WWW.NAUKA.X-PDF.RU
БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА - Книги, издания, публикации
 


Pages:     | 1 | 2 || 4 |

«Знакомьтесь: атомная станция Эффективность, безопасность, надежность 2008 г. Ростовский информационно-аналитический центр Волгодонской АЭС Авторский коллектив Кандидат ...»

-- [ Страница 3 ] --

Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядер урана U-235 при поглощении ими замедленных нейтронов. Продукты деления – «осколки» ядер – имеют огромную скорость, и их кинетическая энергия переходит в тепловую при торможении в веществе топливной таблетки. При работе реактора температура внутри ТВЭЛов достигает двух тысяч градусов!

В отличие от урана, продукты деления, среди которых есть и твердые вещества, и газы (ксенон, криптон), обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо и заключено в герметичные циркониевые оболочки, препятствующие выходу осколков деления в теплоноситель первого контура.

Топливо находится в активной зоне реактора 3 года. За это время незначительная часть ТВЭЛов может потерять герметичность вследствие возникновения микротрещин в циркониевых оболочках. Вследствие этого в теплоноситель первого контура могут попадать продукты деления, в основном газообразные. Кроме того, под действием нейтронных потоков в активной зоне реактора происходит активация теплоносителя, то есть появление в нем новых радиоактивных ядер.

Основной вклад в наведенную радиоактивность вносят активированные примеси теплоносителя (соли, продукты коррозии, продукты износа движущихся частей оборудования) и кислород. В результате всех этих процессов теплоноситель имеет достаточно высокую радиоактивность, хотя и на много порядков меньшую, чем у облученного топлива в ТВЭЛах. Эти факты хорошо известны, именно поэтому в системах безопасности реактора предусмотрены необходимые меры для того, чтобы теплоноситель не мог оказаться в контакте с людьми или атмосферой. Кроме того, производится непрерывная очистка теплоносителя первого контура от примесей, чтобы не допускать повышение его радиоактивности сверх установленного предела.

Управление и защита ядерного реактора осуществляются регулированием интенсивности потока нейтронов при перемещении по высоте активной зоны стержней, поглощающих нейтроны. Стержни изготовлены из карбида бора, вещества, сильно поглощающего нейтроны, и перемещаются в специальных направляющих каналах, размещённых между ТВЭЛами внутри топливных сборок. Чем глубже введены стержни в активную зону, тем больше нейтронов поглощается.

При небольших перемещениях стержней вверх или вниз цепная ядерная реакция будет либо развиваться, либо затухать, то есть мощность реактора будет либо расти, либо уменьшаться. При глубоком введении стержней цепная реакция полностью прекращается из-за сильного поглощения нейтронов. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления реактором.

Кроме системы управления и защиты, основанной на перемещении поглощающих стержней, воздействие на нейтронный поток в активной зоне осуществляется также с помощью борного регулирования, то есть изменением концентрации борной кислоты в первом контуре.

При высокой концентрации борной кислоты в активной зоне происходит настолько сильное поглощение нейтронов, что цепная реакция прекращается.

Размещение поглощающих стержней внутри активной зоны реактора определяется по результатам расчётов и измерений нейтронных полей. Как правило, для управления мощностью реактора и обеспечения симметричности нейтронных полей в активной зоне реактора достаточно 10% управляющих стержней, а оставшиеся 90% находятся над активной зоной и при необходимости могут быть применены для экстренной остановки реактора автоматикой или оператором со щита управления.

Обеспечение безопасной эксплуатации ядерной энергетической установки основано на глубоких знаниях об ядерных, тепловых, химических и механических процессах, протекающих в ней, и высоком уровне технического обеспечения. При этом реализуются следующие основные принципы:

1• переходные регулируемые режимы мощности реактора осуществляются при очень малой реактивности за счет запаздывающих нейтронов (параметр реактивности определяет различные режимы работы реактора, малая реактивность соответствует почти стационарному, то есть устойчивому во времени режиму работы реактора);

2• в реакторе действует механизм отрицательной обратной связи по температуре и мощности, так что при малых отклонениях параметров реактора и теплоносителя реактор проявляет свойство саморегуляции, когда режим его работы оказывается устойчивым;

3• регулирование мощности реактора основано не только на применении твердых поглотителей (поглощающих стержней), но и на использовании жидких поглотителей нейтронов – изменение концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура;

4• используются дистанционные системы контроля и управления реактором, дублирование ряда устройств, применяются только узлы и агрегаты с высокой степенью надежности их работы.

Обеспечению безопасности эксплуатации атомной станции, повышению надежности и эффективности ее работы служат и плановые профилактические работы, проводимые ежегодно на каждом из работающих энергоблоков. Эти профилактические работы, называемые планово-предупредительным ремонтом (ППР), являются обязательным этапом производственной деятельности всех атомных электростанций. Цель ППР - обследование и ремонт оборудования для обнаружения и устранения скрытых дефектов; перегрузка ядерного топлива; замена узлов и агрегатов, выработавших ресурс, модернизация оборудования. Один раз в четыре года работающий энергоблок выводится в капитальный ППР с полной выгрузкой ядерного топлива из активной зоны реактора. Во время капитального ППР проводятся обследования технического состояния и испытания внутрикорпусных устройств, а также испытания корпуса реактора на прочность.

Добавим, что в настоящее время в мире находятся в эксплуатации более 40 реакторов типа ВВЭР различной мощности, при этом за все время работы на них не зарегистрировано ни одной серьезной аварии.

–  –  –

Ядерным топливом, «пищей» для ядерного реактора является вещество, в котором возможна цепная реакция деления ядер. Существует только одно природное ядерное топливо — уран, точнее его изотоп U-235, способный к делению нейтронами и поддержанию цепной реакции (ядерное горючее). Топливо, используемое в реакторах типа ВВЭР, должно содержать примерно 4 – 4,5 % изотопа U-235, но содержание этого изотопа в добываемом природном уране составляет всего 0,7%, остальные 99,3% - изотоп U-238. Поэтому сначала природный уран «обогащают», повышая процентное содержание U-235. Далее на заводах-изготовителях ядерного топлива прессуются и спекаются таблетки из двуокиси урана с добавлением необходимых компонентов, и производится изготовление ТВЭЛов, из которых собирают тепловыделяющие сборки (ТВС).

Свежее топливо поступает на АЭС в виде ТВС, которые можно перевозить совершенно безопасно — эти сборки перевозят в специальных транспортных контейнерах, разработанных по нормам МАГАТЭ специально для перемещения ТВС с завода-изготовителя на АЭС. В конструкции контейнеров предусмотрены все возможные аварийные ситуации на транспорте. Напомним, что естественная радиоактивность свежего топлива в ТВС достаточно низка — ни облучение людей, ни сколько-нибудь значительное загрязнение местности даже в случае транспортной аварии невозможны. Общая масса топлива в полной загрузке активной зоны реактора – около 80 тонн.

Обращение с топливом, особенно облученным, требует особых мер безопасности. На атомной станции действует специальная система транспортировки и хранения свежего и отработанного топлива. Основные операции с ядерным топливом следующие:

1• прием, хранение и подготовка свежего топлива к загрузке в реактор;

2• перегрузка топлива в реакторе;

3• хранение отработанного топлива;

4• отправка отработанного топлива с территории станции.

Каждый пункт в этой последовательности операций выполняется с четким соблюдением временного и технологического режимов, правил техники безопасности.

На атомной станции свежее топливо хранится в узле свежего топлива, расположенном в спецкорпусе. Здесь проводятся все операции с ядерным топливом до момента его загрузки в реактор: прием топлива, входной контроль, хранение (в специальных чехлах), подготовка свежих ТВС к загрузке. Доставка ТВС в реакторное отделение производится в защитных чехлах на специальной внутристанционной платформе.

Отработанное топливо имеет высокую радиоактивность, поэтому все операции по замене отработавших ТВС на свежие, перестановке ТВС внутри активной зоны реактора выполняются с помощью специального механизма – перегрузочной машины под слоем воды, обеспечивающим защиту персонала от гамма–излучения. А хранение отработавших топливных сборок производится внутри герметичной оболочки реакторного отделения в стеллажах бассейна выдержки под защитным слоем воды, содержащей раствор борной кислоты. Это обеспечивает необходимую радиационную защиту и охлаждение тепловыделяющих сборок за счет естественной циркуляции.

Отработанное топливо выдерживается на АЭС не менее трех лет, при этом ведется постоянный контроль уровня и температуры воды в бассейне выдержки и концентрации в ней борной кислоты. Затем отработанное топливо вывозят на предприятие по регенерации топлива в специальных транспортных контейнерах ТК-13, обеспечивающих полную безопасность при транспортировке железнодорожным транспортом даже в случае железнодорожных аварий. Вывоз топлива производится специальным эшелоном, в состав которого входят несколько вагон-агрегатов с транспортными контейнерами.

Отработанное топливо представляет собой ценное сырье, в результате переработки которого подавляющая часть выделенных элементов будет вновь использовано, а объем радиоактивных отходов значительно уменьшится. Конечно, для соблюдения норм безопасности все операции с выгоревшими ТВС, включая и загрузку транспортных контейнеров, производятся только под защитным слоем воды в бассейне выдержки.

Для любознательных:

При 4,4% обогащении на одну тонну свежего ядерного топлива приходится 44 килограмма изотопа урана U-235 и 956 килограммов изотопа урана U-238. При выделении 1 МВт тепловой мощности в течение суток в ядерном реакторе расходуется 1 г U-235. Таким образом, в сутки энергоблок Волгодонской АЭС расходует около 3 кг U-235, а за год – приблизительно 1 тонну делящегося материала.

ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ

Безусловно, вопросам безопасности на АЭС уделяется максимальное внимание.

Следует понимать, что «безопасность» любой сложной технической системы, как и любого человека, любых обществ, государств и Земли в целом является относительным понятием и не может быть абсолютной. Термин «безопасность» следует рассматривать как систему мер по защите от опасностей, как умение предвидеть и предотвращать опасные ситуации.

Безопасность атомной станции – это свойство обеспечивать защищенность персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия АЭС во всех режимах ее эксплуатации и при любых аварийных ситуациях, ограничивая это воздействие допустимыми пределами. Используя военные термины, можно сказать, что безопасность АЭС обеспечивается за счет последовательной реализации концепции глубокоэшелонированной защиты. Она основана на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ, а также системы технических и организационных мер по защите этих барьеров, сохранению их эффективности и мер по защите персонала, населения и окружающей среды.

Концепция глубокоэшелонированной защиты осуществляется на всех этапах, начиная с выбора площадки размещения АЭС и ее строительства. Приоритетной при этом является стратегия предотвращения неблагоприятных событий при эксплуатации.

Высоки ли барьеры безопасности Важнейшим требованием принципа глубокоэшелонированной защиты является организация физических барьеров безопасности. На пути распространения радионуклидов в окружающую среду создается целый комплекс независимых преград — барьеров безопасности, которые действуют независимо от вмешательства человека. Их основная задача — максимально удержать радиоактивные продукты там, где они образовались: в ТВЭЛе, технологическом контуре, не допустить попадания радиоактивных веществ в окружающую среду в опасных для человека концентрациях.

Первым из таких барьеров является само спрессованное в таблетки и спеченное до состояния керамики ядерное топливо – «топливные матрицы». В них удерживается основное количество нуклидов, образующихся в процессе деления ядер.

Вторым барьером, препятствующим попаданию продуктов деления в теплоноситель первого контура, является трубчатая циркониевая оболочка ТВЭЛов. Однако и сквозь нее нуклиды могут в малых количествах попадать в теплоноситель, поскольку в оболочках ТВЭЛов могут быть микродефекты.

Третьим барьером безопасности являются стенки оборудования и трубопроводов первого контура. Чтобы избежать возможного последующего попадания нуклидов в атмосферу, вся система организации и контроля качества монтажа и функционирования первого контура обеспечивает невозможность контакта теплоносителя с атмосферой и персоналом. Для этого, например, перед началом эксплуатации первый контур подвергается гидравлическим испытаниям на прочность и герметичность внутренним давлением 250 атмосфер.

Четвертым барьером является система локализации последствий аварии. Она состоит из герметичной защитной оболочки, внутри которой расположены все оборудование и трубопроводы первого контура с радиоактивным теплоносителем, и спринклерной системы. Вся внутренняя поверхность облицована стальными листами толщиной 8 миллиметров, образующими полностью герметичный объем. Конструкция герметичной оболочки позволяет выдерживать все возможные виды внешних воздействий — землетрясения силой до 7 баллов, смерчи, ураганы, пыльные бури, воздушные ударные волны (например, при взрывах), падение самолета массой до 20 тонн при скорости в 700 км в час и прочие.

Отметим, что по результатам испытаний на прочность и герметичность, проведенных в 2000 году, герметичная защитная оболочка первого энергоблока Волгодонской АЭС признана лучшей в России.

Безаварийная эксплуатация В обеспечении безопасности АЭС решающее значение имеет безаварийная работа реакторной установки, оборудования первого и второго контуров.

Все основные элементы первого контура имеют специальные устройства и приспособления для проведения проверок, испытаний и наблюдения режима их работы. Контроль состояния металла проводится постоянно в течение всего срока эксплуатации. Это обеспечивается специальными системами, а также использованием комплектов образцов-имитаторов и образцов–свидетелей, общий вес которых превышает 2800 килограммов. Эти образцы позволяют в течение всего периода эксплуатации реактора уверенно отслеживать лабораторными методами состояние металла и сварных швов первого контура, вовремя реагировать на изменения их механических свойств, а также химического состава и макроструктуры под воздействием ионизирующих излучений. Для выявления микротрещин и других дефектов металла используется также дистанционно управляемый механический манипулятор, который позволяет осматривать снаружи 100 % поверхности днища и цилиндрической части корпуса реактора.

При эксплуатации энергоблока производится непрерывный контроль и управление параметрами оборудования. Для обеспечения надежности защитных барьеров на АЭС существует система защиты самих барьеров, основанная на соблюдении пределов и условий безопасной эксплуатации. Это, в частности, предотвращает разрушение или повреждение оборудования. Например:

- Реактор имеет защиту по уровню мощности, по периоду разгона, по параметрам теплоносителя, по работоспособности органов регулирования, а весь первый контур – по превышению давления. Слабые колебания давления в первом контуре самокомпенсируются, значительные колебания давления сглаживаются путем срабатывания регуляторов давления в компенсаторе давления, а при сверхнормативном повышении давления срабатывает система защиты первого контура. Через импульсно-предохранительные клапаны часть пара сбрасывается из компенсатора давления в специальный бак-барботёр.

- Парогенератор имеет защиту по давлению и уровню воды в нем. В ситуации, когда в парогенераторах уровень воды снижается ниже необходимого и одновременно, по каким-либо причинам, не работают турбопитательные и вспомогательные насосы машинного зала, в действие вступает система аварийной питательной воды парогенераторов, подающая требуемый объем воды.

- Парогенераторы и трубопроводы второго контура имеют защиту по превышению давления. Для их защиты предусмотрены предохранительные клапаны парогенератора и быстродействующие редукционные установки для сброса лишнего пара в конденсатор или в атмосферу. Напомним, что пар из второго контура нерадиоактивен.

- Турбина имеет защиту по частоте вращения и осевому смещению ротора, по уровню вибрации подшипников и другим параметрам.

Защита энергоблока в целом осуществляется посредством снижения мощности реактора или полного прекращения в нем цепной реакции с помощью системы управления и защиты реактора. Снижение мощности происходит по сигналам предупредительной защиты какого-либо оборудования (при небольших отклонениях в параметрах), а полное глушение реактора – при формировании сигнала аварийной защиты. Аварийная защита вызывает одновременное падение под действием собственного веса всех поглощающих стержней до крайнего нижнего положения за время 3-4 секунды.

Предупредительная защита вызывает движение групп поглощающих стержней вниз с рабочей скоростью, а исчезновение сигнала первопричины приводит к снятию команды. Например, при увеличении мощности реактора на 4% выше номинальной срабатывает предупредительная защита, а при превышении мощности на 7% - аварийная. При обесточивании одного или двух главных циркуляционных насосов и в некоторых других случаях производится ускоренная разгрузка блока

– быстрое снижение мощности до уровня 40 – 50% от номинальной.

Специальные системы обеспечения эксплуатации

В процессе нормальной эксплуатации в первом контуре энергоблока могут образовываться радиоактивные продукты. Для поддержания на допустимом уровне радиоактивности теплоносителя первоначально первый контур заполняется сверхчистой химически обессоленной водой с добавкой борной кислоты. В процессе эксплуатации часть теплоносителя непрерывно отводится на установку спецводоочистки. В состав установки входят механические и ионообменные фильтры, которые удаляют из воды соли и оксиды металлов. После очистки вода поступает в деаэратор подпитки, где из нее удаляются растворенные газы. Затем насос подпитки возвращает очищенную воду в контур.

Система спецводоочистки – это целый комплекс раздельных высокопроизводительных установок для обработки всех жидких сред реакторного отделения – от теплоносителя первого контура до воды спецпрачечной и душевой - с целью возврата их в технологический цикл.

Технологический процесс на атомной станции предусматривает постоянное удаление из теплоносителя присутствующих и образующихся в нем газов. Газообразные отходы образуются также в бассейнах выдержки отработанного топлива и при дегазации растворов в баках выдержки. Для удаления из технологических систем газов, в том числе радиоактивных, существует система спецгазоочистки. В ее установках газы выдерживаются, осушаются, очищаются на различных фильтрах и только потом выбрасывается в вентиляционную трубу.

Для предотвращения выброса радиоактивных веществ с вентиляционным воздухом имеется система спецвентиляции. Она охватывает так называемую зону строгого режима, то есть те помещения, в воздухе которых возможно появление радиоактивных веществ. На Волгодонской АЭС к зоне строгого режима относятся гермооболочка, помещения спецводоочистки и спецгазоочистки, хранилища радиоактивных отходов и некоторые другие помещения. Система спецвентиляции работает по приточно-вытяжной схеме. При этом вся зона строгого режима находится под разрежением, что за счет перепада давления исключает попадание воздуха из этих помещений в более чистые. Воздух проходит тщательную очистку с использованием системы фильтров и затем выбрасывается через вентиляционную трубу высотой 100 метров.

Процесс выведения газов из помещений АЭС обязательно сопровождается дозиметрическим контролем содержания радионуклидов в удаляемом воздухе.

Отвод в окружающую среду низкопотенциального тепла от бассейнов выдержки и перегрузки топлива, а также оборудования и систем первого контура при остановках реактора осуществляется с помощью системы технического водоснабжения, в составе которой имеются брызгальные бассейны. Отвод тепла происходит через промежуточный водяной контур, который является надежным барьером на пути возможного попадания радионуклидов в природные водоемы или атмосферу.

Системы безопасности

Системам безопасности на Волгодонской АЭС уделяется исключительно большое внимание. Ведь именно эти системы в любой нештатной ситуации обеспечивают защиту персонала и населения от загрязнения радиоактивными веществами. В составе систем безопасности АЭС имеются устройства различных типов: активные и пассивные, защитные и локализующие, устройства энерго- и водоснабжения, элементы контроля и управления.

Давайте подробнее рассмотрим, как действуют основные системы безопасности АЭС. Например, при появлении сигналов о разгерметизации первого или второго контуров, а также при полном обесточивании блока включаются системы безопасности и на некоторое время (примерно 30 минут) блокируется любое вмешательство оперативного персонала в действия этих систем. Это делается для того, чтобы исключить какие-либо ошибочные действия персонала. Считается, что за 30 минут операторы разберутся в ситуации и будут способны принимать адекватные меры по ограничению последствий аварии, до этого работает только автоматика. Системы безопасности обеспечивают полное глушение реактора, отвод тепла от активной зоны, локализацию продуктов деления внутри защитной гермооболочки.

Как это происходит? В активную зону реактора менее чем за 4 секунды сбрасываются все поглощающие стержни.

Системой аварийного впрыска в активную зону реактора подается раствор борной кислоты высокой концентрации – 40 г/литр (напомним, что раствор борной кислоты является эффективным поглотителем нейтронов и, значит, регулятором скорости протекания ядерной реакции). Цепная реакция прекращается. Однако и после остановки реактора в активной зоне продолжается тепловыделение на довольно высоком уровне за счет распада короткоживущих высокоактивных радионуклидов, являющихся продуктами деления урана U-235. Для отвода тепла при уменьшении давления в первом контуре ниже рабочего в 160 атмосфер система обеспечивает подачу в реактор раствора борной кислоты. Если же давление опустится ниже 110 атмосфер, то включится система аварийного ввода раствора борной кислоты высокого давления, в которой помимо основного бака с раствором имеется еще и бак с аварийным запасом раствора борной кислоты. При падении давления в первом контуре ниже 60 атмосфер эти системы дополняются подключением гидроемкостей системы аварийного охлаждения активной зоны. Эти системы производят залив активной зоны раствором борной кислоты с целью охлаждения и гарантированного глушения реактора.

Спринклерная система разбрызгивает внутри герметичной оболочки холодную воду, так что пар, образующийся в случае протечки теплоносителя, конденсируется, что приводит к снижению давления и температуры внутри оболочки.

Спринклерная система разбрызгивает не просто воду, а раствор борной кислоты из бака аварийного запаса, с добавлением специальных растворов для связывания радиоактивных изотопов йода в воздушном пространстве под защитной гермооболочкой реактора.

Вода, охлаждающая реактор и распыляемая спринклерной системой, циркулирует по замкнутому контуру, проходя очистку в ионообменных фильтрах. Выделяемое в реакторе тепло отбирается в специальных теплообменниках водой промежуточного контура, а вода промежуточного контура, в свою очередь, охлаждается водой брызгальных бассейнов. Все эти действия не только не требуют вмешательства оперативного персонала, но в определенных случаях автоматика предотвращает чье–либо вмешательство в свою работу.

В составе оборудования системы безопасности энергоблока имеются резервные дизельные электростанции мощностью 5 МВт каждая (по три электростанции, дублирующих друг друга, на каждый блок!). Их задача – обеспечить аварийное питание в любых непредвиденных обстоятельствах (например, обрыв внешних линий электропередач) всех трёх каналов систем безопасности.

Нужно отметить, что для повышения надежности систем безопасности атомной станции, а также для исключения ложных срабатываний они построены с соблюдением следующих принципов:

1• резервирование — трехканальное, причем каждый из трех каналов одной системы безопасности способен полностью выполнить все функции, возлагаемые на систему в целом, то есть справиться с аварией;

2• функциональная независимость, когда каждый канал управления, контроля, электропитания, отвода тепла, охлаждения выполнен независимым от других каналов системы;

3• территориальная независимость, когда оборудование, трубопроводы, кабели электропитания и управления и прочие элементы систем безопасности разных каналов нигде не пересекаются, размещены в разных помещениях, а помещения удалены друг от друга на максимально возможное расстояние и не могут быть выведены из строя по общей причине;

4• разнообразие принципов действия и максимальное использование пассивных систем, то есть таких, действие которых не зависит от наличия источника энергии.

Каковы условия безопасной эксплуатации?

Кроме рассмотренных нами технических и организационных мероприятий, обеспечивающих безопасность атомной станции, разработаны и действуют «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций», обобщающие многолетний опыт и результаты многочисленных исследований.

В соответствии с этим документом все системы и отдельные элементы АЭС, важные для безопасности, подвергаются испытаниям для проверки проектных характеристик. Такие проверки обязательно проводятся при вводе в эксплуатацию, после ремонта и периодически в течение всего срока эксплуатации станции.

Например, опробование каждого из трех каналов систем безопасности при эксплуатации энергоблока происходит с периодичностью один раз в месяц, то есть каналы проверяются по очереди с интервалом в 10 дней. Если хотя бы один из каналов какой-либо из систем безопасности не работает, энергоблок останавливается (допускается работа энергоблока не более 72 часов с выведенным в ремонт одним каналом системы безопасности).

Для обеспечения нормальной эксплуатации АЭС должны выполняться следующие требования:

- руководители и персонал обязаны выполнять требования технологического регламента;

- организационная структура и штат персонала должны соответствовать стандартным требованиям типовой организационной структуры управления АЭС;

- эксплуатация энергоблока должна осуществляться только в рамках инструкций по эксплуатации оборудования и систем с обязательным ведением оперативного журнала;

- весь комплекс организационных мероприятий по обеспечению безопасности должен осуществляться в полном объеме, без каких-либо исключений;

- техническое обслуживание оборудования и всех систем, их испытания и инспекционные проверки должны проводиться в строгом соответствии с нормами технического регламента;

- должен строго выполняться весь комплекс противоаварийных и противопожарных мероприятий, включая регулярные противоаварийные и противопожарные тренировки персонала;

- квалификация персонала должна удовлетворять всем требованиям, предъявляемым к персоналу;

Подготовка руководителей, специалистов и рабочих происходит в учебно-тренировочном подразделении Волгодонской АЭС. Обучение оперативного персонала блочного щита управления энергоблоком осуществляется с использованием полномасштабного тренажера, позволяющего приобретать навыки управления технологическим процессом в различных режимах работы оборудования. Подготовка оперативного персонала включает теоретическую подготовку, тренировки на тренажерах, стажировку персонала на действующем энергоблоке и завершается выдачей свидетельства об окончании курса подготовки.

Оперативный персонал, ответственные за безопасную эксплуатацию атомной станции, проходит профессиональный психологический и психофизиологический отбор, включающий подбор при приеме на работу и психологическое обследование при назначении на должность, а также психофизиологическое обследование перед каждой сменой и текущий психофизиологический контроль непосредственно в процессе работы.

Обращение с радиоактивными отходами

Мы знаем, что технологический процесс на атомной станции сопровождается образованием жидких и твердых радиоактивных веществ и материалов. Например, во время работы ядерного реактора становится радиоактивным часть оборудования первого контура, а в теплоносителе первого контура накапливаются радиоактивные элементы – продукты деления ядерного топлива, а также активированные в нейтронном потоке примеси и продукты коррозии конструкционных материалов.

Переработка и хранение радиоактивных отходов АЭС производится в здании спецкорпуса. К числу твердых радиоактивных отходов относятся элементы оборудования первого контура с наведенной радиоактивностью, заменяемые при ремонте, например, датчики нейтронного потока, а также загрязненные спецодежда и ветошь, фильтры систем газоочистки. К жидким радиоактивным отходам относятся отработанные смолы ионообменных фильтров и концентрированные солевые растворы систем спецводоочистки.

На Волгодонской АЭС разработаны и действуют технологические схемы обращения с радиоактивными отходами, абсолютно исключающие их бесконтрольное попадание в окружающую среду.

Твердые радиоактивные отходы (ТРО) собирают в специальные контейнеры в местах их образования. Одновременно с загрузкой в контейнеры производится сортировка ТРО по уровню активности. Для уменьшения объема горючие ТРО сжигают в специальных печах, оборудованных фильтрами, не допускающими выбросов радионуклидов в окружающую среду вместе с дымовыми газами. Негорючие ТРО подвергают дроблению и прессованию. После такой переработки ТРО помещают в стальные емкости и заливают цементным раствором. В таком связанном виде твердые радиоактивные отходы поступают в ячейки хранилища ТРО, которое также находится в спецкорпусе.

Емкость ячеек хранилища рассчитана на хранение ТРО в течение всего срока работы АЭС. Ячейки хранилищ выполнены из железобетона, дно ячеек находится выше уровня грунтовых вод, имеет гидроизоляцию снаружи строительных конструкций и поддон из нержавеющей стали. Над хранилищем отходов сделаны кровля и перекрытие, исключающие попадание атмосферных осадков в ячейки для хранения ТРО. Хранилище находятся под строгим дозиметрическим контролем. Для контроля утечек из хранилищ ЖРО по периметру здания сделаны наблюдательные скважины, из которых для анализа на содержание радиоактивных веществ регулярно отбираются пробы воды. Основную долю общего объема ТРО — около 98% составляют низкоактивные отходы. ТРО высокой и низкой степени радиоактивности хранятся раздельно.

Можно уверенно сказать, что технология обращения с твердыми радиоактивными отходами абсолютно исключает их контакт с внешней средой и влияние на человека, обеспечивая защиту окружающей среды и населения.

Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) образуются в результате очистки теплоносителя первого контура и других жидкостей, которые содержат радионуклиды. Для снижения активности (уменьшения количества радионуклидов) и поддержания постоянного химического состава теплоносителя часть его постоянно отводится на фильтры внутриконтурной очистки в блок спецводоочистки. В качестве фильтрующих материалов используются ионообменные смолы. Периодически их заменяют свежими, а отработанные смолы фильтров спецводоочистки собирают в емкости промежуточного хранения, находящиеся в спецкорпусе. После выдержки в течение определенного времени, чтобы успели распасться короткоживущие радионуклиды, эти ЖРО из состояния полужидкого шлама переводят в твердую фазу — смешивают с цементом и заливают в стальные бочки. Далее с ними поступают так же, как и с твердыми радиоактивными отходами.

Другие радиоактивные жидкости – это дезактивационные и промывочные растворы, которыми обрабатывают оборудование, вода бассейнов выдержки и перегрузки топлива, вода баков аварийного запаса борной кислоты и так называемые трапные воды — случайные протечки теплоносителя и обмывочные воды и растворы, использованные для дезактивации наружных поверхностей оборудования, а также полов, стен и потолков помещений. Даже с водой от умывальников, прачечной и душевых, которую не относят к радиоактивной из-за ничтожного содержания радионуклидов, обращаются, как с радиоактивной жидкостью. Воды, сильно загрязненные механическими примесями и химическими соединениями, например, трапные, подвергают упариванию. Их объем уменьшается в сотни раз, а образующийся в результате переработки солевой концентрат (кубовый остаток), в котором содержатся все радиоактивные примеси, остается в спецкорпусе в качестве жидких радиоактивных отходов. Этот кубовый остаток имеет консистенцию очень жидкого киселя. Его закачивают в специальные емкости из нержавеющей стали для выдержки в течение 2-3 лет, пока не распадутся короткоживущие радионуклиды, создающие основной радиационный фон. После выдержки эти ЖРО направляют на дополнительное выпаривание, а потом цементируют в стальных бочках и в дальнейшем обращаются, как с твердыми радиоактивными отходами. Дистиллят, образующийся при упаривании трапных вод и других ЖРО, после очистки на ионообменных фильтрах возвращается в технологический цикл АЭС.

Емкости для выдержки ЖРО монтируются в железобетонных помещениях, которые расположены выше уровня грунтовых вод и имеют надежную гидроизоляцию. Внутри эти помещения облицованы нержавеющей сталью до такого уровня, чтобы при разливе жидкостей в емкости промежуточного хранения исключить попадание ЖРО на стены помещения (конструкция типа «банка в банке»).

При работе одного энергоблока в течение года в емкости узла хранения поступает от 50 до 100 кубических метров ЖРО.

Контроль возможных протечек в помещениях, где хранятся ЖРО, ведется постоянно. Вокруг здания — хранилища емкостей — пробурены скважины для постоянного контроля состояния грунтовых вод.

Организация переработки, хранения и контроля состояния жидких радиоактивных отходов на атомной станции позволяет полностью исключить попадание этих отходов в поверхностные и грунтовые воды. АЭС по отношению к окружающей среде можно с полным основанием считать безопасным производством.

Для любознательных:

Трудно удержаться от сравнения атомной и угольной электростанций по количеству потребляемого топлива и произведенных отходов. Как мы уже знаем, реактору ВВЭР-1000 требуется 66 тонн уранового топлива для работы в течение трех лет, которое в дальнейшем отправят на регенерацию. За это же время в ячейки строго контролируемых хранилищ поступит примерно 200 кубометров радиоактивных отходов, из которых 90% - слаборадиоактивные.

Чтобы обеспечить в течение года работу угольной электростанции, по мощности равной одному энергоблоку Волгодонской АЭС, требуется около 5 миллионов тонн угля. Представьте себе, что каждые 5-6 часов эшелон из 50 вагонов по 60 тонн въезжает в ворота угольной станции и выходит оттуда пустым. Так вот, значительная часть из этих 5 миллионов тонн – отходы. Это не такие уж безвредные горы - золоотвалы под открытым небом, сотни тысяч тонн пыли, оксиды серы и азота, вылетающие в трубу и выпадающие потом на землю с кислотными дождями, а также более 5 миллионов тонн углекислого газа.

Выводы можете сделать сами.

Что такое «культура безопасности»?

После аварии в Чернобыле Международная консультативная группа по ядерной безопасности (INSAG) при Генеральном директоре МАГАТЭ пришла к выводу о необходимости формирования и поддержки так называемой «культуры безопасности» как важнейшего условия безопасности АЭС. Содержание концепции «культура безопасности»

выходит за рамки чисто эксплуатационной деятельности и охватывает все виды деятельности, на всех стадиях жизненного цикла АЭС, которые могут оказать влияние на безопасную эксплуатацию станции. Оно даже охватывает высшие сферы управления, в том числе законодательную и нравственную, которые, согласно концепции, должны формировать национальный климат, при котором безопасность является делом ежедневного внимания.

Культура безопасности связана напрямую с человеческим фактором. Несмотря на то, что она относится скорее к категории нравственной, можно выделить такие две основные компоненты этого понятия:

- создание и правильное функционирование структуры управления с распределением доли прав и ответственности;

- создание необходимой системы ответных реакций на возникающие проблемы обеспечения безопасности.

Суть культуры безопасности в гарантированном обеспечении безопасности для окружающей среды на всех этапах производства, монтажа и эксплуатации оборудования АЭС, производства ядерного топлива, обращения с ним и радиоактивными веществами на всех этапах вплоть до захоронения отходов. Культура безопасности - это уверенность в завтрашнем дне, социальная защищенность не только строителей, монтажников и эксплуатационников АЭС, но и всего населения региона. Для персонала понятие культура безопасности состоит из следующих элементов:

- знания и компетентность, обеспечиваемые подготовкой;

- персональное осознание приоритета и важности безопасности;

- мотивация поступков и действий с постоянным самоконтролем;

- надзор и контроль выполнения работ, влияющих на безопасность;

- открытость в эксплуатационной деятельности;

- укрепление доверия общественности к безопасной эксплуатации АЭС.

Коротко эти элементы перечислены в определении термина «культура безопасности»: Культура безопасности – квалификационная и психологическая подготовленность всех лиц, при которой обеспечение безопасности атомной станции является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящих к самосознанию ответственности и контролю при выполнении всех работ, влияющих на безопасность.

Мы уверены, что комплекс технических и организационных защитных мер на Волгодонской АЭС вместе с приверженностью атомщиков к культуре безопасности и их личной ответственностью гарантирует радиационную безопасность населения и окружающей среды.

В понятие безопасности входят и некоторые другие важные аспекты, которые в полной мере и должным образом реализованы на Волгодонской АЭС. Это, прежде всего, меры, обеспечивающие физическую защиту станции от любых попыток воздействия на нее – террористами, диверсантами и другими деструктивными элементами. Физическая защита АЭС

– комплексная, эшелонированная, включает внешнее и внутреннее ограждение территории, охранную сигнализацию различного вида, вооруженную охрану, оснащенную современным оружием вплоть до бронетехники. Кроме того, в составе спецслужб существуют хорошо обученные спецподразделения по недопущению диверсионных и террористических актов против атомной станции. Детальная информация по данному вопросу является по понятным причинам закрытой.

Весь мировой и российский опыт работы ядерной энергетики подтверждает эффективность и надежность систем защиты современных атомных станций. Барьеры на пути радиоактивности установлены прочно.

ВОЗДЕЙСТВИЕ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

Внимательный читатель, конечно, обратил внимание на то, что при рассмотрении устройства и функционирования атомной станции особое внимание было уделено вопросам обеспечения безаварийной эксплуатации и исключения радиационного воздействия на людей и окружающую среду. Понятно, что реально оценить интенсивность этого воздействия на природу и человека можно только при сравнении с естественным радиационным фоном. Природный радиационный фон присутствует в любой местности всегда, а его величина испытывает колебания в зависимости от времени года, атмосферных условий, активности Солнца и многих других факторов, не зависящих от деятельности человека.

В 30-километровой зоне наблюдения вокруг Волгодонской АЭС природный радиационный фон варьируется от 0,06 до 0,14 микрозиверт в час (мкЗв/ч), за год получается примерно 1 миллизиверт (мЗв/год). — это результаты многолетних и регулярных измерений (зиверт — специальная единица измерения эквивалентной поглощенной дозы любого излучения в биологической ткани). Отметим, что средняя величина естественного радиационного фона по Ростовской области составляет 4 мЗв/год (в разных районах варьируется от 1 до 8 мЗв/год) По современным научным данным доза радиационного облучения в течение жизни не накапливается, и не обнаружено влияния радиации на человека при дозах менее 100-200 мЗв даже при разовом (более жестком) воздействии. Тем не менее, действующими нормами радиационной безопасности НРБ-99, принципиально разработанными с большой подстраховкой, установлено, что дополнительное облучение населения, живущего вблизи атомных электростанций, не должно превышать 1,0 мЗв в год, то есть не больше уровня существующего вокруг Волгодонской АЭС естественного природного фона! Это чрезвычайно малая и абсолютно безопасная для человека величина. Во многих районах Земли естественный радиационный фон существенно выше и может составлять до 280 мЗв в год (!), люди живут в этих местах тысячи лет, но при этом никакого негативного влияния такого повышенного фона на здоровье населения в этих районах не обнаружено. Кстати, для персонала атомных станций разрешена дополнительная среднегодовая доза до 20 мЗв – тоже достаточно строгое ограничение.

В этой главе, говоря о воздействии атомной станции на население и окружающую среду, достаточно было бы упомянуть о том, что радиационный фон в районе размещения Волгодонской АЭС за последние восемь лет, прошедшие после пуска станции, нисколько не изменился. Тем не менее, давайте немного подробнее рассмотрим возможное влияние работающей АЭС на окружающую среду.

Газоаэрозоли на АЭС – что это?

Как уже описывалось выше, образующиеся при работе АЭС газы и аэрозоли, содержащие микрочастицы твердых веществ и микрокапли жидкостей, в обязательном порядке проходят очистку. Перед выбросом в атмосферу они вначале подвергаются выдержке, в течение которой их активность уменьшается за счет распада радиоактивных нуклидов, охлаждаются в теплообменниках, где и отделяется большая часть влаги, содержащей радиоактивные примеси, очищаются в аэрозольных фильтрах, осушаются в цеолитовых фильтрах и освобождаются от радиоактивных примесей в фильтрах-адсорберах, заполненных активированным углем. Эти операции снижают радиоактивность газоаэрозольных выбросов в сотни раз (эффективность очистки – более 99%). В итоге в выбрасываемом воздухе остается намного меньшее количество инертных радиоактивных газов — ксенона, криптона, аргона и очень малое количество йода-131 и цезия-137.

Процесс выведения газов из помещений АЭС обязательно сопровождается дозиметрическим контролем содержания радионуклидов в удаляемом воздухе, контролем работы систем вентиляции и эффективности фильтров. Выбросы из вентиляционных труб смешиваются с большими объемами воздуха, рассеиваются на очень большой площади, а радионуклиды в значительной степени успевает распасться до встречи с земной поверхностью, не увеличивая при этом сколько-нибудь заметно радиоактивный фон.

Существуют нормативные значения общей активности воздуха, удаляемой через вентиляционные трубы АЭС, они установлены в "Санитарных правилах проектирования и эксплуатации атомных станций" (САНПИН 2.6.1.24-03). Приведем несколько цитат из этих правил:

«Соблюдение установленных настоящими Правилами значений допустимых выбросов гарантирует, что доза облучения населения за счет газоаэрозольных выбросов АС при нормальной эксплуатации не превысит 0,01 мЗв в год». Доза 0,01 мЗв/год названа «минимально значимой нижней границей», ниже которой влияние радиации на население вообще не рассматривается – его просто нет.

«Для текущего контроля газоаэрозольных выбросов независимо от числа действующих энергоблоков на площадке АС устанавливаются контрольные уровни выбросов за сутки и за месяц», в частности, для АЭС с реакторами ВВЭР в сутки допускается выбрасывать инертных радиоактивных газов чуть больше 50 кюри, а йода-131 – не более 1,35 милликюри (кюри

– одна из единиц измерения активности радионуклидов).

Правилами установлены также уровни предельно допустимых выбросов при эксплуатации, они больше допустимых выбросов в двадцать раз и являются верхней границей для газоаэрозольных выбросов в окружающую среду в режиме нормальной эксплуатации АС. При этом эквивалентная доза облучения населения за счет АЭС не превысит 0,2 миллизиверта за год, то есть будет в пять раз меньше природного фона.

Посмотрим, что требуют Правила дальше: «Если фактический выброс АС превышает допустимый выброс, но ниже предельно допустимого, то радиационное воздействие АС на население и окружающую среду не соответствует принципу оптимизации, что свидетельствует о нарушении культуры производства и подлежит анализу с целью устранения выявленного превышения».

«Превышение предельно допустимых выбросов недопустимо в режиме нормальной эксплуатации АС, т.к. является нарушением санитарных норм и правил и может служить основанием для приостановки эксплуатации АС».

Переведем все эти требования на более понятный язык. Получается, что:

- нормы, предписываемые санитарным правилам настолько строгие, что при работе АЭС с допустимыми выбросами только за 100 лет может накопиться 1 мЗв дополнительного облучения (за эти же сто лет от естественного фона получится 100 мЗв);

- выбросы могут повышаться до предельно допустимых, но только кратковременно, причем при дальнейшей эксплуатации они должны быть снижены так, чтобы суммарная величина за квартал (год) осталась на уровне допустимых выбросов;

- даже при работе АЭС с предельно допустимыми выбросами в течение целого года, уровень дополнительного облучения населения, живущего вблизи атомной электростанции, не превысит 0,2 мЗв (то есть будет в пять раз меньше фонового).

Теперь подчеркнем самое важное. Почти 40-летний опыт эксплуатации реакторов ВВЭР на атомных станциях в нашей стране и за рубежом показывает, что величины радиоактивности газоаэрозольных выбросов на практике в среднем в сотни раз меньше допустимых. А на Волгодонской АЭС – в тысячи раз! Таковы результаты непрерывно ведущихся измерений активности выбросов из вентиляционной трубы. Теперь понятно, почему за все годы эксплуатации не произошло никакого увеличения радиационного фона вокруг станции. Это значит, что годовая доза дополнительного облучения населения, проживающего вблизи Волгодонской АЭС, за счет ее выбросов в тысячи раз меньше дозы, получаемой от природного фона.

Барьеры защиты АЭС настолько высоки, что обеспечивают безопасные для населения уровни выбросов и при любых мыслимых аварийных ситуациях. Расчеты показывают, что при этом на границе санитарно-защитной зоны (то есть на расстоянии свыше 3 км от АЭС) величина воздействия на население внешнего облучения максимально может увеличиться до 1,3 мЗв, то есть станет сравнимой с величиной природного фона.

Эти расчеты возможных выбросов произведены, исходя из наихудших предположений: мгновенный разрыв трубопровода первого контура полным сечением, радиоактивность теплоносителя максимальная, эффективность фильтров минимальная, продукты выбросов концентрировано выпадают благодаря дождю и прочие самые гипотетически опасные события. Для ограничения выбросов в любой ситуации и созданы герметичная защитная оболочка (вспомним четвертый барьер из предыдущей главы) и системы безопасности, которые обеспечивают надежное «гашение» цепной реакции деления в активной зоне и непрерывное охлаждение ядерного топлива. Единственным значимым последствием такого выброса может быть кратковременное (не более 40 дней) ограничение потребления молока и мяса, произведенных в близлежащих хозяйствах в пределах 20 км по следу выброса, чтобы исключить попадание в организм радионуклидов по пищевой цепочке.

В директивном документе «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» сформулировано, что АЭС удовлетворяет требованиям безопасности, если ее радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и при аварийных ситуациях не приводит к превышению установленных в НРБ-99 доз облучения персонала и населения, нормативов по выбросам и сбросам, содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а при наихудших, крайне маловероятных аварийных ситуациях это воздействие ограничивается. Даже если не сработают все три канала систем безопасности в аварийной ситуации, работоспособность которых, как мы знаем, постоянно проверяется, защитная гермооболочка выполнит свою функцию и значительно ограничит выброс. Авария при любом развитии не примет глобальный (катастрофический) характер.

Расчеты показывают, что ни при каких аварийных ситуациях не происходит опасного загрязнения радионуклидами воды Цимлянского водохранилища и реки Дон.



Pages:     | 1 | 2 || 4 |

Похожие работы:

«НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ЦЕНТР ИССЛЕДОВАНИЙ ПРОБЛЕМ ПРОМЫШЛЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ЗАО НТЦ ПБ) Совершенствование методического обеспечения анализа риска в целях декларирования и обоснования промышленной безопасности опасных производственных объектов. Новые методики оценки риска аварий Директор центра анализа риска ЗАО НТЦ ПБ, д.т.н., Лисанов Михаил Вячеславович. тел. +7 495 620 47 48, e-mail: risk@safety.ru Семинар «Об опыте декларирования.» Моск. обл., п. Клязьма, 06.10.201 safety.ru Основные темы...»

«По материалам публикаций: Гражданкин А.И. Опасность и безопасность//Безопасность труда в промышленности. – 2002. – N9.С.41-43. © Гражданкин, 2003 ОПАСНОСТЬ И БЕЗОПАСНОСТЬ За последние пятнадцать лет происходило немало научных дискуссий о терминологии в области безопасности [1-19 и др.], был введен в действие ряд Федеральных законов [20-26 и др.], разработано и утверждено множество нормативно-технических документов [27-37 и др.], затрагивающих проблемы обеспечения безопасности. Поэтому...»

«СОВЕТ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОГО СОБРАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ АНАЛИТИЧЕСКОЕ УПРАВЛЕНИЕ АППАРАТА СОВЕТА ФЕДЕРАЦИИ Серия: Проблемы национальной безопасности АНАЛИТИЧЕСКИЙ ВЕСТНИК № 20 (504) О совершенствовании единой государственной системы предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций Москва июль Аналитический вестник № 20 (504) СОДЕРЖАНИЕ Е.А. Серебренников, первый заместитель председателя Комитета Совета Федерации по обороне и безопасности, кандидат технических наук О проблемах...»

«S/2012/506 Организация Объединенных Наций Совет Безопасности Distr.: General 29 June 2012 Russian Original: English Тридцатый очередной доклад Генерального секретаря об Операции Организации Объединенных Наций в Кот-д’Ивуаре I. Введение 1. Настоящий доклад представляется во исполнение резолюции 2000 (2011) Совета Безопасности от 27 июля 2011 года, которой Совет продлил мандат Операции Организации Объединенных Наций в Кот-д’Ивуаре (ОООНКИ) до 31 июля 2012 года и просил меня не позднее 30 июня 212...»

«ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ЧЕЛОВЕКА И ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ ПРИ РЕГУЛИРОВАНИИ ЯДЕРНОГО НАСЛЕДИЯ В РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Заместитель руководителя ФМБА России М.Ф. Киселев Семинар КЭГ МАГАТЭ, 27-28 мая 2009 г. СОДЕРЖАНИЕ 1. Федеральные законы в области регулирования радиационной безопасности 2. Федеральные органы, ответственные за управление и регулирование в области атомной энергии 3. Характеристика ФМБА России как органа, осуществляющего регулирование в области атомной энергии 4. Основные...»

«S/2012/838 Организация Объединенных Наций Совет Безопасности Distr.: General 14 November 2012 Russian Original: English Доклад Генерального секретаря о Миссии Организации Объединенных Наций по стабилизации в Демократической Республике Конго I. Введение 1. Настоящий доклад представляется во исполнение резолюции 2053 (2012) Совета Безопасности. В пункте 28 этой резолюции Совет просил меня представить к 14 ноября 2012 года доклад о прогрессе, достигнутом на местах в Демократической Республике...»

«Вестник Рязанского филиала Московского университета МВД России Выпуск 8 СОДЕРЖАНИЕ Выходит с 2007 года РАЗДЕЛ I. ежегодно. Историко-философские, социально-экономические, психолого-педагогические и правовые аспекты Редакционная коллегия: развития государства, права и общества. 5 Председатель Д. Н. Архипов, Анохина Н. В. Досмотр в системе обеспечения к.ю.н., доцент железнодорожной безопасности. Булатецкий С. В., Бабкин Л. М. Принудительные меры Члены медицинского характера в уголовном...»

««КОНСТРУКЦИОННЫЕ МЕРОПРИЯТИЯ ПО ПОВЫШЕНИЮ БЕЗОП. И СНИЖЕНИЮ РИСКА ЭКСПЛУАТАЦИИ ИЗОТЕРМИЧЕСКИХ РЕЗЕРВУАРОВ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ЖИДКОГО АММИАКА НА ОСНОВЕ ОЦЕНКИ РИСКА».PDF «Методические проблемы обоснования безопасности опасного производственного объекта» Семинар в ЗАО НТЦ ПБ 18.05.2015 «Конструкционные мероприятия по повышению безопасности и снижению риска эксплуатации изотермических резервуаров для хранения жидкого аммиака на основе оценки риска» Х.М. Ханухов, д.т.н., чл-корр. АИН РФ, ген. дир. А.В....»

«ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ВОДНЫХ РЕСУРСОВ АМУРСКОЕ БАССЕЙНОВОЕ ВОДНОЕ УПРАВЛЕНИЕ ПРОТОКОЛ заседания Бассейнового совета Амурского бассейнового округа Хабаровск 30 мая 2013 г. № 0 Председатель: А.В. Макаров Секретарь: А.А. Ростова Присутствовали: 42 участника, из них членов бассейнового совета – 18 (приложение №1). Повестка дня: О водохозяйственной обстановке на территориях субъектов 1. Российской Федерации и обеспечению безопасности населения и объектов экономики от паводковых и талых вод...»

«Аппарат звукоусиливающий воздушной и костной проводимости и вибротактильного восприятия детский. АВКТ-Д-01 Глобус. РУКОВОДСТВО ПО ЭКСПЛУАТАЦИИ. СОДЕРЖАНИЕ П А С П О Р Т 3 1. Введение. _ 3 2. Назначение. 3 3. Технические характеристики. 4 4. Комплектность поставки. 4 5. Устройство и принцип работы. _ 5 6. Меры безопасности при работе на аппарате. 8 7. Подготовка аппарата к работе. _ 9 8. Окончание работы на аппарате. 9 9. Техническое обслуживание. _ 9 10. Возможные неисправности и способы...»

«ТЕМЫ КУРСОВЫХ, БАКАЛАВРСКИХ, ДИПЛОМНЫХ РАБОТ И МАГИСТЕРСКИХ ДИССЕРТАЦИЙ НА ФГП МГУ В 2014-2015 УЧ. ГОДУ Кафедра глобалистики Урсул А.Д. Темы курсовых и дипломных, бакалаврских, магистерских работ. Эволюционный подход в глобальных исследованиях 1. Глобальный эволюционизм и эволюционная глобалистика 2. Глобальные процессы и глобальное развитие 3. Глобализация как социоприродный процесс 4. Глобализация через устойчивое развитие 5. Основные способы взаимодействия общества и природы: глобальное...»

«ПРАВИТЕЛЬСТВО КУРГАНСКОЙ ОБЛАСТИ ДЕПАРТАМЕНТ ПРИРОДНЫХ РЕСУРСОВ И ОХРАНЫ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ КУРГАНСКОЙ ОБЛАСТИ ДОКЛАД ОБ ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ СИТУАЦИИ В КУРГАНСКОЙ ОБЛАСТИ В 2010 ГОДУ Курган 2011 СОДЕРЖАНИЕ Введение Раздел 1. Состояние окружающей среды Курганской области 1.1. Гидрометеорологические особенности года 6 1.2. Атмосферный воздух 1.3. Поверхностные воды 1.4. Состояние недр 1.5. Лесные ресурсы 1.6. Особо охраняемые природные территории 23 1.7. Объекты растительного мира 27 1.8. Объекты...»

«ПОВІДОМЛЕННЯ СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ ОРГАНИЗАЦИИ ОХРАНЫ ТРУДА НА ПРОМЫШЛЕННЫХ ПРЕДПРИЯТИЯХ УКРАИНЫ НА ОСНОВЕ СИСТЕМ МЕНЕДЖМЕНТА ОХРАНЫ ТРУДА И УПРАВЛЕНИЯ РИСКАМИ Виталий Цопа, докт. техн. наук, профессор, международный эксперт и аудитор по системам менеджмента ISO 9001, 14001, 50001 и OHSAS 18001 За последние 15 лет в мире наработан большой опыт по разработке и внедрению системного подхода в области охраны труда, разработки и внедрения методик по риск-менеджменту, направленных на формирование...»

«Утверждаю Согласовано МАДОУ Начальник Управления сад № 54» по образованию Администрации В. Умникова г.о. Балашиха. 20 / 9 Ы * * / А.Н.Зубова W г. Ж у (ГИБДД МУ ихинское» Н. Ягупа О г. ПАСПОРТ муниципального автономного дошкольного образовательного учреждения городского округа Балашиха «Детский сад комбинированного вида № 54 «Чиполлино» по обеспечению безопасности дорожного движения Адрес: 143905, Московская область, г. Балашиха, ул.Мещера, д.18 Московская область г. Балашиха 2015г. Заведующий...»

«Аннотация Выпускная работа выполнена на тему «Релейная защита подстанции №101 110/10 кВ 2*16 МВА». В работе выбрано силовое оборудование. Выполнен расчет по релейной защите элементов подстанции и линии со стороны 110 кВ. Выполнены графические части, подтверждающие основные направления выпускной работы. В экономической части выпускной работы произведена экономическая оценка реконструкции подстанции. В разделе безопасность жизнедеятельности (БЖД) произведен анализ по безопасности...»

««Согласовано» «Утверждаю» Начальник управления образования Директор МБОУ гимназии г.Гурьевска администрации Гурьевского _/Чельцова О.Ю./ городского округа «»_2015г. _/Зеленова Е.С./ «_» 2015г. «Согласовано» Начальник ОГИБДД ОМВД России по Гурьевскому району _/Виноградов И.В./ «»_2015г. ПАСПОРТ по обеспечению безопасности дорожного движения МБОУ гимназии г.Гурьевска г. Гурьевск 2015 г. Директор МБОУ гимназии г. Гурьевска – Чельцова О.Ю. Преподаватель ОБЖ – Акулов С.А. Кол-во обучающихся детей –...»

«Уполномоченный по правам ребёнка в Красноярском крае ЕЖЕГОДНЫЙ ДОКЛАД О СОБЛЮДЕНИИ ПРАВ И ЗАКОННЫХ ИНТЕРЕСОВ ДЕТЕЙ В КРАСНОЯРСКОМ КРАЕ В 2014 ГОДУ Красноярск 2015 СОДЕРЖАНИЕ 1. О работе Уполномоченного по правам ребенка в Красноярском крае в 2014 году 2. О демографической ситуации в Красноярском крае в 2014 году. 20 3. О соблюдении основных прав ребенка в Красноярском крае в 2014 году 3.1. О соблюдении права ребенка на охрану здоровья и медицинскую помощь 3.2. О соблюдении права ребенка жить и...»

«Глава XII. Возможный характер сценариев развития СО, войн и военных конфликтов в 2030-х и 2050-х гг. XXI века Прогноз стратегической обстановки характера будущих военных конфликтов и войн – исключительно важное исследование, имеющее труднопереоцениваемое значение для безопасности государств и наций. От того, как точен будет этот прогноз и во многом зависящее от него военное планирование, зависит само будущее государства и нации, а в условиях XXI веке всей локальной цивилизации. С другой стороны...»

«НАЦИОНАЛЬНЫЙ АНТИТЕРРОРИСТИЧЕСКИЙ КОМИТЕТ АППАРАТ ПОЛНОМОЧНОГО ПРЕДСТАВИТЕЛЯ ПРЕЗИДЕНТА РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ В СИБИРСКОМ ФЕДЕРАЛЬНОМ ОКРУГЕ АДМИНИСТРАЦИЯ ГУБЕРНАТОРА КРАСНОЯРСКОГО КРАЯ ПРАВИТЕЛЬСТВО КРАСНОЯРСКОГО КРАЯ АНТИТЕРРОРИСТИЧЕСКАЯ КОМИССИЯ КРАСНОЯРСКОГО КРАЯ ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЙ КОМИТЕТ РЕГИОНАЛЬНОЙ АНТИТЕРРОРИСТИЧЕСКОЙ СТРУКТУРЫ ШАНХАЙСКОЙ ОРГАНИЗАЦИИ СОТРУДНИЧЕСТВА АДМИНИСТРАЦИЯ ГОРОДА КРАСНОЯРСКА СИБИРСКИЙ ЮРИДИЧЕСКИЙ ИНСТИТУ Т ФСКН РОССИИ СОВРЕМЕННЫЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ – АНТИТЕРРОР...»

«АНАЛИТИЧЕСКОЕ УПРАВЛЕНИЕ АППАРАТА СОВЕТА ФЕДЕРАЦИИ Роль физической культуры и спорта в обеспечении национальной безопасности Российской Федерации СБОРНИК МАТЕРИАЛОВ К ПАРЛАМЕНТСКИМ СЛУШАНИЯМ 24 АПРЕЛЯ 2015 ГОДА МОСКВА • 2015 Аналитический вестник № 14 (567) Настоящий выпуск Аналитического вестника подготовлен по итогам заседания Научно-методического семинара Аналитического управления Аппарата Совета Федерации на тему «Роль физической культуры и спорта в обеспечении национальной безопасности...»








 
2016 www.nauka.x-pdf.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Книги, издания, публикации»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.