...
ДИПЛОМНА РОБОТА на тему “Геолого-геофізичне та радіоекологічне обстеження Київського міжрегіонального об’еднання “Радон” з метою визначення стану його екологічної безпеки”. PDF Печать E-mail

ЗМІСТ

 

 

ВСТУП…………………………………………………………...

4

1.

2.

2.1.

2.2.

2.3.

2.4.

2.5.

3.

4.

5.

5.1.

5.2.

5.2.1.

6.

6.1.

6.2.

6.3.

6.4.

НОРМАТИВНА БАЗА З ЯДЕРНОЇ ТА РАДІАЦІЙНОЇ БЕЗПЕКИ………………………………………………………...

ХАРАКТЕРИСТИКА МІСЦЯ РОЗТАШУВАННЯ БУДІВЕЛЬНОГО МАЙДАНЧИКА………………………….

КЛІМАТ……………………………………………………..……

ОРОГІДРОГРАФІЯ, ГЕОМОРФОЛОГІЯ, РЕЛЬЄФ…………

ГЕОЛОГІЧНА БУДОВА………………………………………..

ГІДРОГЕОЛОГІЧНІ УМОВИ…………………………………..

ТЕКТОНІЧНІ ТА СЕЙСМІЧНІ УМОВИ РАЙОНУ………...

ХАРАКТЕРИСТИКА РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ………………………………………………………..

ОБГРУНТУВАННЯ НЕОБХІДНОГО ТЕРМІНУ ФУНКЦІОНУВАННЯ СХОВИЩ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ КОМПЛЕКСУ “ВЕКТОР”……………………………………………….………

ТЕХНІЧНІ РІШЕННЯ ТА ФУНКЦІОНУВАННЯ КОМПЛЕКСУ…………………………………………………..

ЗАХОРОНЕННЯ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ…………...

НОРМАЛЬНЕ ФУНКЦІОНУВАННЯ КОМПЛЕКСУ.………

ТРАНСПОРТУВАННЯ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ………………………………………………………..

ОСНОВНІ ІНЖЕНЕРНІ РІШЕННЯ ДЛЯ СПОРУД, ЩО ВИКОРИСТОВУЮТЬСЯ ДЛЯ ЗБЕРІГАННЯ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ І, ІІ ГРУПИ КОПЛЕКСА……………………………………………………..

РОЗМІЩЕННЯ ПІДПРИЄМСТВА…………………….………

ПЛАНУВАННЯ СПОРУД КОМПЛЕКСУ……………………

ВЕРТИКАЛЬНЕ ПЛАНУВАННЯ……………………………...

БЛАГОУСТРІЙ ТА ОЗЕЛЕНЕННЯ…………………………...

 

10

 

17

17

22

23

26

28

 

29

 

 

 

32

 

36

36

39

 

40

 

 

 

40

45

46

49

49

 

ВИСНОВКИ……………………………………………………..

СПИСОК ВИКОРИСТАНОЇ ЛІТЕРАТУРИ………………

50

52

ВСТУП.

Атомна енергетіка в Україні почала свій відлік з 1977р., коли було введено до експлуатації перший блок Чорнобильської АЕС.  Згідно з планами розвитку атомної енергетики в колишньому Радянському Союзі, на території України повино було бути споруджено 9 АЕС.  За період з 1977 по 1989 рр. було введено 16 енергоблоків загальною потужністю 14800 МВт на 5 атомних станціях: Запорізькій, Рівненській, Хмельницькій, Чорнобильській, Південноукраїнській.  Проекти будівництва Чигиринської та Харківської АЕС були анульовані через серйозні геологічні помилки при виборі місця для проммайданчиків.
Впродовж кількох десятиліть в Україні здійснюється масштабна ядерна програма, але тільки з набуттям незалежності в національному законодавстві проголошено пріоритет безпеки людини і довкілля як основи державної політики в ядерній галузі.
Приєднання України, як суверенної держави, до ряду міжнародних Конвенцій та Угод поклало на неї відповідальність та зобов’язання по дотриманню вимог цих правових актів. Зокрема, ратифікація Україною Конвенції з ядерної безпеки продемонструвала визнання нею:
- відповідальності за ядерну безпеку тих ядерних установок, що знаходяться під її юрисдикцією;
- необхідності забезпечення того, щоб використання ядерної енергії було безпечним, добре зарегульованим та екологічно раціональним;
- необхідності повсякчасного сприяння підтриманню високого рівня ядерної безпеки;
- зобов’язань щодо використання основоположних, сформульованих на міжнародному рівні керівних принципів безпеки.
Досвід розвинутих ядерних держав свідчить про те, що безпечне використання ядерних технологій пов’язане з вирішенням численних і складних проблем і можливе тільки за умов ефективного регулювання безпеки, управління нею та наявності адекватного наукового, аналітичного, технічного, методичного та експертного супроводу.
За кількістю ядерних енергетичних установок Україна посідає 8-е місце в світі і 5-е в Європі. Запорізька АЕС є найпотужнішою атомною електростанцією в Європі.
В Україні існує 5 АЕС з загальним числом енергоблоків - 20, які мають різні конструктивні особливості та знаходяться на різних стадіях життєвого циклу:
Рівненська АЕС - два енергоблоки з ВВЕР-440 та один з ВВЕР-1000;
Хмельницька АЕС - один енергоблок з ВВЕР-1000;
Південно-Українська АЕС - три енергоблоки з ВВЕР-1000
Запорізька АЕС - шість енергоблоків з ВВЕР-1000
Чорнобильська АЕС - три енергоблоки з РБМК-1000
В 1997 р. в експлуатації знаходилось 14 енергоблоків АЕС, загальною потужністю 12,8 млн. кВт. Основу реакторного парку України складають водо-водяні реактори типу ВВЕР-1000 (11 шт.), реактори ВВЕР-440 (2 шт.) та уран-графітові канальні реактори типу РБМК-1000 (1 шт.).
В 1997 р. енергоблоки АЕС України виробили 79 432 млн.кВт електроенергії, що складає близько 44,9% від загального її виробництва в Україні.
Чотири енергоблоки з реакторами ВВЕР-1000 знаходяться на різних стадіях будівництва. Роботи по будівництву проводяться тільки на 2-му енергоблоці ХАЕС та 4 РАЕС, на інших двох енергоблоках (3, 4 ХАЕС) спорудження зупинено.
Перший блок ЧАЕС був зупинений і переведений в режим технічного обслуговування 30 листопада 1996 р., а 22 грудня 1997 р. КМУ прийняв рішення про дострокове зняття його з експлуатації.
В Україні розташовано два дослідницьких реактори: ВВР-М - в м. Київ, (Київський інститут ядерних досліджень НАН) та ДР-100 - в м. Севастополь (Севастопольський інститут ядерної енергії і промисловості). В 1997 р. дослідницькі реактори не працювали. Крім дослідницького реактора, в Севастопольському інституті ядерної енергії та промисловості є критична збірка, яка на даний час не експлуатується.
Україна має шість регіональних підприємств Державного об’єднання “Радон” по поводженню з радіоактивними відходами, які приймають на збереження радіоактивні відходи від усіх галузей народного господарства (крім ядерної енергетики). Ці підприємства, як і АЕС, не мають повного технологічного циклу переробки відходів у форму, безпечну для зберігання і захоронення.
У 30-кілометровій зоні Чорнобильської АЕС зберігається в тимчасових, непристосованих сховищах велика кількість радіоактивних відходів, які утворились внаслідок аварії на 4-му енергоблоці. Головним джерелом небезпеки залишається об’єкт “Укриття”, в якому зосереджені радіоактивні та ядерні матеріали, сумарна активність яких складає 20 млн. Кюрі.
Підприємства по видобутку та переробці уранової руди знаходяться у Дніпропетровській, Миколаївській та Кіровоградській областях і належать до виробничого об’єднання “Східний гірничо-збагачувальний комбінат”.
Видобування уранової руди в Україні, головним чином, провадиться на 3-х виробничих майданчиках: Жовтоводському, Кіровоградському та Смолінському рудниках. У 1996 р. ВО “СхідГЗК” передане для промислового використання Новокостянтинівське родовище. Девлатівське та Братське родовища (Дніпропетровська та Миколаївська області) вже кілька років не експлуатуються і там продовжуються рекультиваційні роботи, після закінчення яких, землі будуть передані у господарське використання.
Україна належить до країн з розвиненим використанням ядерних технологій та ДІВ по усіх напрямах господарчої, медичної і наукової діяльності.  За неповними даними, в областях України на теперішній час є 2086 потенційних заявників (без медичних установ), що мають отримати дозвіл на здійснення діяльності з ДІВ. У зв’язку з економічною кризою деякі підприємства припинили свою діяльність, в т.ч. і з джерелами іонізуючого випромінювання. Це спричинило необхідність нагального вирішення проблем запобігання несанкціонованому обігу ДІВ та їх втратам, що може призвести до опромінення людей і забруднення навколишнього середовища.
1990-й рік став першим роком, коли у всьому світі не було розпочато будівництво жодного реактора.
Майже кожна із шести збудованих у світі АЕС нині закрита.  75 реакторів потужністю 16673 МВт були зупинені, відпрацювавши менше 17 років.


Обгрунтування теми дипломної роботи.


Основними виробниками радіоактивних відходів і місцями їх концентрації на сьогодні є:
- АЕС (відпрацьоване ядерне паливо та експлуатаційні РАВ);
- урановидобувна і переробна промисловість (накопичено 65,5 млн.т РАВ);
- медичні, наукові, промислові та інші підприємства і організації;
- Українське державне об’єднання “Радон” (накопичено близько 5000 м3 РАВ);
- Зона відчуження Чорнобильскої АЕС (більш ніж 1,1 млрд. м3 РАВ).
85-90% РАВ України є низько- і середньоактивними. Високоактивні РАВ, в основному, накопичуються на атомних електростанціях у спеціальних сховищах.
Головними осередками накопичення найбільшої кількості високорадіоактивних відходів в Україні є атомні станції, на яких здійснюється їх часткова первинна переробка та тимчасове зберігання.
Радіоактивні відходи на АЕС складаються з рідких (РРВ) і твердих (ТРВ) відходів. РРВ утворюються з трапних вод, неорганізованих протікань першого контуру, стоків душових, санпропускників, лабораторій, регенераційних вод спеціальної водоочистки, внаслідок проведення дезактиваційних робіт. Продукт переробки РРВ - кубовий залишок (КЗ), зберігається в такому вигляді або концентрується методом глибокого упарювання для зменшення його об’єму. На всіх АЕС відсутній повний технологічний цикл первинної переробки РРВ. Тільки на Запорізькій та Хмельницькій АЕС здійснюється глибоке упарювання РРВ до концентрацій солей 1500-1600 г/л. На інших АЕС РРВ зберігаються у вигляді КЗ, що не відповідає вимогам норм та правил поводження з РАВ. На всіх станціях відсутні технології для переведення РРВ у твердий стан.
ТРВ утворюються, в основному, при здійсненні технічного обслуговування та ремонту енергоблоків. На 1 січня 1998 р. в сховищах АЕС України знаходилось 26126м3 ТРВ і 25216м3 кубових залишків після переробки рідких РАВ. Активність КЗ складає близько 10 000 Кu. Сумарна активність твердих РАВ на АЕС не визначена в зв’язку з недосконалою системою поводження з ТРВ та відсутністю необхідного обладнання для їх сортування та вимірювання.
Проблема поводження з відпрацьованим ядерним паливом в Україні гостро постала в зв’язку з порушенням традиційної практики відправлення відпрацьованих тепловидатних збірок в Росію на переробку та захоронення.
Крім поточних питань щодо безпечного поводження з ВЯП та проміжного його збереження, в перспективі нагального вирішення набудуть проблеми захоронення продуктів переробки такого палива, що почнуть повертатися з підприємств Росії починаючи з 2015 р. На сьогодні в Україні відсутня державна програма поводження з ВЯП. Приреакторні басейни витримки деяких реакторів ВВЕР та сховище для ВЯП реакторів РБМК заповнені майже до проектних обсягів. Так, загальна місткість БВ реакторів ВВЕР-1000 складає близько 5300 місць (заповнені на 57%), а реакторів ВВЕР-440 - 1450 (заповнені на 70%). У 1997 р. відправлено до Росії близько 80% вилучених з реакторів відпрацьованих ТВЗ, а відносно загальної кількості накопиченого палива на АЕС - тільки 4,64%. При припиненні відправлення ВЯП басейни витримки будуть заповнені за 3 роки, а з огляду на необхідність обов’язкового резерву - через 1-1,5 року.
Ємності сховищ для палива реакторів РБМК-1000 (ЧАЕС) будуть заповнені до 1999 р. (зараз - на 85%). Відсутній резерв для розміщення ВЯП при знятті РБМК з експлуатації. Слід зауважити, що і саме сховище не відповідає діючим вимогам та підлягає зняттю з експлуатації.
Зазначене ініціює пошук додаткових можливостей для збереження ВЯП.

Дану роботу ви можете отримати по замовленню!

 

Яндекс.Метрика >