Обеспечение физической защиты учёта и контроля при обращении ядерных материалов на атомной станции (реактор ВВЭР-1000)

Введение 3
1 Формирование структуры ядерного объекта. Выделение особенностей расположения технологических элементов на объекте 4
2 Анализ уязвимости ядерного объекта 6
2.1 Описание ядерного объекта 6
2.2 Перечень уязвимых мест и выявление угроз 8
3 Модель нарушителя 10
4 Границы охраняемых зон. Категорирование помещений 12
4.1 Охраняемые зоны 12
4.2 Категорирование помещений 14
5 Структура системы физической защиты. Оснащение периметра 15
5.1 Структура СФЗ 15
5.2 Оснащение периметра 16
6 Оснащение границ охраняемых зон. Разработка организационных мероприятий при функционировании СФЗ 18
6.1 Оснащение границ охраняемых зон 18
6.2 Организационные мероприятия 20
7 Процедуры учёта и контроля 25
7.1 Перемещение ЯМ на ЯО 25
7.2 Хранение свежих ТВС 26
7.3 Выделение ЗБМ, КТИ, категорирование ЯМ 27
7.4 Применяемые процедуры и технические средства контроля доступа в ЗБМ 29
7.5 Процедуры проведения физической инвентаризации 30
Заключение 32
Список используемой литературы 34
Приложение А 39

Весь текст будет доступен после покупки

Огромным преимуществом водо-водяного реактора является то, что он наиболее безопасен при эксплуатации, например, чем реактор РБМК. Это обусловлено, тем, что реактор типа ВВЭР имеет защитную оболочку, которая при аварии препятствует распространению радиоактивности, также в активной зоне ВВЭР не содержится графит, который является горючим веществом, и если произойдет потеря теплоносителя или нарушение охлаждения активной зоны, то цепная реакция затухает, а не разгоняется. Поэтому для рассмотрения вопросов организации строительства АЭС в рамках курсового проекта был выбран реактор типа ВВЭР-1000.

Весь текст будет доступен после покупки

1 Формирование структуры ядерного объекта. Выделение особенностей расположения технологических элементов на объекте

Генеральный план АЭС представлен в Приложении А (Рисунок А1). Вход на территорию объекта происходит через контрольно-пропускные пункты (КПП). На разрабатываемом генеральном плане АЭС присутствуют 3 типа КПП. Автомобильное, людское и железнодорожное. Слева от КПП находится административно-бытовой корпус. Он предназначен для размещения руководства объекта, в нём находятся кабинеты для совещаний и планёрок, кабинеты инженерно-технических работников и различных дополнительных вспомогательных служб, комнаты отдыха, небольшие склады, медпункты, столовая. Для управления системами физической защиты АЭС выделены здания центрального пункта управления и двух локальных. Так как главное предназначение АЭС – выработка электроэнергии, то на территории должны располагаться резервно-дизильные электростанции, линии электропередач, резервно-дизельная станция, которая обеспечивает вывод электроэнергии и электрическая подстанция питания, предназначенная для приёма распределения и преобразования электроэнергии.
Самыми главными помещениями на территории являются два энергоблока, которые состоят из реакторного отделения (далее ? РО) и машинного зала (Приложение А. Рисунок А2). Реакторное отделение состоит из КПП, санпропускника, помещения, в котором находится сам реактор ВВЭР-1000, бассейн выдержки и компенсатор объёма, а также временное хранилище свежего топлива, транспортный шлюз, ремонтная мастерская для РО и пульт управления реактором. С помощью транспортного шлюза на железнодорожном транспорте привозят свежее топливо, где перемещают его во временное хранилище. Компенсатор объёма необходим для регулирования изменения объёма воды в первом контуре из-за изменения температуры при работе реактора. Бассейн выдержки предназначен для временного хранения отработавшего ядерного топлива в воде или другой жидкости, в котором происходит его охлаждение, а также он служит в качестве биологической защиты. Рядом с реакторным отделением находится вытяжная труба для газообразных радиационных отходов.
Между реакторным и машинным залом находится промежуточный отсек, в котором расположены помещения с системой специальной водоочистки, управление подачи воды и деаэратором, который отчищает жидкость от нежелательных газовых примесей.
Машинный зал содержит турбины, турбогенератор, питательные насосы, сепаратор перегреватель пара, цилиндры низкого и среднего давления, перегреватель высокого и низкого давления, отдельные входы с улицы и в промежуточный отсек, а также транспортный шлюз.
Следующим важным зданием на объекте является склад свежего топлива, который располагается между двумя энергоблоками для обеспечения максимально удобного пути транспортирования топлива. Также на территории находятся брызгательный бассейны и градирни, которые необходимы для охлаждения воды. Вода охлаждается путём разбрызгивания её в атмосферу. Для водо-водяной реактора, где вода является теплоносителем и замедлителем необходимо большое количество воды для разных нужд, поэтому на станции необходимы насосная станция и станция водоподготовки, которые располагаются недалеко от озера.

Весь текст будет доступен после покупки

1. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С. А. Андрушечко [и др.]. — Москва : Логос, 2010. — 604 с.
2. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии НП-064-17 «Учёт внешних воздействий природного и техногенного происхождения на объекты использования атомной энергии» (утв. Приказом Федеральной службы по экологическому, техническому и атомному надзору от 23.06.2017 № 217).
3. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии НП-032-01 «Размещение атомных электростанций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности» (утв. постановлением Госатомнадзора России от 08.11.2001 № 10).
4. Приказ Ростехнадзора от 29.12.2011 №756 «Об утверждении положения о составе и содержание отчёта по анализу уязвимости ядерного объекта», утверждённые приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору.
5. Проведение анализа уязвимости ядерного объекта – URL: http://studbooks.net/1416057/bzhd/provedenie_analiza_uyazvimosti_yadernogo_obekta/ (дата обращения 15.03.2023). – Текст: электронный.
6. Постановление Правительства РФ от 19.07.2007 № 456 «Об утверждении Правил физической защиты ядерных материалов, ядерных установок и пунктов хранения ядерных материалов»//Собрание законодательства РФ. – URL: https://docs.cntd.ru/document/902053152/titles/64U0IK (дата обращения 25.02.2023). – Текст: электронный.
7. Лескин, С. Т. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000 : учебное пособие для вузов [Электронный ресурс] / Лескин С. Т., Шелегов А. С., Слободчук В. И. — Москва : НИЯУ МИФИ, 2011. — 116 с
8. Белозеров, В. И. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000 [Электронный ресурс] / Белозеров В. И., Жук М. М., Кузина Ю. А., Терновых М. Ю. — Москва : НИЯУ МИФИ, 2014. — 288 с.

Весь текст будет доступен после покупки