) РТМ 1652-6-91 ««Руководство по разработке проектно-сметной документации для проведения ремонтно-восстановительных работ промышленных зданий и сооружений»;
21) НРБ-99/2009 «Нормы радиационной безопасности»;
22) ОСПОРБ-99/2010 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности»;
23) СПОРО-2002 «Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами»;
24) СП 2.6.1.2205-07 (СП ВЭ БАС–07) «Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции»; СП.2.6.6.2572-2010 «Обеспечение радиационной безопасности при обращении с промышленными отходами атомных станций, содержащими техногенные радионуклиды»;
25) ПРБ АС-99 «Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций»;
26) СТО 1.1.1.04.001.0870-2012 «Требования пожарной безопасности при выводе энергоблоков атомных станций из эксплуатации»;
27) СТО 1.1.1.01.0678-2007 «Основные правила обеспечения эксплуатации атомных станций»;
28) РД ЭО 1.1.2.01.0827-2010 «Положение о порядке выполнения периодической оценки безопасности энергоблоков атомных станций»;
29) РД ЭО 1.1.2.25.0582-2011 «База данных по выводу из эксплуатации блоков атомных станций. Общие требования»;
30) РД ЭО 1.1.2.01.0013-2014 «Подготовка и вывод из эксплуатации блока атомной станции. Основные положения»;
31) РД ЭО 1.1.2.25.0962-2014 «Комплексное обследование блока атомной станции для подготовки и вывода из эксплуатации. Общие требования»;
32) СТО 1.1.1.03.004.0795-2009 «Дезактивация оборудования и помещений атомных станций. Критерии качества и средства проведения дезактивации»;
33) СТО 1.1.1.01.999.0466-2008 Основные правила обеспечения охраны окружающей среды на атомных станциях;
34) МУ 1.5.2.10.0156-2013 «Методические указания. Разработка проекта вывода энергоблоков атомных станций из эксплуатации»;


Список сокращений
АЭС - атомная электрическая станция
ВАО - высокоактивные радиоактивные отходы
ВЭ - вывод из эксплуатации
ГРО - газообразные радиоактивные отходы
ГЦН - главный циркуляционный насос
ДЭС - дизельная электростанция
ЖРО - жидкие радиоактивные отходы
ЗКД - зона контролируемого доступа
ИОС - ионообменная смола
ИС БДВЭ - информационная система база данных по выводу из эксплуатации
КГО - контроль герметичности оболочек
КМЗ - контейнер металлический защитный
КМПЦ - контур многократной принудительной циркуляции
КО - кубовый остаток
КП ЖРО - комплекс по переработке жидких радиоактивных отходов
КП РАО - комплекс по переработке радиоактивных отходов
КП ТРО - комплекс по переработке твердых радиоактивных отходов
КЦТК - контроль целостности технологических каналов
НАО - низкоактивные радиоактивные отходы
НВК - нижние водяные коммуникации
НЗК - невозвратный защитный контейнер
ОВОС - оценка воздействия на окружающую среду
ОНАО - очень низкоактивные отходы
ОНРАО - очень низкоактивные радиоактивные отходы
ООБ - отчет по обоснованию безопасности
ОРУ - открытое распределительное устройство
ОЯТ - отработавшее ядерное топливо
ПГС - парогазовая смесь
ПЗРО - пункт захоронения радиоактивных отходов
ПУГР - промышленный уран-графитовый реактор
РАО - радиоактивные отходы
РБМК - реактор большой мощности канальный
РЗМ - разгрузочно-загрузочная машина
РК - радиационный контроль
САО - среднеактивные радиоактивные отходы
САОР - система аварийного охлаждения реактора
СИЗ - средства индивидуальной защиты
СУЗ - система управления и защиты
ТРО - твердые радиоактивные отходы
УПАК - установка подавления активности контура
УТБ - узел транзитных баков
ХЖО - хранилище жидких отходов
ХЖТО - хранилище жидких и твердых отходов
ХОЯТ - хранилище отработавшего ядерного топлива
ХТРО - хранилище твердых радиоактивных отходов
ЯРОО - ядерно и радиационно опасный объект




Перейти к полному тексту работы


Скачать работу с онлайн повышением уникальности до 90% по antiplagiat.ru, etxt.ru


Смотреть похожие работы

* Примечание. Уникальность работы указана на дату публикации, текущее значение может отличаться от указанного.