автореферат диссертации по энергетическому, металлургическому и химическому машиностроению, 05.04.11, диссертация на тему:Оптимизация ремонтных работ на радиоактивном оборудовании

На правах рукописи

ТАШЛЫКОВ Олег Леонидович

ОПТИМИЗАЦИЯ РЕМОНТНЫХ РАБОТ НА РАДИОАКТИВНОМ ОБОРУДОВАНИИ

Специальность 05.04.11 - Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Екатеринбург-2006

Работа выполнена на кафедре «Атомная энергетика» Уральского государственного технического университета - УПИ, г. Екатеринбург

Научный руководитель - доктор технических наук, профессор Щеклеин С.Е.

Официальные оппоненты: - доктор технических наук Филиппов С.Н., ОАО Сверд-

НИИхиммаш, ведущий научный сотрудник

- кандидат физико-математических наук Зырянов А.П., ФГУП «Институт реакторных материалов»

Ведущая организация - ФГУДП «Атомэнергоремонт»

Защита состоится 30 июня 2006 года в 12-00 часов на заседании

диссертационного совета ДС 212.027.02 в Уральском государственном техническом университете-УПИ по адресу: 620002, г. Екатеринбург, ул.Мира, 19, ауд. Ф-422.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГОУ ВПО УГТУ-УПИ

Отзыв на автореферат в двух экземплярах, заверенных печатью организации, просим направлять по адресу: 620002, Екатеринбург, ул. Мира, 19, ученому секретарю университета

Автореферат разослан «__„» мая 2006 г. Ученый секретарь

диссертационного совета ДС 212.027 02 кандидат физико-математических наук, доцент

Токманцев В.И.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность темы диссертации. Необходимость комплексного исследования оптимизации ремонтных работ с учетом процесса формирования дозовых нагрузок на персонал АЭС во время технического обслуживания и ремонта (ТОиР) систем и оборудования обусловлена рядом положений:

!. Доминирующим вкладом ремонтных работ в коллективную дозу персонала АЭС, а также ужесточением требований по облучаемости персонала после ввода в действие новых Норм радиационной безопасности (НРБ-99).

2. Возможностью выявления и учета зарубежного, а также обобщения отечественного опыта при решении задач оптимизации ремонтных работ на радиоактивном оборудовании.

3. Недостаточной разработанностью проблемы, отсутствием в отечественных публикациях цельных и комплексных исследований, раскрывающих вопросы, связанные с решением задач оптимизации технического обслуживания и ремонта радиоактивного оборудования с учетом дозовых затрат персонала.

4. Возможностью одновременного решения задач по снижению издержек и традиционных рисков для безопасности, а также задачи по сокращению до минимума продолжительности перерывов в эксплуатации, необходимых для регламентных работ.

Цель, научные задачи. Целью диссертационного исследования ставилась разработка методологической основы перехода АЭС РФ на новые нормативы в области радиационной защиты (НРБ-99):

• разработать алгоритм и расчетную программу определения радиационных полей, создаваемых радиоактивными источниками различной формы и их комбинаций;

• разработать пути решения задачи оптимизации ремонтных работ и снижения дозовых затрат ремонтного персонала в отечественной атомной энергетике;

• на основании существующих и вновь разрабатываемых требований к подготовке и квалификации ремонтного персонала в атомной энергетике России, а также передового зарубежного опыта, усовершенствовать систему подготовки ремонтного персонала.

Для достижения цели исследования решались следующие научные задачи: 1. Анализ и обобщение фактологических данных по облучаемости ремонтного персонала АЭС с учетом технологии ремонтных работ, факторов снижения радиационного параметра, их эффективности.

2 Разработка алгоритма моделирования дозовых полей, создаваемых при сложном про-

странственном распределении источников, соответствующем

КОМПОНОВКА пйпручпяяии«

руг НАЦИОНАЛЬНАЯ Б ПЬЯНО П'КА С.-!1т'р"\рг 0-»

АЭС

и расчетной программы оптимизации перемещения персонала в радиационно-опасных зонах для планирования дозовых затрат ремонтного персонала

3 Разработка методологии и учебно-методического обеспечения подготовки ремонтного персонала АЭС в рамках головного проекта учебно-тренировочного центра (Смоленского УТЦ) по подготовке ремонтного персонала для АЭС с РБМК-1000

Научная новизна диссертации состоит в разработке моделей и алгоритмов оптимизации ремонта радиоактивного оборудования в условиях сложного пространственного распределения источников, соответствующего компоновке оборудования АЭС, при неоднородном переменном во времени составе радиоактивных отложений; в комплексности исследования вопросов дозовых нагрузок на ремонтный персонал, потенциальных путей оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых нагрузок; разработке методологии подготовки ремонтного персонала АЭС.

Практическая ценность работы. Материалы диссертации:

• использованы для выработки обоснованных предложений по вопросам оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых затрат персонала на АЭС концерна «Росэнергоатом»;

• составляют методическую базу для дальнейших исследований оптимизации радиационной защиты и разработки математических моделей радиационной обстановки в ремонтных зонах;

• позволяют минимизировать облучение персонала при перемещении в радиационно-опасных зонах путем оптимизации траектории движения,

• использованы при создании учебно-методических комплексов для подготовки ремонтного персонала АЭС в рамках проекта Смоленского УТЦ,

• нашли применение при подготовке и повышении квалификации ремонтного персонала в УТП АЭС концерна «Росэнергоатом», высших учебных заведениях

Вопросы, выносимые на защиту:

• Результаты анализа влияния отдельных факторов, возникающих при проведении ремонтных работ на облучаемость персонала АЭС РФ.

• Концепция оптимизации ремонтных работ на радиоактивном оборудовании.

• Разработанные модели и алгоритмы моделирования дозовых полей, создаваемых при сложном пространственном распределении источников, соответствующем компоновке оборудования АЭС, оптимизации траектории движения работников в радиационно опасных зонах.

• Методология подготовки ремонтного персонала.

Личный вклад автора в получение научных результатов, изложенных в диссертации. Анализ радиационных и технологических характеристик при проведении работ по техническому обслуживанию и ремонту на АЭС РФ с различными типами ядерных паропро-изводшцих установок, создапие моделей и алгоритмов, расчетно-зксперимептальные исследования радиационных полей, оптимизация перемещения персонала в радиационно-опасных зонах, разработка методологической модели подготовки ремонтного персонала, разработка концепции оптимизации дозовых нагрузок.

Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы и отдельные ее положения были обсуждены и получили одобрение на Всероссийской научно-методической конференции «Новые образовательные технологии в ВУЗе» (Екатеринбург, 2001 г.), на областной научно-технической конференции «Экология. Экономика. Безопасность и подготовка кадров для атомной энергетики» (Екатеринбург, 2001 г.), на I, II, 1П, IV, VI отчетных конференциях молодых ученых ГОУ ВПО УГГУ-УГТИ (Екатеринбург, 2001, 2002, 2003, 2004 гг.), на Международном конгрессе «Энергетика 3000» (Обнинск, 2002 г.), на Всероссийских научно-практических конференциях студентов, аспирантов и молодых ученых «Энерго- и ресурсосбережение Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии» (Екатеринбург, 2003, 2004, 2005 гг.), на Всероссийской научно-технической конференции «Белоярской АЭС 40 лет» (г. Заречный, 2004 г.), на Всероссийском молодежном научном симпозиуме «Безопасность биосферы -2005» (Екатеринбург, 2005 г.), на Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, ВНИИАЭС, 2006 г ).

Отдельные материалы исследования использовались автором в процессе преподавания в УТТУ-УПИ спецкурсов по ремонтному обслуживанию оборудования АЭС, а также па курсах повышения квалификации для руководителей ремонтных подразделений АЭС концерна «Росэнергоатом».

Публикация. По теме диссертации опубликовано 28 печатных работ в научных журналах и сборниках трудов, материалах Международных, Всероссийских конференций, часть положений диссертации вошла в учебное пособие «Ремонт оборудования атомных станций» (с грифом Допущено Научно-методическим советом УМО «Энергетика и электротехника» по специальности 1010 «Атомные электрические станции и установки» в качестве учебного пособия для студентов вузов).

Структура и объем работы. Структура диссертационного исследования подчинена замыслу исследования и состоит из введения, пяти глав, заключения, приложений, списка использованных источников, включающего 107 наименования. Общий объем диссертации 200 страниц. Работа содержит 64 рисунка и 14 таблиц.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ Во введении обосновываются выбор цели, задачи исследования и актуальность работы. В связи с переходом в отечественной радиационной защите на новые Нормы радиационной безопасности НРБ- 99 и Основные санитарные правила обращения с радиоактивными веществами ОСПОРБ-99, разработанные в соответствии с международными рекомендациями и правилами, остро встал вопрос по снижению в 2,5 раза пределов облучения персонала АЭС, и в первую очередь ремонтного, вносящего основной вклад в коллективную дозу облучения Это требует изучения зарубежного опыта при внедрении принципа оптимизации в практику и обобщения отечественного по снижению облучаемости ремонтного персонала.

В первой главе рассматриваются особенности технологии проведения ремонтных работ на радиоактивном оборудовании АЭС. Проводится анализ и исследование потенциала радиационных нагрузок при проведении ремонтных работ на АЭС

Радиационная обстановка в помещениях АЭС во время ремонта определяется у-излучением долгоживущих активированных продуктов коррозии, сосредоточенных в отложениях на поверхности оборудования, среди которых основной вклад дает мСо Конструкционные особенности реакторной установки влияют на условия проведения ремонтных работ и радиационную обстановку в помещениях На контурах циркуляции теплоносителя имеются зоны, для которых дезактивация дает отрицательный эффект, то есть увеличение мощности дозы Водно-химический режим и системы очистки также оказывают значительное влияние на количественный и качественный состав радиоактивных отложений на поверхности оборудования и трубопроводов контура циркуляции теплоносителя

Анализ данных по энергоблокам АЭС России, начиная с 1990 г., выявил наиболее дозо-затратные операции, а также значительное различие доз облучения при выполнении аналогичных работ на однотипных АЭС, что свидетельствует о наличии потенциальных резервов снижения облучаемости персонала АЭС при выполнении ТОиР

Коллективные дозы меняются в широких пределах в зависимости от типа реактора и составляют от 0,67 (среднее значение для несерийных блоков - Билибинской и Белоярской АЭС) до 4,42 (среднее значение для АЭС с РБМК-1 ООО) чел-Зв/энергоблок,

Соотношение дозозатрат в период проведения плановых ремонтов и эксплуатации на энергоблоках с РБМК составляет примерно 50 на 50%. На энергоблоках с ВВЭР 80-90% коллективной дозы приходится на время ремонта энергоблоков.

Разнообразие технологического оборудования различных типов ядерных паропроизво-дящих установок АЭС затрудняет оценки ДЗ до проведения ТОиР.

В настоящее время не существует какого-либо одного мероприятия, способного существенно снизить облучаемость персонала. Поэтому необходима оптимизация организации радиационно-опасных работ.

Во второй главе проводится исследование возможности оптимизации отдельных этапов ремонтных работ с учетом факторов, определяющих дозовые нагрузки персонала (времени, расстояния, снижения уровня излучения от оборудования и трубопроводов) для выявления резервов в снижении дозовых затрат персонала АЭС.

Проведенный анализ фактологических данных по облучаемости ремонтного персонала в период более 50-ти ремонтных кампаний на АЭС концерна «Росэнергоатом» и сопоставление этих данных с использованными мероприятиями по снижению облучаемости персонала, позволили выявить типичные недостатки в планировании и организации работ, нарушения в процессе выполнения работ, количественно установить связь радиационных факторов и перепростоя энергоблоков АЭС в ремонте и как следствие снижение КИУМ.

Для проведения анализа потенциала оптимизации ремонтные работы условно разбиты на стадии планирования, подготовки, проведения работ и оценки их выполнения.

На этапе планирования объектами оптимизации являются многие аспекты технического обслуживания и ремонта АЭС (например, применение робототехники, дезактивации, временной биозащиты), а в некоторых случаях и масштабы задач, которые предстоит решать в процессе ремонта АЭС.

При планировании существенно определение времени проведения конкретной работы Снизить облучение можно благодаря правильно выбранной последовательности работ (максимальное использование защитных свойств воды, распад короткоживущих радионуклидов и т.д.). Были выявлены случаи проведения работ на незаполненных петлях ГЦК, из-за выполняемых в это же время работ, например, на ГЦН, ГЗЗ (недостатки планирования), что

приводило к увеличению дозы облучения в 1,5...2 раза.

Этап подготовки работ относится к задачам, решаемым с целью подготовки исполнителя, рабочей площадки и оборудования или системы для работы. Для сокращения времени ремонта важны выбор и обучение персонала, особенно для работ критического пути. Степень эффективности обучения при повторяющейся деятельности человека иллюстрирует "кривая обучения» (рис.1), которую делят на три фазы: обучение операциям и приобретение опыта, ликвидация ошибок при обслуживании, обладание полным объемом навыков, позволяющим выполнять операции за минимально возможное время с минимальными дозами облучения. Кривая ABC характеризует процесс обучения, происходящий только благодаря природной

Рис 1. Кривая обучения ABC - изменение коллективной дозы при пассивном обучении, A DC - изменение коллективной дозы при активном обучении

способности людей к обучению в процессе деятельности При активизации обучения работника происходит изменение кривой в направлении ADC. Заштрихованная область пропорциональна суммарному снижению коллективных доз при этом Прошедшие специальные обучение и тренировки рабочие при ремонте АЭС облучаются на 40-50 % меньше, чем нетренированный персонал.

Этап выполнения работ относится к непосредственным действиям по решению поставленной задачи, а также к сопутствующим факторам, затрудняющим или способствующим выполнению работы.

Оценка работы и обратная связь является заключительным этапом Применительно к философии оптимизации работ последний этап является и первым, т к данный процесс непрерывен Глубина выполнения анализа работы после завершения зависит от ее сути.

Исходя из анализа возможных вариантов снижения дозовых нагрузок ремонтного персонала (рис.2) можно условно выделить «стратегические» (требующие значительных затрат и решаемых на уровне проектирования или реконструкции АЭС) и «тактические» (реализация которых возможна на действующих АЭС) пути. Среди последних потенциал снижения доз облучения имеют: планирование ремонтов, оптимизация траектории перемещения персонала в радиационно-опасных зонах и подготовка ремонтного персонала. Эти направления и рассматриваются

Третья глава. При планировании ДЗ обязательным требованием является прогноз пооперационных доз или доз, связанных с различными вариантами защиты. Источник прогнозирования доз с использованием данных из накопленного опыта, используемый в большинстве случаев, не учитывает изменения в радиационной обстановке, связанные с отклонениями в работе энергоблока (нарушение ВХР, разгерметизация твэлов и т д), накоплением радиоактивных отложений на поверхности оборудования и трубопроводов и тд Разработанные математические модели с использованием пакета Mathcad и приложения Access, определяющие дозовые поля для тел сложной геометрической формы (от систем трубопроводов и

Рис. 2. Методы снижения облучения персонала

в последующих главах диссертационной работы

оборудования), позволяют планировать облучаемость ремонтного персонала и мероприятия по ее снижению в условиях действующих АЭС.

При рассмотрении функций, описывающих поля точечных и протяженных источников ионизирующих излучений принимается экспоненциальный закон ослабления излучения в среде Это закон строго соблюдается при распространении в среде не рассеянных частиц Приведенные характеристики поля излучения справедливы для любого функционала поля излучения' плотности потока частиц <р, плотности потока энергии или интенсивности I,

мощности поглощенной дозы £>, мощности кермы К, мощности эквивалентной дозы Н. Всякий объемный источник можно представить в виде суперпозиции точечных источников. Поэтому в общем виде определение функционала поля излучения от протяженных изотропных источников сводится к интегрированию или суммированию функции ослабления точечного изотропного источника (точечного ядра) по длине, поверхности или объему протяженного источника. Иными словами, протяженный источник представляется суперпозицией точечных изотропных источников.

Для иллюстрации общего подхода к расчету полей излучения объемных протяженных источников рассмотрим произвольный изотропный источник (рис.3) с равномерно распределенной по объему V объемной мощностью (?„, коэффициентом самопоглощения в источнике и коэффициентами ослабления цп в защитном слое 4„. Тогда интенсивность I в точке детектирования Р может быть определена из соотношения:

= \

Я и (?, ) «Р [- , I'. " г, |]ехр

<ЗУ

4 п •

в этой формуле постоянным геометрическим параметром является радиус-вектор детектора гм1, а радиусы-векторы элементарного объема источника г, и радиусы-векторы, характеризующие положение областей многослойной защиты, - переменными величинами.

Приведенные функции ослабления для интенсивности 1 без изменения могут быть использованы и для определения поля излучения по другим функционалам. Алгоритм первой программы с использованием упрощенных формул включает в себя задание исходных данных (геометрических и радиационных характеристик источника, пределов изменения положения точки детектирования в пространстве и т.д.), которые

Рис. 3 Схема интегрирования по определению мощности дозы от источника произвольной формы до точки Р

вносятся в таблицу Microsoft Exel экспортированную в Mathcad. Результаты получаются в виде массива значений мощности, которые далее представляются в виде графиков.

Вторая программа позволяет определять мощность дозы с помощью интегрирования с учетом всех радионуклидов источника излучения, изменения их активности в результате распада (учет времени) Исходными данными для программы являются геометрические характеристики источника и точки детектирования (хт, у,, z7); линейная, поверхностная или объёмная активности источника (Д, А, ЯчУ, гамма-постоянные (керма-постоянные) радионуклидов; постоянные распада; линейные коэффициенты ослабления и тд Программа позволяет определять мощность дозы излучения, создаваемой набором источников На рис 4 показано распределение поля мощности дозы в помещении с заданным расположением оборудования и трубопроводов, полученное с помощью расчетной программы.

Третья программа, позволяет определять мощность дозы излучения от неоднородных цилиндрических источников (например, теплообменников). Расчетная модель предполагает представление рассматриваемого теплообменника в виде набора цилиндрических и эллиптических тел с объемной и поверхностной активностью.

Для расчета зоны с теплообменными трубами, наиболее сложной с геометрической точки зрения, проводится гомогенизация пространства, занятого трубами Для этого определяется суммарная активность радионуклидов в отложениях на поверхности труб, обечаек через

Рис.4. Схема размещения оборудования в помещении (а) и распределение интегральной мощности дозы в горизонтальной плоскости на высоте 1 м от пола (б)- 1-10 -элементарные ис гочники (участки трубопроводов, эллиптические днища и т д.)

площадь поверхности, омываемой радиоактивной средой,

где П - смачиваемый периметр расчетной зоны, Он - внутренний диаметр наружной обечайки, йв - наружный диаметр внутренней обечайки, с1ц - наружный диаметр теплообмен-ных труб, п - количество теплообменных труб, И - высота теплообменных труб.

При выборе состава и значений активности отложений на поверхности ПТО натрий-натрий БН-600 можно использовать данные по отложениям на поверхности выемной части главных циркуляционных насосов первого контура (табл.1), опыт замены которых достаточно представителен.

Расчет общей активности, заключенной в рассматриваемом объеме проводится по

п

формуле А = ^Р^от ' Asi, где As, - поверхностная активность / -го радионуклида, S0T-i-i

площадь поверхности с радиоактивными отложениями.

Таблица 1. Активность отложений на поверхности ПТО, Бк/м'

Радионуклид Поверхность, контактирующая с газом Поверхность, контактирующая с натрием

Цезий-134 3,7x10'...3,0x10s 1,4x10е...0,9x10®

Цезий-137 7,9xl0'...l,2xl0ig 2,4х105...1,75x10"

Цезий-136 6,4х10\. .3,1x10' 2.6x10'

Марганец-54 4,0x10" 1,5x10s...3,4x10*

Кобальт-60 б,9х105...4,0x10' 6,9x10"... 1,5x10"

Цирконий-95 - 1,7x10'

Натрий-22 - 1,35x10"

Расчет эквивалентной объемной активности проводится по формуле А\ - А/ V где V- объем расчетной зоны, м3.

Алгоритм расчета включает в себя разбиение объекта на составные части, представляемые в виде однородных тел, расчет параметра радиационной обстановки, создаваемой каждым телом-источником, а затем всеми телами-источниками в заданной точке.

При определении самопоглощения в

источнике и ослабления излучения в защите

необходимо определить путь, который про-

„ _ „ , ходит излучение в источнике и защите, кото-

Рис.5. Расчетная модель теплообменника в

защитном контейнере: I, III, V - газовый рый зависит от расположения расчетной промежуток; II - зона теплообменных труб;

IV - защитный контейнер; В - точка выхода точки (рис.5). На рис.6 представлены резуль-излучения, С - точка определения радиацион- таты расчета ного параметра, N, М, К, Y, Н - точки границ

1...V30H. Автоматизированная программа в

приложении Access позволяет определять мощность дозы посредством задания геометрии источника (точечный, кольцевой, дисковый, цилиндрический и др.), состава радиоактивных отложений и их активности, времени. Алгоритм определения мощности дозы заключается в разбиении источника на множество точечных источников, определении мощности дозы

каждого точечного источника на заданном расстоянии и суммировании мощностей доз от всех источников

ПТО

Контейнер

20 19 18 17 16 15 14 13 12 И 10

Рис 6. Расчетная схема ПТО: а - расчетные точки, б - мощность дозы на поверхности защитного контейнера

В четвертой главе рассматривается решение задачи минимизации облучения работников при движении в радиационно-опасных зонах путем оптимизации траектории перемещения с использованием методов динамического программирования

Доза, получаемая при техническом обслуживании и ремонте, является суммой трех составляющих: дозы, полученной по пути к рабочей площадке и обратно, при перемещении между обслуживаемыми объектами; при выполнении работ; при подготовке к работе и завершении работ (уборке рабочего места, сдаче его и т.д.). Среди этих составляющих дозы облучения, подлежащих оптимизации, несомненный интерес представляет минимизация облучения персонала при перемещении от объекта к объекту, поскольку данный вопрос не рассматривался в отечественных и зарубежных источниках.

Снижение «транзитных доз» представляет собой важную задачу в общем процессе оптимизации облучения ремонтного персонала. Для сокращения доз, получаемых при пере-

мещении, на ряде зарубежных станций используются подробные карты, которые получают при входе в реакторное здание и на различные отметки внутри здания.

Однако на объектах атомной энергетики и промышленности не используется оптимизация пути перемещения работников с целью сокращения доз, получаемых при движении.

При выполнении ремонтных работ выбор пути с минимальной дозой облучения во время перемещения не представляет сложности, так как количество обслуживаемых объектов ограничено одним-двумя. При техническом обслуживании количество объектов может быть значительным, поэтому требуется использование специальных программ. Оптимизация траектории движения работников дает возможность минимизировать их облучение при перемещениях в рабочей зоне в помещении, на загрязненной территории.

Существуют задачи двух типов - открытая и закрытая. Применительно к рассматриваемому вопросу открытая задача соответствует условию входа и выхода через разные точки, закрытая - через одну. В последние годы было предложено много методов решения задачи Одни из них неэффективны, другие не гарантируют оптимального решения, некоторые требуют принятия интуитивных решений, что затрудняет программирование

Среди существующих математических методов наиболее эффективными (в вычислительном отношении) оказались методы, основанные на идеях динамического программирования, поскольку гарантируют оптимальность, обеспечивают удобство программирования решения, а также являются универсальными, т.е. приспособленными для решения задач различного типа. Метод динамического программирования также применим для качественного исследования задачи.

В ходе диссертационного исследования в сотрудничестве с кафедрой «Прикладная математика» УГТУ-УПИ (научный консультант - зав.кафедрой, д.ф-м.н., проф. А.Н.Сесекин) впервые разработана расчетная программа (алгоритм), позволяющая определять оптимальную траекторию перемещения работника, обеспечивающую минимальное облучение.

В главе рассмотрена возможность применения метода динамического программирования для решения маршрутной задачи последовательного обхода множеств, более общей в сравнении с известной в математике задачей коммивояжера. Если в задаче коммивояжера переход из юрода в город являлся действием, определенным единственным образом, то в реализуемой задаче допускается многовариантность упомянутого перехода. Рассматривается одна из возможных постановок такого рода, в рамках которой города заменяются множествами, по которым следует организовать перемещения в том или ином порядке Предполаг а-ем, что данные множества, именуемые целевыми, попарно не пересекаются, то или иное начальное состояние целевым множествам не принадлежит, сами целевые множества являются конечными. В наиболее распространенном случае задачи обхода непустых ограниченных и замкнутых множеств в конечномерном арифметическом пространстве, решение

13

сводится фактически к упомянутому случаю посещения конечных множеств, выбираемых из соображений аппроксимации «первоначальных» целевых множеств.

Для рассматриваемой задачи, при построении алгоритма, так называемое уравнение Беллмана модифицировано в виде выражения

У,{тЛ,Ю = ™л{ст,к +Г,А(к,К\{к},Щ (1)

где У5{т,К,Ы) — оптимальный результат по обходу множества К из точки т\ ст, * - элемент, находящийся на пересечении т-й строки и к-то столбца, характеризует полученную дозу облучения на перемещении от »1-го до к-то объекта.

Уравнение Беллмана, представлено в нетрадиционной форме, связанной со сдоями

^ этой функции. Решение задачи включает в себя рекуррентное построение слоев функции Беллмана, т.е. > и, на этой основе построение отдельного

маршрута обхода объектов из I, .

Для оценки эффективности оптимизации пути перемещения персонала при техническом обслуживании были просчитаны несколько реальных вариантов движения работников в зоне контролируемого доступа. Для решения подобных задач было специально разработано программное обеспечение на языке программирования ОЕЬРШ, позволяющее определять

оптимальный маршрут и сумму затрат. На рис.7 приведена схема возможных путей движения персонала, а в табл 2 -дозовые затраты при перемещении на участках между отдельными объектами (значение « <Х> »в матрице означает отсутствие возможного прохода).

Объекты ТОиР, рассматриваемые в данной расчетной схеме, могут располагаться в различных помещениях (боксах) и на различных высотных отметках. Путь между объектами в расчетной схеме выражается в виде эффективной дозы облучения Еа-ь, получаемой в процессе движения между обслуживаемыми объектами а-Ь: Еа_ь = ' к ■ > где Р, — радиационный параметр ¡'-й зоны (мощность дозы, мощность воздушной кермы и т д ),к — коэффициент перехода от радиационного параметра Р, к эффективной дозе, - время, за которое

объектами ТОиР: 1...12 - объекты ТОиР; а, Ь, с - возможные точки входа и выхода

работник пересечет ;-ю зону с радиационным параметром Р,' - —, где .У, - ширина 1-й зоны, м; V, - скорость движения работника, м/с.

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 И 12

1 00 8,2 00 00 00 00 00 со 00 23 5,6 7,5

2 8,2 оо 11 00 оо 00 00 00 22 13,2 9,8 11

3 00 и 00 23 оо 00 17,5 00 17,5 22 11 5 31

4 оо 00 23 00 7,8 оо 00 21,5 11 13,2 24 00

5 00 оо 00 7,8 00 11 19 7,8 16,5 19,8 00 00

6 00 00 00 00 11 00 19 20 27,5 00 00 оо

7 00 00 17,5 00 19 19 00 21 00 00 00 00

8 СО оо 00 21,5 7,8 20 21 00 15 00 со 00

9 00 22 17,5 11 16,5 27,5 00 15 00 13 00 00

10 23 13.2 22 13,2 19,8 00 оо 00 13 00 10 00

11 5,6 9,8 11,5 24 00 00 оо оо 00 10 00 22

12 7,5 И 31 00 оо 00 00 00 00 00 22 00

С использованием описанных методов расчета были найдены оптимальные пути перемещения для возможных вариантов входа и выхода работника в радиационно-опасную зону (табл 3). На рис 8 приведены результаты сравнения доз, получаемых при перемещении по исходному варианту маршрута и найденным оптимальным маршрутам при заданных вариантах входа и выхода в зону контролируемого доступа _____Таблица 3

Вариант Вход Выход Путь Доза, мкЗв

1 (исходный) а а 1—2—»3—>4—5—►6—7—»8—»9^-10—»11—12^1 168,5

2 Ь Ь 5—»8—»9—»4—»10—>11—»1—»12—>2—»З—>7—>6—>5 139,6

3 а Ь 1—12—>2—>3—>11—10—4-*9->8—7->6—5 142,9

4 с а 11—>10~»4—*9—»8—»5—>6—»7—»3—>2—»12—>1 134

5 с Ь 11—►!—»12—»3—>-7—-6—>8—9—»10—4-^5 140,6

Вариант перемещения

Рис 8 Относительная облучаемость персонала перемещении

Как следует из приведенных данных, оптимизация пути перемещения персонала позволяет сократить «транзитную» дозу облучения на 16...21%.

Достоверные данные по дозам, получаемым при перемещении между объектами технического обслуживания, в литературе отсутствуют В ряде работ даются приближенные оценки,

составляющие 2.... 15% от коллективной дозы Исходя из этих оценок, при годовой коллективной дозе 4,42 чел-Зв/блок (среднее значение для энергоблока с РБМК-1000) оптимизация пути перемещения снижает облучаемость персонала на 14,14... 139,23 чел-мЗв.

Пятая глава. Как следует из рис.1, активное обучение ремонтного персонала позволяет добиваться определенного снижения коллективных доз при выполнении им меньшего числа однотипных операций. Необходимое количество таких операций в радиационно опасных зонах можно сократить путем активного обучения.

Высокий уровень сложности оборудования современных АЭС, наличие радиоактивного загрязнения, не допускающие использование общеэнергетических технологий ремонта, потребовали создания специального учебно-методического обеспечения для подготовки ремонтного персонала, включающего в себя:

• теоретическую часть по основному оборудованию и системам;

• компьютерную диалоговую систему контроля усвоения информации;

• систему связанных графических и технологических модулей, позволяющую эмуляцию ремонтных процедур в реальном и ускоренном масштабах времени;

• тренажеры-имитаторы;

• концепцию полномасштабного УТЦ для отработки наиболее радиационно опасных операций по техническому обслуживанию и ремонту.

В главе описываются разработанные автором в рамках головного проекта национального учебно-тренировочного центра (Смоленского УТЦ) подготовки ремонтного персонала для АЭС с реакторами РБМК методология и учебно-методическое обеспечение (УМО) по основным направлениям подготовки и повышения квалификации.

В состав учебно-методического обеспечения вошли комплекта методических материалов, определяющие форму и порядок организации учебного процесса, и являющиеся необходимым условием эффективной организации процесса обучения.

При разработке практического курса учитывались: возможность имитации реальных рабочих условий; изучение и закрепление реальных навыков, необходимых на производстве; дополнительные виды обучения теоретическим знаниям и умениям, необходимым для более глубокого и прочного усвоения и закрепления навыков практической деятельности; различные виды инструктажей, необходимых для безопасного ведения процесса обучения; оценка выполнения практических работ, реальное время выполнения алгоритма операций в учебном и контрольном режимах; нормативы выполнения производственных заданий; ремонтопригодность оборудования и оснастки, применяемых в учебном процессе (доступность, съем-ность, возможность временного и постоянного крепления, возможность замены и т.п ).

Требования к специальному образованию и профессиональной подготовке разрабатывались на основе анализа функциональной деятельности ремонтного персонала Смоленской и Курской АЭС с учетом требований Единого тарифно-квалификационного справочника работ и рабочих профессий

Выходной контроль является важной частью процесса подготовки специалистов, во многом определяющей качество подготовки, поэтому, он должен удовлетворять требованиям валидности Для реализации этих требований были проанализированы системы теоретических знаний, а также специфических и логических приемов деятельности, предусмотренных целями подготовки специалистов. В результате были определены связи между тремя составляющими- знаниями, специфическими и логическими приемами деятельности Это позволило разработать задания, требующие применения данных знаний в контролируемых видах деятельности.

Разработка комплекта учебных материалов проводилась в восемь этапов с согласованием каждого из них с заказчиком.

В результате поэтапного внедрения учебно-методического обеспечения в процесс подготовки ремонтного персонала в национальном учебно-тренировочном центре в г Десногорске (Смоленском УТЦ), являющемся головным УТЦ по подготовке специалистов

для АЭС России, Украины и Литвы с реакторами РБМК, за период с 1999 г. было подготовлено 2147 специалистов. Это позволило значительно повысить качество ремонтного обслуживания оборудования и систем АЭС, сократить время пребывания работников в радиационно-опасных зонах, и тем самым снизить их облучаемость (Справка о внедрении от Смоленского УТЦ)

Анализ влияния подготовки персонала иллюстрирует диаграмма изменения дозозатрат при ремонте арматуры ДуЗОО РБМК-1000 (рис 9) в расчете на единицу оборудования.

Аналогичные результаты дают предварительные оценки снижения облучаемости ремонтного персонала, обучавшегося в учебном комплексе НИИАР (г.Димитровград)

Основными направлениями исследовательских и опытно-конструкторских работ, проводимых на кафедре «Атомная энергетика» УГТУ-УПИ по организации и совершенствованию подготовки ремонтного персонала АЭС являются создание тренажерной базы для подго-

Дозозатраты ■

- Мощность дозы излучения

Рис.9. Дозозатраты при ремонте арматуры ДуЗОО АЭС с РБМК-1000 (в расчете на одну задвижку): 1 ...6- ремонтные кампании в 2001. .2004 гг.

товки ремонтного персонала для особо сложных, дозозатратных работ, разработка учебно-методического обеспечения подготовки по различным специализациям

ВЫВОДЫ

1. Экологическая и экономическая приемлемость АЭС определяется дозовыми нагрузками, возникающими при обслуживании, ремонте, реконструкции, снятии с эксплуатации.

2. В результате анализа фактологических данных по облучаемости ремонтного персонала в период более 50-ти кампаний по ремонту основного оборудования АЭС впервые количественно установлена связь радиационных факторов и перепростоя энергоблоков АЭС в ремонте и как следствие снижение коэффициента использования установленной мощности.

3. Впервые разработаны математические модели и прикладные программные комплексы с использованием математического пакета Mathcad и приложения Access, определяющие дозовые поля для тел сложной геометрической формы (от систем трубопроводов и оборудования), позволяющие планировать облучаемость ремонтного персонала и мероприятия по ее снижению в условиях действующих АЭС.

4. Впервые разработана расчетная программа оптимизации дозовых затрат при технологическом перемещении персонала. Программа предлагается в качестве базовой для решения задачи оптимизации облучаемости персонала при проведении масштабных работ по модернизации, демонтажу радиоактивного оборудования при снятии АЭС с эксплуатации.

5. Проведена оценка эффективности основных мероприятий по снижению облучаемости ремонтного персонала на отдельных этапах организации технического обслуживания и ремонта и разработана концепция по их оптимизации.

6. Результаты диссертационного исследования использованы для оптимизации работ по ТОиР с учетом облучаемости персонала при модернизации и продлении ресурса оборудования АЭС с реакторами ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, проведении работ по замене парогенераторов, технологических каналов на АЭС концерна «Росэнергоатом» и в ПО «Атомэнергоремонт».

7. Разработанные материалы по оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых затрат персонала внедрены в процесс подготовки и повышения квалификации ремонтного персонала в Смоленском УТЦ, учебном комплексе НИИАР, УТП АЭС концерна «Росэнергоатом».

8. В рамках реализации головного проекта учебно-тренировочного центра (Смоленского УТЦ) для подготовки ремонтного персонала для АЭС России, Украины, Литвы с реакторами РБМК разработаны содержательная часть методологии подготовки ремонтного персонала и учебно-методическое обеспечение, что позволило повысить качество ремонтного обслуживания оборудования и систем АЭС, сократить время пребывания работников в радиационно-опасных зонах, и, тем самым, снизить их облучаемость.

9 Разработанная концепция оптимизации ремонтных работ может являться основой для оптимизации работ на радиоактивном оборудовании неэнергетического назначения (атомные подводные лодки, химкомбинаты и т.д.).

Публикации по теме диссертации:

1 Ташлыков О.Л. и др. Эксплуатация и ремонт ядерных паропроизводящих установок АЭС / О.Л Ташлыков, А.Г Кузнецов, О Н Арефьев. М.: Энергоатомиздат, 1995 Кн 2 352 с

2.Щеклеин С Е , Велькин В И , Ташлыков О.Л. К проблеме снижения радиационных нагрузок на персонал при проведении ремонтных работ на АЭС Труды конференции «Безопасность биосферы». Екатеринбург, 1998

3 Создание учебно-методических комплексов для подготовки ремонтного персонала АЭС // Ю И Сорокин, С.Е Щеклеин, О.Л Ташлыков, В И. Велькин, В Г Чепрасов, В.Т Стаскж / Проблемы подготовки специалистов для ядерной энергетики Сборник методических работ М., Издательство МЭИ, 2000. С. 32-36.

4 Ташлыков О Л. Оптимизация ремонтных работ на АЭС с учетом дозовых затрат персонала // Научные труды I отчетной конференции молодых ученых ГОУ УГТУ-УПИ / Сборник тезисов Издательство ГОУ УГТУ-УПИ Екатеринбург 2001 С. 204-205.

5 Ташлыков О Л Требования к выходному контролю подготовки специалистов // Новые образовательные технологии в ВУЗе / Сборник тезисов Всероссийской научно-методической конференции. Екатеринбург. УГТУ-УПИ, 2001. С.159-160.

б.Щеклеин С Е, Ташлыков О Л. Опыт разработки учебно-методического обеспечения подготовки специалистов по ремонту оборудования АЭС // Новые образовательные технологии в ВУЗе / Сборник тезисов Всероссийской научно-методической конференции. Екатеринбург. УГТУ-УПИ, 2001. С. 61-62.

7 Ташлыков О.Л О проблеме получения достоверных данных по дозовым нагрузкам ремонтного персонала АЭС // Научные труды II отчетной конференции молодых ученых ГОУ УГТУ-УПИ / Сборник тезисов. Издательство УГТУ-УПИ. Екатеринбург 2002. С. 190-191

8 Ташлыков О.Л , Щеклеин С.Е О роли обратной связи в оптимизации ремонтных работ и снижении дозовых затрат персонала // Международный конгресс «Энергетика 3000» / Тезисы докладов 21-23 октября 2002 г - Обнинск, ИАТЭ, 2002 г С. 99-101

9.Ташлыков О Л. Комплексная система оценки дозовых затрат при проведении технического обслуживания и ремонта АЭС // Научные труды III отчетной конференции молодых ученых ГОУ ВПО УГТУ-УПИ / Сборник тезисов. - Екатеринбург, 2002. С. 212-213.

10. Ташлыков О Л Планирование дозовых нагрузок ремонтною персонала АЭС // Научные труды IV отчетной конференции молодых ученых ГОУ ВПО УГТУ-УПИ / Сборник тезисов Издательство ГОУ ВПО УГТУ-УПИ. Екатеринбург 2003. С. 398-399.

11. Ташлыков О.Jl. Ремонт оборудования атомных станций: Учеб. пособие для вузов / Под ред. С.Е.Щеклеина. Екатеринбург. Издательство УМЦ УПИ. 2003. 320 с.

12. Ташлыков О.Л., Гончар A.A. Компьютерное моделирование радиационных полей в комплексе мероприятий по реализации принципа ALARA на АЭС // Энерго- и ресурсосбережение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии / Сборник материалов Всероссийской научно-практической конференции- Екатеринбург, 2003 г. С 98-101.

13. Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е., Маркелов Н.И. Математическое моделирование дозо-вых полей при планировании облучения ремонтного персонала // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2004. -№1. -С.39-44.

14. Щеклеин С Е., Ташлыков О.Л., Маркелов Н.И Радиационный фактор в проблеме повышения коэффициента использования установленной мощности АЭС // Известия вузов Ядерная энергетика. - 2004. -№1. -С.45-53.

15. Щеклеин С.Е., Ташлыков О Л. О роли обучения в снижении дозовых нагрузок ремонтного персонала АЭС // Экология. Экономика. Безопасность и подготовка кадров для атомной энергетики / Сборник научных трудов. Екатеринбург. УТТУ-УПИ.2001 .С. 19-21.

16. Опыт работы Уральского государственного технического университета в области подготовки специалистов для технического обслуживания и ремонта оборудования АЭС /СЕ Щеклеин, О Л Ташлыков, В.И Велькин, А.Г. Шастия, Ю.И. Сорокин, В.Н.Дементьев, Н.И.Маркелов // Вестник УГТУ-УПИ. 2004, №3 (33). С.251-258.

17. Ташлыков О.Л. О влиянии на эффективность дезактивации конструкционных особенностей систем реакторной установки // Вестник УГТУ-УПИ Научные труды VI отчетной конференции молодых ученых ГОУВПО УГТУ-УПИ - Екатеринбург 2004. С. 187-188.

18. Щеклеин С.Е., Ташлыков О.Л., Велышн В.И , Шастин А.Г., Дементьев В.Н., Маркелов Н.И., Сорокин Ю.И. Опыт сотрудничества концерна «Росэнергоатом» и Уральского государственного технического универститета в области подготовки специалистов для технического обслуживания и ремонта оборудования АЭС // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2004. -№3.-С.121-129.

19. Ташлыков О.Л., Сесекин А.Н., Гончар A.A., Щеклеин С.Е. Об алгоритмизации задачи оценки дозовых нагрузок при планировании ремонтного обслуживания АЭС // Сборник трудов седьмой научно-технической конференции, посвященной 40-летию работы Белояр-ской АЭС. Том 3.: - Заречный, 2004. С. 161-166.

20. Ташлыков О.Л., Гончар A.A., Щеклеин С.Е Создание компьютерного интерфейса для прогнозирования дозовых затрат на стадии планирования ремонтного обслуживания АЭС // Сборник трудов седьмой научно-технической конференции, посвященной 40-летию работы Белоярской АЭС. Том 3.. - Заречный, 2004. С. 166-172.

21. Ташлыков О.Л., Щеклеин С Е Планирование дозовых затрат ремонтного персонала с помощью компьютерного моделирования // Сборник трудов научно-технической конференции, посвященной 40-летию работы Белоярской АЭС Том 3 : - Заречный, 2004 С 172-179

22. Ташлыков О.Л, Браженко В.А Анализ влияния технологии производства работ на дозовые затраты ремонтного персонала // Энсрго- и ресурсосбережение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии / Сборник материалов Всероссийской научно-практической конференции - Екатеринбург, ГОУ ВПО «УГТУ- УПИ», 2004 г -С 216-219

23. Ташлыков О.Л , Горбунов А А. Пути реализации снижения дозовых затрат ремонтного персонала посредством воздействия на фактор расстояния // Энерго- и ресурсосбережение Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии / Сборник материалов Всероссийской научно-практической конференции -Екатеринбург,, 2004 г. С.214-216.

24. Ташлыков О Л , Горбунов А А. Оптимизация ремонтных работ на атомных электростанциях / Сборник тезисов докладов Всероссийского молодежного научного симпозиума «Безопасность биосферы - 2005» 4-5 мая 2005 г Екатеринбург, УГТУ-УПИ 2005 С 96

25 Куклин М , Сесекин А.Н., Ташлыков О Л О возможности оптимизации облучения персонала при перемещении в радиационных полях с использованием методов динамического программирования // Энерго- и ресурсосбережение Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии / Сборник материалов Всероссийской научно-практической конференции. -Екатеринбург, ГОУ ВПО «УГТУ- УПИ», 2005.

26 Сесекин А Н., Ташлыков О.Л , Щеклеин С Е , Куклин М Ю , Ченцов А Г, Кадников А А Использование метода динамического программирования для оптимизации траектории перемещения работников в радиационно опасных зонах с целью минимизации облучения // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2006. №2 (в печати).

27 Кадников А А , Ташлыков О.Л., Щеклеин С Е Оптимизация работ по замене парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000 / Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики // Тезисы докладов пятой международной научно-технической конференции. - Москва, «Росэнергоатом», 2006. с 141-143

28. Ташлыков О.Л., Щеклеин С Е., Маркелов Н.И. Оптимизация ремонтных работ с учетом дозовых затрат персонала / Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики И Тезисы докладов пятой международной научно-технической конференции. - Москва, «Росэнергоатом», 2006. с.143-145.

Формат 60 х 84 1/16 Бумага писчая

Плоская печать Тираж 80 Заказ № 192

~~ Ризография НИЧ ГОУ ВПО УГТУ-УПИ

620002, г. Екатеринбург, ул. Мира 19

¿a®6А

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. АНАЛИЗ И ИССЛЕДОВАНИЕ ПОТЕНЦИАЛА РАДИАЦИОННЫХ НАГРУЗОК ПРИ ПРОВЕДЕНИИ РЕМОНТНЫХ РАБОТ НА АЭС.

1.1. Особенности технологии ремонтных работ на радиоактивном оборудовании АЭС.

1.2. Основные пути возникновения радиационных нагрузок на ремонтный персонал АЭС.

1.3. Анализ современного состояния с дозовыми нагрузками на АЭС.

1.4. Распределение радиоактивности по элементам оборудования и трубопроводов, как основной фактор дозовых нагрузок на ремонтный персонал.

1.4.1. Реакторные установки с водным теплоносителем.

1.4.2. Особенности образования и переноса продуктов коррозии в технологическом контуре АЭС с реактором на быстрых нейтронах.

1.5. Влияние качества эксплуатации на распределение радиоактивности по элементам оборудования.

ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ОПТИМИЗАЦИИ ОТДЕЛЬНЫХ ЭТАПОВ РЕМОНТНЫХ РАБОТ С УЧЕТОМ ФАКТОРОВ, ОПРЕДЕЛЯЮЩИХ ДОЗОВЫЕ НАГРУЗКИ ПЕРСОНАЛА.

2.1. Технология ремонтных работ.

2.1.1. Отбор, планирование, составление графика работ.

2.1.2. Подготовка работ.

2.1.3. Выполнение работ.

2.1.4. Оценка работы и обратная связь.

2.2. Снижение дозовых затрат ремонтного персонала посредством воздействия на фактор расстояния.

2.3. Реализация снижения дозовых затрат ремонтного персонала посредством воздействия на фактор снижения уровня излучения от ф оборудования и систем АЭС.

2.3.1. Уменьшение радиоактивных отложений на поверхности оборудования.

2.3.2. Дезактивация оборудования.

1 2.3.3. Защитные экраны.

2.4. Основные направления оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых затрат персонала.

ГЛАВА 3. РАЗРАБОТКА АЛГОРИТМОВ МОДЕЛИРОВАНИЯ ДОЗОВЫХ ПОЛЕЙ ОТ РАДИОАКТИВНОГО ОБОРУДОВАНИЯ И

ТРУБОПРОВОДОВ.

3.1. Возможность алгоритмизации задачи оценки дозовых нагрузок при планировании ремонтного обслуживания АЭС.

3.2. Теоретическая база для разработки расчетных программ.

3.3. Алгоритм решения задачи определения поля гамма-излучения с использованием упрощенных формул.

3.4. Решение задачи определения поля гамма-излучения методом интегрирования.

3.4.1. Алгоритм программы.

3.4.2. Расчетные схемы источников различных геометрических форм.

3.5. Определение радиационных полей от системы оборудования и трубопроводов.

3.6. Определение мощности дозы излучения от неоднородного цилиндрического источника.

3.7. Разработка автоматизированной программы определения мощности дозы излучения в приложении Access 2001.

3.8. Использование математического моделирования при планировании ремонтных работ с учетом дозовых затрат ремонтного персонала. \

ГЛАВА 4. ОПТИМИЗАЦИЯ ДОЗОВЫХ ЗАТРАТ ДЛЯ МИНИМИЗАЦИИ ОБЛУЧЕНИЯ РАБОТНИКОВ ПРИ # ПЕРЕМЕЩЕНИИ В ЗОНЕ КОНТРОЛИРУЕМОГО ДОСТУПА.

4.1. Оптимизация траектории движения работников в радиационных полях.

4.2. Решение задачи методом динамического программирования.

4.3. Применение метода динамического программирования для оптимизации 1 траектории движения работника с целью минимизации облучения при перемещении.

ГЛАВА 5. МОДЕЛЬ УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКИХ КОМПЛЕКСОВ

ДЛЯ ПОДГОТОВКИ РЕМОНТНОГО ПЕРСОНАЛА АЭС.

5.1. Технологические особенности проекта Смоленского УТЦ.

Ф 5.2. Разработка методологии теоретической и практической подготовки ремонтного персонала АЭС.

5.3. Результаты внедрения методологии и учебно-методического обеспечения подготовки персонала для ремонта радиоактивного оборудования.

ВЫВОДЫ.

Атомная энергетика, как и любое промышленное производство, стремится к увеличению доходов и снижению затрат при условии поддержания достаточного уровня безопасности. Повышение доходов для АЭС означает увеличение до максимума времени эксплуатации, то есть снижение до минимума времени на плановые остановы реактора с целью перегрузки топлива и проведения регламентных ремонтных работ. Снижение издержек связано с сокращением эксплуатационных затрат в период нормальной эксплуатации, а также в период перегрузки топлива. Эти две задачи могут показаться противоречащими задаче поддержания достаточного уровня безопасности. Однако многолетний мировой опыт эксплуатации показал, что обеспечение безопасности АЭС тесно связано с решением основных производственных и экономических задач и никак не противоречит текущей работе станции [1]. Предпринимаемые на АЭС меры по предотвращению аварий и отказов направлены одновременно на повышение и коэффициента готовности1, и экономической эффективности станции.

Атомная энергетика России в последние годы демонстрирует устойчивую безаварийную работу со стабильным повышением эффективности использования установленной мощности АЭС. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составляет более семидесяти процентов (76,3% в 2003 г.), предполагается его дальнейшее повышение (на некоторых отечественных блоках КИУМ достигает 82-83%). Только за счет увеличения КИУМ в 2003 г. на 4,5% (по сравнению с предыдущим годом) выработка электроэнергии выросла в объеме, равноценном производству одного энергоблока мощностью более 1000 МВт [2]. Основой роста выработки

1 Коэффициент готовности (для простого режима эксплуатации) - это вероятность того, что объект окажется в работоспособном состоянии в произвольный момент времени, кроме планируемых периодов, в течение которых применение объекта по назначению не предусматривается: Kt(t)-tp/(tp+tB), где /р - суммарное время работы объекта за некоторый интервал эксплуатации, на котором определяется Кг; /„ - суммарное время восстановления работоспособности объекта после отказа за тот же период эксплуатации электроэнергии должна стать оптимизация ремонтных кампаний, продолжительность которых пока довольно велика.

Среднее время нахождения энергоблоков в текущих и капитальных ремонтах составляет до 20% (за рубежом этот показатель составляет 7-10%). Первопричины такого отставания находятся в проектах атомных станций времен СССР. При их разработке закладывался КИУМ на уровне 75 - 80%, что определялось возможностями оборудования и технологий того времени. Кроме того, энергетика СССР была устойчивым образованием с большим запасом по мощности. На многих зарубежных АЭС значение КИУМ составляет 85-90% и выше. Например, построенные по советским проектам АЭС с реакторами ВВЭР-440 Ловиса (Финляндия) и Пакш (Венгрия) входят в десятку лидеров по этому показателю, что свидетельствует о резерве роста у отечественных станций [3].

Спецификой технического обслуживания и ремонта (ТОиР) систем и оборудования АЭС является то, что многие работы могут проводиться только на остановленном энергоблоке и в условиях воздействия ионизирующих излучений. Кроме того, к ТОиР на АЭС предъявляются более высокие требования как с точки зрения ядерной и радиационной безопасности, качества ремонтных работ, так и с точки зрения готовности систем и оборудования, влияющих на безопасность.

В связи с переходом в отечественной радиационной защите на новые Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) [4] и Основные санитарные правила обращения с радиоактивными веществами (ОСПОРБ-99) [5], разработанные в соответствии с международными рекомендациями и правилами, остро встал вопрос по снижению в 2,5 раза пределов облучения персонала, и в первую очередь ремонтного, так как основной вклад в коллективную дозу облучения персонала АЭС вносят работы по техническому обслуживанию и ремонту.

На начальном этапе снижать дозы облучения удавалось в основном за счет выполнения организационных мероприятий административного повышения требований к качеству подготовки и проведения работ в зоне контролируемого доступа. Для дальнейшего снижения дозовых нагрузок персонала необходимо внедрение на АЭС принципа ALARA1 [6]. Основой применения этого принципа является процесс оптимизации2, в котором снижение коллективной дозы сопоставляется с затратами на дополнительные меры защиты. Социальный выигрыш за счет уменьшения дозы облучения состоит в устранении гипотетических радиобиологических последствий. Кроме социального выигрыша применительно к АЭС появляются два дополнительных фактора снижения издержек. Первый обеспечивает повышение эффективности эксплуатации реакторной установки благодаря облегчению доступа к ее узлам и системам вследствие снижения радиационных полей, второй - возрастание надежности узлов при их модернизации, принятой с целью снижения радиоактивных отложений (данный эффект непосредственно не связан с уровнями излучения).

Коэффициент готовности АЭС в целом и доступность ее систем и узлов обратно пропорциональны уровню излучения на рабочих местах персонала. При этом уровень облучения некоторых групп персонала (например, операторов, дозиметристов и т.д.) практически не влияет на готовность АЭС. Однако продолжительность остановок на регламентный ремонт непосредственно связана со значениями уровней излучения (например, вблизи парогенераторов, приводов СУЗ и т.д.). Поэтому, с точки зрения максимального значения коэффициента готовности АЭС, приоритетом

1 ALARA (сокращение "As Low As Reasonably Achievable" - «настолько низко насколько разумно достижимо») - этот термин является квинтэссенцией положения Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) о том, что «для любого отдельного источника в рамках данной практической деятельности значения индивидуальных доз, число облученных лиц и возможность подвергнуться облучениям, которые необязательно случатся, должны поддерживаться на столь низких уровнях, какие только могут быть разумно достигнуты с учетом экономических и социальных факторов».

Оптимизация - 1) нахождение наибольшего или наименьшего значения какой-либо функции; 2) выбор наилучшего (оптимального) варианта из множества возможных. Оптимум - (лат. optimum-наилучшее) - совокупность наиболее благоприятных условий, наилучший вариант решения какой-либо задачи или достижения какой-либо цели при данных условиях. должны пользоваться работы, прямо влияющие на время простоя, независимо ни от источника излучения (система или узел), ни от коллективной дозы [3].

Исследования, проведенные в США [7], показали, что продолжительность простоя зависит от дозы облучения только в тех случаях, когда ее значение близко к рабочим контрольным уровням. Частые смены групп в таких условиях и неизбежные при этом потери времени на радиометрический контроль и санобработку снижают производительность труда ремонтного персонала. Кроме того, при замене новые работники часть дозы получат еще до того как приступят к выполнению работы (бесполезная доза). Эта доза будет получена во время входа и выхода из зоны проведения работ, во время ознакомления с работой и подготовки инструментов. Дополнительным осложняющим фактором является необходимость применения средств индивидуальной защиты - респираторов, перчаток, спецобуви и т.п. В результате возрастает трудоемкость проведенной работы в сравнении с условиями меньших значений дозы облучения.

Эффективность работы энергоблоков, коэффициент использования установленной мощности находятся в прямой зависимости от продолжительности ремонтной кампании, а безопасность эксплуатации - от качества технического обслуживания и ремонта. При этом пристального внимания требует проблема качества ремонта, так как имеют место конкретные случаи остановки энергоблоков, происшедшие не в результате накопившихся дефектов, а вследствие некачественного технического обслуживания и ремонта систем и оборудования. Достаточно сложно привести точные цифры по дополнительным дозам облучения, вызванным так называемой «повторной работой», но чаще всего даются оценки от 5 до 15%

3].

Необходимость комплексного исследования оптимизации ремонтных работ с учетом процесса формирования дозовых нагрузок на персонал АЭС во время технического обслуживания и ремонта систем и оборудования обусловлена:

• доминирующим вкладом ремонтных работ в коллективную дозу персонала АЭС, а также ужесточением требований по облучаемости персонала после ввода в действие новых Норм радиационной безопасности (НРБ-99).

• возможностью выявления и всестороннего учета зарубежного, а также обобщения отечественного опыта при решении задач оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых нагрузок на персонал.

• недостаточной разработанностью проблемы, отсутствием в отечественных публикациях цельных и комплексных исследований, раскрывающих вопросы, связанные с решением задач оптимизации технического обслуживания и ремонта систем и оборудования АЭС с учетом дозовых затрат персонала. Имеющиеся в настоящее время исследования большей частью охватывают только отдельные аспекты, определяющие снижение дозовых затрат персонала.

• возможностью одновременного решения задач по снижению издержек и традиционных рисков для безопасности и сокращению до минимума продолжительности перерывов в эксплуатации, необходимых для регламентных работ.

В ходе диссертационного исследования всесторонне проанализированы как отечественные, так и зарубежные публикации по данной теме.

Предметом исследования является процесс эволюции путей решения задач снижения дозовых затрат персонала АЭС и оптимизации ремонтных работ. При этом наибольшее внимание уделено анализу проблем, возникающих при решении этих задач. В процессе диссертационного исследования проведены обобщение и анализ значительного массива экспериментальных данных по радиационной обстановке вблизи оборудования и трубопроводов радиоактивных контуров АЭС в различных условиях технического обслуживания и ремонта (при опорожнении или заполнении водой, до и после дезактивации, при использовании экранирования и т.д.), эффективности применения различных мероприятий по. снижению дозовых затрат ремонтного персонала.

Целью диссертационного исследования ставилось:

• разработать алгоритм и расчетную программу определения радиационных полей, создаваемых радиоактивными источниками на основе данных по качественному и количественному составу радиоактивных отложений на поверхности оборудования и трубопроводов для планирования дозовых затрат ремонтного персонала;

• разработать пути решения задач оптимизации ремонтных работ и снижения дозовых затрат ремонтного персонала, а также минимизации облучения при перемещении работников в радиационно-опасных зонах путем оптимизации траектории движения;

• разработать методологическую модель подготовки персонала для ремонта радиоактивного оборудования на базе Смоленского учебно-тренировочного центра.

Для достижения цели исследования решались следующие научные задачи:

1. Исследование, анализ и обобщение статистических данных по облучаемости ремонтного персонала АЭС, технологии ремонтных работ и использованию факторов снижения радиационного параметра, их эффективности, недостатков в организации работ.

2. Формулировка на основании указанного выше анализа предложений по оптимизации проведения радиационно-опасных работ по ТОиР на отдельных этапах (при планировании работ, подготовке, организации и анализу выполнения работ по ТОиР) для практического использования на АЭС концерна «Росэнергоатом» и других предприятиях атомной промышленности России.

3. Разработка алгоритма планирования дозовых затрат с использованием математического моделирования дозовых полей в зоне проведения работ по ТОиР и, исходя из этого, принятие мер по оптимизации радиационной защиты.

4. Разработка расчетной программы оптимизации перемещения персонала в радиационно-опасных зонах.

5. Разработка методологической модели подготовки персонала для ремонта радиоактивного оборудования.

выводы

Проведенное диссертационное исследование позволило сформулировать ряд выводов для теоретической разработки и практического решения проблем, связанных с необходимостью оптимизации ремонтных работ на радиоактивном оборудовании.

1. Экологическая и экономическая приемлемость АЭС определяется дозовыми нагрузками, возникающими при обслуживании, ремонте, реконструкции, снятии с эксплуатации.

2. В результате анализа фактологических данных по облучаемости ремонтного персонала в период более 50-ти кампаний по ремонту основного оборудования АЭС впервые количественно установлена связь радиационных факторов и перепростоя энергоблоков АЭС в ремонте и как следствие снижение коэффициента использования установленной мощности.

3. Впервые разработаны математические модели и прикладные программные комплексы с использованием математического пакета Mathcad и приложения Access, определяющие дозовые поля для тел сложной геометрической формы (от систем трубопроводов и оборудования), позволяющие планировать облучаемость ремонтного персонала и мероприятия по ее снижению в условиях действующих АЭС.

4. Впервые разработана расчетная программа оптимизации дозовых затрат при технологическом перемещении персонала. Программа предлагается в качестве базовой для решения задачи оптимизации облучаемости персонала при проведении масштабных работ по модернизации, демонтажу радиоактивного оборудования при снятии АЭС с эксплуатации.

5. Проведена оценка эффективности основных мероприятий по снижению облучаемости ремонтного персонала на отдельных этапах организации технического обслуживания и ремонта и разработана концепция по их оптимизации.

6. Результаты диссертационного исследования использованы для оптимизации работ по ТОиР с учетом облучаемости персонала при модернизации и продлении ресурса оборудования АЭС с реакторами ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, проведении работ по замене парогенераторов, технологических каналов на АЭС концерна «Росэнергоатом» и в ПО «Атомэнергоремонт».

7. Разработанные материалы по оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых затрат персонала внедрены в процесс подготовки и повышения квалификации ремонтного персонала в Смоленском учебно-тренировочном центре, учебном комплексе НИИАР (г.Димитровград), учебно-тренировочных пунктах АЭС концерна «Росэнергоатом».

8. В рамках реализации головного проекта учебно-тренировочного центра (Смоленского УТЦ) для подготовки ремонтного персонала для АЭС России, Украины, Литвы с реакторами РБМК разработаны содержательная часть методологии подготовки ремонтного персонала и учебно-методическое обеспечение. Это позволило повысить качество ремонтного обслуживания оборудования и систем АЭС, сократить время пребывания работников в радиационно-опасных зонах, и, тем самым, снизить их облучаемость.

9. Разработанная концепция оптимизации ремонтных работ может являться основой для оптимизации работ на радиоактивном оборудовании неэнергетического назначения (атомные подводные лодки, химкомбинаты и т.д.).

1. Ташлыков O.JL Ремонт оборудования атомных станций: Учеб. пособие для вузов / Под ред. С.Е.Щеклеина. Екатеринбург. Издательство УМЦ УПИ. 2003. 320 с.

2. Работа на результат // Вестник концерна «Росэнергоатом». 2004. №2. С.4-7.

3. Щеклеин С.Е., Ташлыков O.JL, Маркелов Н.И. Радиационный фактор в проблеме повышения коэффициента использования установленной мощности АЭС // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2004. -№1. -С.45-53

4. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99).-М.: Минздрав России, 1999.

5. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). М.: Минздрав России, 2000.

6. Практическая реализация методологии ALARA на АЭС. Методическое пособие. -М.: «Росэнергоатом», 1999. 186 с.

7. Базыкин О.С. Специфика ремонта атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1983. - 160 с.

8. Новиков А. Состояние радиационной безопасности АЭС России // Бюллетень по атомной энергии. 2002. №1. С. 26-32.

9. Рекомендации МКРЗ. Радиационная защита. Публикация 26 МКРЗ, пер. с англ., М., Атомиздат, 1978.

10. Ю.Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Пределы годового поступления радионуклидов в организм работающих, основанных на рекомендациях 1990 г. Публ. 60, ч. 1, 61 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994. - 192 с.

11. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Публ. 60, ч.2 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994. - 207 с

12. Управление работами в атомной энергетике. Документы ОЭСР. Агентство по ядерной энергии. Воспроизведено МАГАТЭ. Вена, Австрия, 1998. 169 с.

13. Ампелогова Н.И., Симановский Ю.М., Трапезников А.А. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоиздат, 1982. -256 с ф 14.Гусев Н.Г., Дмитриев П.П. Радиоактивные цепочки: Справочник. - М.:1. Атомиздат, 1978. 88 с.

14. Романов В.П. Дозиметрист АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986.

15. Активность продуктов коррозии в теплоносителе и радиационная обстановка на I блоке Ленинградской АЭС / Н.В.Бутин, Ю.А.Егоров, А.П.Еперин и др. // Радиационная безопасность и защита АЭС. М.: Атомиздат, 1977. Вып. 3. С. 5-16.

16. Егоров Ю.А., Носков А.А. Радиационная безопасность на АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986.

17. Отчет по радиационной защите в период проведения непланового ремонта 1998-1999 гг. Чернобыльская АЭС. 1999.

18. Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны / Л.А.Белянин, В.И.Лебедев. Ю.В.Гарусов и др. М.: Энергоатомиздат, 1997.-256с.

19. Primarkreis.-Siemens Power Journal, 1994, №4. S.28-31.

20. Морган К. Выход радиоактивных веществ из реактора // Безопасность ядерной энергетики: Пер. с англ. Под ред. Дж.Раста и Л.Уивера. М.: Атомиздат, 1980. С. 39-59.

21. Методы уменьшения радиационной опасности при эксплуатации АЭС // Атомная техника за рубежом. 1980. №10. С. 17-22.

22. Progress in Reducing Occupational Exposure // Nuclear Engineering International. 1980. v.25, N 295. p. 29.

23. Колтик И.И. Атомные электростанции и радиационная безопасность. -Екатеринбург: УГТУ-УПИ, 2001. 368 с.

24. Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ. / Ф.Ран,

25. Ладейщиков В.В. Анализ дозовых нагрузок ремонтного персонала АЭС // Научные труды IV отчетной конференции молодых ученых ГОУ ВПО УГТУ-УПИ / Сборник тезисов. Издательство ГОУ ВПО УГТУ-УПИ. Екатеринбург. 2003. С. 372-373.

26. Экономичность и безопасность атомных электростанций (реакторы ВВЭР) / Аккерман Г., Адам Э., Кабанов Л.П. и др. Под ред. Т.Х.Маргуловой. М.: Высшая школа. 1984. -224 с.

27. Особенности формирования дозовых полей в помещениях с оборудованием АЭС с РБМК-1000 / Ю.А.Егоров, Г.Н.Красножен, А.А.Носков, А.Ф.Шамашов // Радиационная безопасность и защита АЭС. М.: Энергоиздат, 1982. С. 8592.

28. Программа работ по снижению дозозатрат персонала на АЭС с РБМК-1000 в соответствии с требованиями НРБ-99. -М.: Росэнергоатом, 2002. -12 с.

29. Применение опыта дезактивации энергоблоков АЭС с реакторами РБМК при их выводе из эксплуатации / В.М.Симановский, Н.И.Ампелогова,

30. B.Г.Крицкий и др. //Теплоэнергетика. 1999. №10. С. 51-55.

31. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1985.-288 с.

32. Поведение изотопов цезия при очистке натриевого теплоносителя холодными и специальными ловушками / В.Д.Кизин, Н.В.Красноярцев, В.И.Поляков, А.М.Соболев // Радиационная безопасность и защита АЭС. М.: Энергоатомиздат. 1987. Вып.12. С.35-46.

33. Радиоактивность в первом контуре быстрого реактора БОР-бО / В.В.Кизин, Е.С.Лисицын, В.И.Поляков, Ю.В.Чечеткин // Атомная энергия. 1978. Т.44. Вып. 6. С.493.

34. Герасимов В.В., Касперович А.И., Мартынова О.И. Водный режим атомных электростанций. М.: Атомиздат, 1976. -400 с.

35. Вуд К. Снижение дозы облучения за счет рациональной организации водно-химического режима реакторов LWR // Атомная техника за рубежом. 1991. №2. С.28-30.

36. Роль аммиака при оптимизации водно-химического режима первого контура реакторов типа ВВЭР / В.Г.Крицкий, П.С.Стяжкин, А.А.Слободов и др. // Теплоэнергетика. 1998. №7. С. 30-34.

37. Проблемы организации водно-химических режимов АЭС (по материалам 3-го международного семинара по водно-химическим режимам первых контуров АЭС) // Теплоэнергетика. 1998. №5. С. 69-79.

38. Березина И.Г., Крицкий В.Г., Стяжкин П.С. Особенности коррозионного поведения сплава Zr + l%Nb в теплоносителе АЭС с РБМК-1000 // Теплоэнергетика. 1998. №7. С.62-68.

39. Совершенствование технологии ведения водно-химического режима основных контуров АЭС с ВВЭР и РБМК // Вестник концерна «Росэнергоатом». 2004. №8. С44-45.

40. Юрманов В.А., Белоус В.Н. Совершенствование водно-химических режимов на АЭС // Атомная техника за рубежом. 2000. №1. С.3-17.

41. Альбом специализированного оборудования АЭС с серийными блоками ВВЭР-1000. М.: МХО Интератомэнерго. 1989. - 472 с.

42. Ташлыков O.J1. и др. Эксплуатация и ремонт ядерных паропроизводящих установок АЭС / О.Л.Ташлыков, А.Г.Кузнецов, О.Н.Арефьев. М.: Энергоатомиздат, 1995. Кн. 1.-256 с.

43. Анализ эффективности работы высокотемпературного механического фильтра на действующих АЭС с ВВЭР-1000 / В.Г.Крицкий, В.В.Царев, Н.А.Прохоров и др. // Теплоэнергетика. 1992. №7. С. 15-19.

44. Влияние высокотемпературной фильтрации на состав примесей теплоносителя первых контуров энергоблоков с ВВЭР-1000 / А.А.Ефимов, Л.Н.Москвин, Б.А.Гусев и др. // Теплоэнергетика. 1992. №10. С.49-52.

45. Айварс Р., Ландгрен К., Элкерт Дж. Снижение радиоактивности контура с помощью фильтров // Атомная техника за рубежом. 1981. №7. С.33-36.

46. Мартынова О.И. Влияние водно-химических факторов на уровни излучения на АЭС // Теплоэнергетика. 1982. №1. С.73-75.

47. Маяновский М.С. Разработка новых технологий и повышение эффективности японских АЭС // Атомная техника за рубежом. 2000. №3. С.20-24.

48. Ташлыков О.Л. и др. Эксплуатация и ремонт ядерных паропроизводящих установок АЭС / О.Л.Ташлыков, А.Г.Кузнецов, О.Н.Арефьев. М.: Энергоатомиздат, 1995. Кн. 2. 352 с.

49. Ташлыков О.Л., Браженко В.А. Анализ влияния технологии производства работ на дозовые затраты ремонтного персонала // Энерго- и ресурсосбережение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии /

50. Средства индивидуальной защиты персонала предприятий атомной промышленности и энергетики для работ с радиоактивными и токсичными веществами. Каталог-справочник.-М.: ГНЦ- Институт биофизики. 2003.-119 с.

51. Ташлыков O.JI. Требования к выходному контролю подготовки специалистов // Новые образовательные технологии в ВУЗе / Сборник тезисов Всероссийской научно-методической конференции. Екатеринбург. УГТУ-УПИ, 2001. С.159-160.

52. Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е., Маркелов Н.И. Математическое моделирование дозовых полей при планировании облучения ремонтного персонала // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2004. -№1. -С.39-44.

53. Аояма К., Танабэ К., Оки Я. Система контроля индивидуальных доз // Атомная техника за рубежом. 1999. №9. С.28-32.

54. Даттон Л. Контроль за дозовыми нагрузками в процессе технического обслуживания АЭС // Атомная техника за рубежом. 1994. №4. С.29-31

55. Ташлыков О.Л. О проблеме получения достоверных данных по дозовым нагрузкам ремонтного персонала АЭС // Научные труды II отчетнойконференции молодых ученых ГОУ УГТУ-УПИ / Сборник тезисов. Издательство ГОУ УГТУ-УПИ. Екатеринбург. 2002. С. 190-191.

56. Ташлыков O.JL, Щеклеин С.Е. О роли обратной связи в оптимизации ремонтных работ и снижении дозовых затрат персонала // Международный конгресс «Энергетика 3000» / Тезисы докладов 21-23 октября 2002 г. -Обнинск, ИАТЭ, 2002 г. С. 99-101.

57. Владиславлев В.В. Создание робототехники для нужд ядерной энергетики // Атомная техника за рубежом. 1992. №7. С.21-24.

58. Захарова Е.В., Казарин В.И., Мешкова Г.Н. Совершенствование способов дезактивации оборудования первого контура АЭС // Атомная энергия. 1995. Т.79. Вып. 1.С. 71-74.

59. Радиация под контролем // Вестник концерна «Росэнергоатом». 2003. №3. С. 18-20.

60. Шастин А.Г., Щеклеин С.Е., Козырев А.Е. Ультразвуковая дезактивация методом сканирования // Белоярской АЭС 40 лет / Сборник трудов научно-технической конференции. г.Заречный, 2004.

61. Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. Т.З. Рекомендации по приборному обеспечению дозиметрического и Ф радиометрического контроля в соответствии с НРБ-99 и ОСПОРБ-99. М.:

62. Румянцев В.В. Трудности, связанные с эксплуатацией и ремонтом парогенераторов на АЭС // Атомная техника за рубежом. 1991. №2. С. 14-20.

63. Глазунов В.О., Безруков Б.А., Долженков И.В. Внедрение принципа ALARA на АЭС России // Атомная энергия. 1999. Т.87. Вып. 5. С.335-337.

64. Ташлыков O.J1., Щеклеин С.Е. Планирование дозовых затрат ремонтного персонала с помощью компьютерного моделирования // Белоярской АЭС 40 лет / Сборник трудов седьмой научно-технической конференции. Том 3. г.Заречный, 2004. С. 172-179.

65. Коэффициент дозовой емкости основа планирования дозовых затрат персонала АЭС при ремонтных работах / В.П.Каплун, М.А.Лютов, А.А.Носков, А.Ф.Шамашов // Радиационная безопасность и защита АЭС. - М.: Энергоатомиздат. 1986. Вып. 10. С. 26-28

66. Иванов В.И., Машкович В.П. Сборник задач по дозиметрии и защите от излучений. -М.: Атомиздат, 1980.

67. Кимель JI.P., Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. М., Атомиздат, 1972.

68. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности.- М.: Энергоатомиздат, 1991. -352 с.

69. Кожевников А.Н., Рымаренко А.И., Цыпин С.Г. Новый подход к исследованию полей излучений от активного оборудования первого контура АЭС // Радиационная безопасность и защита АЭС. М.: Атомиздат. 1976. Вып. 2. С. 32-37.

70. Моисеев А.А. Таблицы перевода единиц основных дозиметрических и радиационных величин: Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1986. - 112 с.

71. Ташлыков O.JI. Планирование дозовых нагрузок ремонтного персонала АЭС // Научные труды IV отчетной конференции молодых ученых ГОУ ВПО УГТУ-УПИ / Сборник тезисов. Издательство ГОУ ВПО УГТУ-УПИ. Екатеринбург. 2003. С. 398-399.

72. Меламед И.И., Сергеев С.И., Сигал И.Х. Задача коммивояжера. Вопросы теории.// Автоматика и телемеханика, 1989, № 9, С. 3-34.

73. Меламед И.И., Сергеев С.И., Сигал И.Х. Задача коммивояжера. Точные алгоритмы.//Автоматика и телемеханика, 1989, № 10, С.3-29.

74. Меламед И.И., Сергеев С.И., Сигал И.Х. Задача коммивояжера. Приближенные алгоритмы // Автоматика и телемеханика, 1989, № 11, С. 3-26. ЮО.Лейтен А.К. Некоторые модификации задачи коммивояжера // Тр. ВЦ Тарт. ун-та, 1973. Вып. 28. С. 44-58.

75. Коротаева JI.H., Сесекин А.Н., Ченцов А.Г. Об одной модификации метода динамического программирования в задаче последовательного сближения. Журнал вычислительной математики и математической физики. Т. 29, №8,1989, с.1107-1113.

76. Александрян Р.А., Мирзаханян Э.А. Общая топология. М.: Высшая школа. 1979. 336 с.

77. Культура безопасности: Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG-4). Серия безопасности №75. Вена: МАГАТЭ, 1991.

78. Предложения и рекомендации по алгоритмизации планирования дозовых затрат перед проведением ТОиР, а также оптимизационные расчеты по использованию радиационной защиты были опробованы на энергоблоках АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

79. Руководитель Департамента по1. ТО и ремонту АЭС1. ЧжН. Дементьев1. Справка о внедрении

80. Комплект учебных материалов представляет собой содержательную часть системы специальных знаний, умений и навыков, обеспечивающую учебный процесс первичной подготовки и поддержания профессионального мастерства ремонтного персонала АЭС.

81. Важной составляющей созданных комплектов методических материалов являются визуальные средства поддержки учебного процесса: плакаты, слайды, мультимедийные лекции и т.д.

82. Общие описания теоретических и практических курсов произведены с рекомендациями по использованию учебного времени и форм проведения.

83. Методические рекомендации сопровождаются логическими пояснениями используемых стандартных и нестандартных принципов технологии подготовки ремонтного персонала.

84. Выходной контроль является важной составляющей частью процесса подготовки специалистов, во многом определяющей качество подготовки, поэтому, прежде всего он должен удовлетворять требованиям валидности.

85. Разработка комплекта учебных материалов проводилась в восемь этапов с согласованием каждого из них с заказчиком:

86. Разработка перечней тем теоретических курсов подготовки по каждой типовой программе первичной подготовки и поддержания профессионального мастерства ремонтного персонала АЭС.

87. Разработка содержательной части теоретических курсов.

88. Разработка планов проведения теоретических учебных занятий.

89. Разработка перечней тем практических курсов по каждой типовой программе, способов их реализации в учебном процессе.

90. Разработка календарного плана выполнения практических курсов.'

91. Разработка технических заданий и содержательной части практических занятий.

92. Разработка практических учебных занятий.