автореферат диссертации по безопасности жизнедеятельности человека, 05.26.01, диссертация на тему:Оценка и прогноз состояния системы радиационной безопасности Балаковской АС в связи с подготовкой станции к переходу на уран-плутониевое и регенерированное топливо

На правах рукописи УДК 621.039

гТ5 ОД

I

2 2 ДЕК 2003 :

ИПАТОВ Павел Леонидович

ОЦЕНКА И ПРОГНОЗ СОСТОЯНИЯ СИСТЕМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ БАЛАКОВСКОЙ АС В СВЯЗИ С ПОДГОТОВКОЙ СТАНЦИИ К ПЕРЕХОДУ НА УРАН - ПЛУТОНИЕВОЕ И РЕГЕНЕРИРОВАННОЕ ТОПЛИВО

05.26.01 - охрана труда

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук

I

У

Ч

Москва - Балаково 2000 г.

Работа выполнена на Балаковской АЭС концерна "РОСЭНЕРГОАТОМ" Министерства Российской Федерации по атомной энергии, г.Балаково Саратовская область.

Научные руководители:

- кандидат технических наук,

лауреат Государственной премии O.A. Кочетков

- кандидат медицинских наук, доцент В.К. Мартене

Официальные оппоненты:

- доктор физико-математических наук, профессор Ю. В. Сивинцев

- доктор физико-математических наук, профессор В. А. Климанов

Ведущая организация: ВНИИАЭС

Защита состоится « _2000 года в _часов на заседании Дис-

сертационного совета в ГНЦ РФ - Институт биофизики по адресу: 123182, Москва, ул. Живописная, 46.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ - Институт биофизики.

п ~ /

Автореферат разослан « »_;_2000 года.

Отзывы на автореферат просим направлять по адресу: 123182, Москва, ул. Живописная, д. 46

Ученый секретарь Диссертационного совета кандидат физико-математических наук

А.П. Долгих

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Будущее атомной энергетики связано с использованием новых видов топлива. Так, "Концепция развития атомной энергетики в Российской Федерации", одобренная Коллегией Минатома России 14.07.92 г., предусматривает необходимость "начать широкие исследования в целях использования в реакторах на тепловых нейтронах плутониевого топлива".

К числу наиболее перспективных в настоящее время видов топлива для АС относят смешанное уран-плутониевое МОКС-топлнво и регенерированное урановое топливо.

Использование смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива помогает решению целого комплекса актуальных задач атомной промышленности и энергетики России.

Однако, внедрение на АС новых видов ядерного топлива изменяет технологические процессы и может отрицательно повлиять на радиационную и, в целом, ядерную безопасность АС.

Поэтому при решении проблемы перевода АС на новые виды топлива необходимо решить совокупность теоретических и практических вопросов по оценке и прогнозированию радиационной безопасности конкретных АС.

Радиационная и ядерная безопасность АС строится на основе принципа глубоко-эшелонированной защиты, главными элементами которой являются технические средства обеспечения ядерной безопасности и биологической защиты, технические средства радиационной безопасности, организационные средства. Одним из основных элементов системы обеспечения радиационной безопасности АС является наличие высококвалифицированного и психологически подготовленного персонала АС. Персонал АС является наиболее важным компонентом в стратегии "эшелонированной" защиты, обеспечивающей безопасность АС.

Таким образом, система безопасности АС выступает как сложная эргатическая система, включающая организационные и технические системы, а также человеческий фактор.

Различным организационным и техническим аспектом радиационной безопасности посвящены многочисленные исследования, проведенные в нашей стране и за рубежом рядом научных коллективов.

Вместе с тем, практически отсутствуют исследования, посвященные анализу радиационной безопасности и надежности персонала атомных станций в связи с подготовкой перехода на новые виды топлива.

Актуальность проблемы оценки и совершенствования системы радиационной безопасности на действующих атомных станциях обусловлена необходимостью подготовки и развертывания работ по внедрению на этих станциях новых видов топлива, а также переходом на новые нормы радиационной безопасности НРБ-99.

Цель работы: оценка и прогноз системы радиационной безопасности на Балаков-ской АС, рассматриваемой как единая система, включающая собственно радиационную безопасность и службу управления персоналом применительно к задаче определения готовности перехода АС на новые перспективные виды ядерного топлива (смешанное уран-плутониевое МОКС-топливо и регенерированный уран).

Для достижения поставленной цели необходимо было решить следующие задачи:

- дать оценку радиационных характеристик новых видов топлива (смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива и регенерированного урана);

- дать оценку и прогноз надёжности действующей на Балаковской АС системы радиационной безопасности в настоящих условиях;

- оценить выраженность профессионально важных психологических качеств и уровня профессиональной надежности и дать анализ "портрета" надежности оперативного персонала АС в целом и дифференцированно по категориям персонала;

- разработать алгоритмическое обеспечение системы поддержки принятия решения (СППР) при оценке и прогнозировании профессиональной надёжности оперативного персонала;

- разработать рекомендации по совершенствованию системы радиационной безопасности Балаковской АС в связи с возможностью перехода на новые виды топлива и в свете новых требований НРБ-99 и ОСПОРБ-99.

Научная новизна исследования:

1. Впервые проведен сочетанный системный анализ состояния радиационной безопасности Балаковском АС, включающий оценку и прогнозирование собственно радиационной безопасности, надёжности оперативного персонала и радиационных характеристик новых перспективных видов топлива для АС (МОКС-топлива и регенерированного топлива).

2. Впервые проведены расчёты и определены радиационные характеристики МОКС-топлива и регенерированного топлива на различных этапах работы с ними на АС.

3. При проведении ремонтных работ на АС, использующей традиционное топливо, получены экспериментальные результаты для решения актуальных задач радиационного контроля, включая:

- оценку концентраций альфа -излучающих нуклидов в воздухе рабочей зоны

АС;

- определение нуклидного состава гамма -излучающих нуклидов на различных технологических участках;

- установление значимости ингаляционного поступления радионуклидов в формировании дозовых нагрузок.

4. Разработано алгоритмическое обеспечение системы поддержки принятия решений по оценке и прогнозированию профессиональной успешности оперативного персонала и на его основе описан надёжностный "портрет" оперативного персонала Бала-ковской АС в целом по станции и дифференцированно по возрасту, уровню образования, по цехам и должностным группам.

Практическая значимость работы. В диссертации представлены результаты анализа разработанной и внедренной на Балаковской АС единой системы радиационной безопасности, включающей подсистему собственно радиационной безопасности и подсистему обеспечения надежности персонала. Результаты работы использованы руководством Балаковской АС при решении практических вопросов обеспечения радиационной безопасности и управления персоналом (подбора, подготовки и расстановки персонала).

Разработана система поддержки принятия решения по оценке и прогнозированию профессиональной успешности оперативного персонала АС по данным психофизиологических обследований, позволяющая повысить эффективность мониторинга за работоспособностью и надежностью оперативного персонала и эффективностью службы управления персоналом АС.

Представлен надежностный "портрет" оперативного персонала в целом по АС и дифференцированно по возрасту, уровню образования, по цехам и должностным группам:

Результаты работы приняты для использования при подготовке новой редакции Санитарных правил проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-99).

Положения выносимые на защиту:

1. Анализ состояния радиационной безопасности Балаковской АС, проведенный 1а основе системного подхода.

2. Анализ раднационно-гигиенических характеристик облученного и необлучен-юго МОКС-топлива и регенерированного топлива.

3. Критерии и алгоритмы системы поддержки принятия решения по оценке и прогнозу профессиональной успешности персонала Балаковской АС по данным экспертной оценки профессионально важных качеств и по результатам психофизиологического обследования.

Апробация работы. Результаты диссертационной работы доложены на Всероссийской научно-практической конференции "Научные и практические аспекты совершенствования состояния медицинского и психофизиологического обеспечения персонала предприятий ядерно-энергетического комплекса" (Саратов 1998 г.). Сделано 8 докладов, тезисы опубликованы.

Личный вклад автора:

Диссертация является результатом проведенных исследований под научным руководством и при непосредственном участии автора в период с 1997 по 1999 г.г.

Лично автор:

1. Инициировал и сформулировал основные проблемы, которые возникают в связи с возможным переходом Балаковской АС на принципиально новые виды ядерного топлива;

2. Инициировал постановку задачи по системному анализу состояния радиационной безопасности Балаковской АС с сочетанным анализом состояния собственно радиационной безопасности, надёжности человеческого фактора и радиационных характеристик МОКС-топлива и регенерированного урана в связи с актуальностью социальной и технической проблемы перехода АС на новые перспективные виды ядерного топлива;

3. Осуществлял научное руководство радиационно-гигиеническими исследованиями по изучению закономерностей формирования радиационной обстановки на станции и принимал непосредственное участие в обобщении полученных результатов;

4. Осуществлял научное руководство и принимал непосредственное участие в выполнении и обобщении прогностических оценок изменения радиационных характеристик новых видов топлива и радиационной обстановки на АС при их использовании;

5. Инициировал и принимал непосредственное участие в разработке "Анкеты экспертной оценки профессионально важных качеств оперативного персонала АС", в расчёте алгоритмов и критериев системы поддержки принятия решения по оценке и прогнозированию профессиональной успешности персонала, в анализе и обобщении данных о профессиональной надёжности и описании психологического «портрета» оперативного персонала Балаковской АС.

Публикации. Основные результаты выполненных исследований представлены в девяти статьях, опубликованных в отечественных научных изданиях.

Объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и выводов, изложенных на 161странице машинописного текста, содержит 11рисунков, 33 таблицы, список литературы (163 источника, из них 140 на русском и 23 на иностранных языках).

Содержание работы

Во Введении обоснована актуальность темы, сформулированы цели и задачи исследования, изложены положения, выносимые на защиту, отмечается практическая значимость работы.

В первой главе «Радиашюнно гигиенические характеристики новых видов топлива. Роль персонала в обеспечении безопасной эксплуатации АС» представлен обзор литературы, в котором приведены данные по радиацнонио-гигиеническим характеристикам новых перспективных видов ядерного топлива и роли персонала в обеспечении надежности эксплуатации АС.

Показано, что современная ядерная энергетика приступила к активному освоению новых видов ядерного топлива, что до последнего времени рассматривалось лишь как отдалённая перспектива отрасли.

Потенциал смешанного оксидного уран-плутониевого МОКС-топлива огромен. Смешивание плутония с ураном даёт высокоэффективное топливо, которое можно использовать в обычных ныне эксплуатируемых реакторах. Загрузка активной зоны для реакторов Р\УК и В\УЯ МОКС-топливом может доходить на сегодняшний день примерно до одной трети.

При этом радиационные свойства МОКС-топлива выдвигают дополнительные требования к организации безопасных условий труда персонала. Повышенная радиоактивность необлучённых топливных сборок из МОКС-топлива приводит к необходимости усиления мер радиационной защиты и, как следствие, к увеличению веса контейнера для свежего топлива. По этой же причине ограничивается число работников, выполняющих ручные операции с МОКС-топливом.

Облучённое МОКС-топлнво обладает более высокой радиотоксичностью по сравнению с урановым топливом и требует специальных мер безопасности при обращении.

Увеличение накопления америция и кюрия в отработавших уран-плутониевых топливных циклах по сравнению с обычным урановым приводит к существенному росту активности отходов.

Условия труда при обращении с уран-плутониевым топливом в России изучены недостаточно, т.к. эти работы пока не выходят за рамки экспериментальных. ■

Несмотря на наличие дополнительных требований по радиационной защите персонала, имеются ясные свидетельства, что цена смешанного оксидного топлива даст ему преимущества в конкуренции с обычным урановым топливом.

Производство и использование регенерированного уранового топлива представляет собой необходимое условие перехода на замкнутый ядерно-топливный цикл (ЯТЦ). Проблема перехода на замкнутый ЯТЦ рассматривается не только в нашей стране, но и за рубежом. Экономическая политика таких стран как Франция, Великобритания, Япония, Бельгия и некоторых других ориентирована на замкнутый ЯТЦ, при этом вышеуказанные страны строят и расширяют имеющиеся производственные мощности.

Регенерация отработавшего ядерного топлива на начальном этапе развития ядерной энергетики представлялась как необходимая и экономически целесообразная часть ЯТЦ, позволяющая повторно использовать отработавшее топливо в качестве сырья для энергетических и промышленных реакторов. Переход на замкнутый ЯТЦ позволит странам, имеющим в структуре ядерную энергетику, дефицит запасов природного урана и достаточное количество отработавшего ядерного топлива, хранящегося в бассейнах выдержки, решить проблему с утилизацией имеющегося отработавшего топлива. В частности, Россия может решить проблему с сырьем для производства топлива в связи с потерей (в результате раскола СССР) уже разработанных месторождений в бывших союзных республиках и нехватки средств для разведки и разработки уже имеющихся месторождений в результате сложившейся экономической ситуации, а также проблему с утилизацией уже имеющегося отработавшего ядерного топлива.

В настоящее время научно-технические разработки в области осуществления замкнутого ядерно-топливного цикла с рециклом урана и плутония отстают от запросов практики, которая уже пришла к необходимости решать задачи, не имеющие до сих пор надежных теоретических обоснований.

Сырье из регенерированного урана имеет отличный от природного изотопный состав и содержит в себе в дополнение к композиции изотопов природного урана радионуклиды реакторного происхождения.

Анализ литературных данных указывает на то, что до настоящего момента практически отсутствуют какие-либо гигиенические рекомендации по обеспечению радиационной безопасности персонала в условиях перехода на промышленную переработку

регенерированного урана, характеристики радиационного воздействия на персонал гигиенически значимых изотопов, содержащихся в этом сырье, комплекса практических мероприятий, обеспечивающих безопасность персонала и населения при широкомасштабной переработке и использовании регенерированного урана. Те же проблемы возникают и при использовании сырья нз регенерированного урана в реакторах, в первую очередь, на участке загрузки топлива.

Ведущая роль в обеспечении безопасности АС принадлежит персоналу. Безопасность и надежность эксплуатации атомной станции зависит в первую очередь от деятельности оперативного персонала и особенно операторов, управляющих технологическим процессом с центрального и блочного щитов управления (ЦЩУ и БЩУ). Их труд является одним из наиболее сложных видов операторского труда.

Опыт атомной энергетики в целом показывает ведущую роль надежности персонала в обеспечении надежности эксплуатации атомных станций. По многочисленным литературным данным до 50-60% инцидентов на АС обусловлены человеческим фактором.

Причиной возникновения аварии на АС, в большинстве случаев является не одно событие, а комбинация нескольких событий, отражающих сочетание отказа оборудования и ошибочных действий операторов. На основе таких концепций и строится методология оценки человека в системе управления АС, являющаяся составной частью оценки общего риска.

В последние годы роль «человеческого» фактора конкретизируется в концепции культуры безопасности; подчеркивается необходимость системно-психологического подхода к проблемам культуры безопасности в энергетике. В качестве ключевого элемента культуры безопасности начинает рассматриваться психология безопасности.

Основным методом изучения "человеческого" фактора в условиях АС выступает психофизиологическое обследование.

В отечественной литературе все большее внимание уделяется рассмотрению психологических проблем в атомной энергетике, в том числе психологическим аспектам работы с персоналом, проблеме исследования профессионализации операторов АС и, в целом, разработке системы психофизиологического обеспечения оперативного персонала АС.

Поэтому в данной работе при оценке и прогнозировании системы радиационной безопасности Балаковской АС важное место было уделено одному из важных разделов проблемы оценки и прогнозированию надежности персонала - разработке алгоритмов и количественных критериев оценки и прогнозирования успешности персонала с целью разработки систем поддержки принятия решения СППР).

Основой для разработки количественных критериев и правил идентификации функционального состояния и работоспособности человека являются методы многомерного статистического анализа. Они позволяют "сжимать" информацию, осуществлять ее автоматическую классификацию, получать разного вида решающие правила.

Существует много примеров успешного применения отдельных статистических методов при решении социально-психологических и медико-биологических задач, однако в доступной литературе исследования, посвященные разработке алгоритмов оценки и прогнозирования профессиональной успешности оперативного персонала и основанные на них надежностные «портреты» персонала АС, нами встречались только в исследованиях Института биофизики.

Во второй главе «Методы исследования» подчеркнуто, что организация исследований и выбор методических приемов в работе реализованы на основе основных методологических принципов системного подхода: 1) принципа органической целостности объективного и субъективного, требующего в исследовании сочетанного изучения радиационной обстановки на АС, радиационных характеристик новых видов топлива, экспертных оценок профессионально важных психологических качеств и показателей надежности персонала и показателей надежности эксплуатации АС, объединяемых в единую систему обеспечения радиационной безопасности; 2) принципа структурности

изучаемой функциональной системы, требующего выделения и целенаправленного изучения основных иерархических уровней системы обеспечения радиационной безопасности АС. В работе, в качестве иерархических уровней функциональной системы радиационной безопасности выделены: уровень радиационной обстановки, уровень радиа-ционно-гигиенических характеристик новых видов топлива, уровень состояния службы управления персоналом, включившего данные экспертной и психодиагностической оценок профессионально важных психологических качеств, личностных характеристик и особенностей актуального психического состояния, и уровень надежности эксплуатации АС. Системообразующим фактором в изучаемой в работе функциональной системе радиационной безопасности выступала надежность эксплуатации АС.

3-м принципом указано требование динамизма системы, отражающего положение о том, что целостность любой системы и ее структуры становится очевидной на фоне ее изменения во времени. Применительно к нашим задачам этот принцип был реализован в изучении выделенных уровней функциональной системы в динамике за период 1990 -1998 г.г.; 4-ый принцип органической целостности объективного и субъективного потребовал сочетанного изучения радиационной обстановки на АС, радиационных характеристик новых видов ядерного топлива и показателей надёжности эксплуатации АС с экспертными оценками профессионально важных психологических и деловых качеств с показателями профессиональной успешности персонала, объединяемых в единую систему обеспечения радиационной безопасности; 5-й принцип - органическое единство формализованного и неформализованного, единства теории и практики, на эснове которого сочетанно рассматривались данные изучения вышеперечисленных уровней, составляющих функциональную системы радиационной безопасности.

Реализация полномасштабного системного подхода к оценке и прогнозированию уровня профессиональной успешности персонала АС, как одной из важнейших частей :истемы радиационной безопасности, требует создания компьютерных человеко-машинных систем поддержки принятия решений (СППР). СППР ориентированы не на »втоматизацию функций лица, принимающего решения, а на представление ему помо-ци в поиске оптимального решения.

При оценке состояния радиационной безопасности Балаковской АС анализирова-шсь данные по облучаемости персонала и состоянию радиационной обстановки за ряд |ет.

При проведении экспериментальных радиационно-гигиенических исследований в >абочих помещениях станции оценивались:

- мощность экспозиционной дозы гамма-излучения, поверхностное загрязнение и [лотность потока бета-частиц на рабочих местах персонала;

- концентрация радиоактивных аэрозолей;

- поверхностное загрязнение радионуклидами;

- уровни ингаляционного поступления радионуклидов с помощью взятия мазков ;з пазух носа персонала;

- суммарная альфа-, бета-активность различных проб и состав альфа-активных адионуклидов в пробах радиохимическим методом;

- радионуклидный состав гамма-излучателей и их удельная активность в техноло-ических средах, аэрозолях воздуха производственных помещений и выбросах АС, а акже изотопный состав дозовых полей гамма-излучения определялись методами пря-ой гамма-спектрометрии.

Полученные результаты и данные оперативного дозиметрического контроля об-абатывались статистически.

Расчеты дозиметрических характеристик необлученного и облученного в реакторе ВЭР-1000 в течение ряда лет смешанного уран-плутониевого топлива были выполне-ы с привлечением специалистов ГНЦ "ВНИИНМ" по программному комплексу САЬЕ-4.3 с использованием программ 8АН2Н, СЖЮЕЫ-З, \NDRNP и ХООЗЕ.

В расчетах использовался наиболее жесткий с точки зрения дозиметрических параметров состав плутония, получаемого из отработавшего топлива реакторов ВВЭР, а не оружейный плутоний.

Чтобы охарактеризовать возможное изменение радиационной обстановки, по тем же программам были произведены аналогичные расчеты для штатного уранового топлива.

Надежность оперативного персонала, как составная часть системы радиационной безопасности Балаковской АС, анализировалась нами по следующим направлениям: по данным анализа надежности и эффективности эксплуатации Балаковской АС (за период 1991-1998 г.г.); анализа профессионально важных психологических качеств (ПВК) оперативного персонала Балаковской АС (1998 г.) по данным их экспертной оценки в лаборатории психофизиологического обеспечения (ЛПФО) отдела психологического обеспечения службы управления персоналом (СУП) Балаковской АС и по по интегральной оценке профессиональной успешности оперативного персонала на основе разработки алгоритмов и критериев системы поддержки принятия решения о профессиональной успешности по результатам экспертной оценки его профессионально важных качеств и данных психофизиологических обследований в ЛПФО.

Для оценки успешности профессиональной деятельности операторов Балаковской АС нами был применен метод экспертных оценок, получивший широкое распространение в современных исследованиях. Для проведения такой оценки на основании данных ГНЦ РФ - Институт биофизики по профессиографическому описанию деятельности операторов АС и опыта сотрудников Центра подготовки персонала (ЦПП) СУП Балаковской АС и входящую в нее ЛПФО нами была разработана оригинальная "Анкета для экспертной оценки профессионально важных качеств оператора АС". Анкета включает перечень 20-ти профессионально важных качеств и описание 3-х степеней выраженности каждого из этих качеств. Группа из 3-4 экспертов оценивала качества, относящиеся к узкопрофессиональным качествам, индивидуально-личностным особенностям, к характеристикам межличностного общения и к показателям производственной дисциплины.

По результатам экспертной оценки ПВК и данных психологического и психофизиологического обследований (психологических тестов «Методика многостороннего исследования личности» (ММИЛ) и «16-ти факторный личностный опросник Кеттелла» (16 ФЛО) и на основе метода многомерной стратификации функциональных состояний человека были разработаны алгоритмы и критерии СППР для оценки и прогноза профессиональной надежности оперативного персонала Балаковской АС.

С целью выявления основных механизмов профессиональной успешности нами прежде всего был проведен факторный анализа более 12000 первичных ответов на вопросы специально разработанной Анкеты, оценивающих различные стороны профессиональной деятельности оперативного персонала Балаковской АС . Всего в работе при разработке алгоритмов и критериев СППР при оценке и прогнозировании профессиональной надежности конкретных операторов АС и для анализа надежностного "портрета" оперативного персонала были использованы результаты комплексных психологических обследований 1008 операторов Балаковской АС за трехлетний период 1995-1997 годов.

В третьей главе «Прогностическая оценка радиационной обстановки на АС при переходе на новые виды топлива» показано, что основой для оценки возможного изменения радиационной обстановки на АС при переходе на новые виды ядерного топлива служат результаты расчёта дозиметрических характеристик как необлучённого, так и использованного топлива.

Расчет показал, что необлученное смешанное уран-плутониевое топливо создает повышенную мощность дозы по сравнению со штатным топливом ~ в 140 раз. Вклад нейтронного излучения в суммарную мощность дозы вблизи поверхности сборки смешанного топлива составляет 54%, а на расстоянии 1 м - 56%. Эти данные позволили нам заключить, что при работах с необлученным смешанным уран-плутониевым топливом

необходимо учитывать нейтронное облучение персонала. У необлученного уранового топлива нейтронное излучение практически отсутствует.

Согласно результатам расчетов основной вклад в мощность эффективной дозы за счет нейтронного излучения МОКС-топлива создают нейтроны с энергиями в диапазоне от 0,1 до 6 МэВ, т.е. нейтроны промежуточных энергий и быстрые нейтроны. Именно на этот энергетический диапазон необходимо ориентироваться при определении вклада нейтронов в суммарную эффективную дозу и на основе этого выставить требования к индивидуальным дозиметрам нейтронов.

Суммарная мощность дозы внешнего излучения при работе на расстоянии 1 м от необлученной МОКС-ТВС превышает регламентированный ОСПОРБ-99 уровень для помещений постоянного пребывания персонала, равный 6,0 мкЗв/ч, в 18 раз. Поэтому для не превышения регламентированных дозовых пределов необходимо разработать регламент проведения работ по приемке МОКС-топлива, а для сохранения существующих уровней облучения персонала (ниже допустимых) требуется выполнить ряд инженерных мероприятий по созданию эффективной биологической защиты.

Суммарная мощность дозы внешнего излучения вблизи облученных сборок различного типа практически одинакова, работа проводится дистанционно, поэтому на этом этапе обращения нет оснований ожидать изменения существующих дозовых нагрузок на персонал при внедрении МОКС-топлива.

При рассмотрении потенциальной опасности внутреннего облучения, которое может произойти при аварийной разгерметизации ТВЭЛа, необходимо сравнить нук-лидный состав различных видов топлива.

Из сравнения нуклидных составов необлученного уранового и смешанного видов топлива следует, что уран-плутониевое топливо за счет содержания изотопов плутония обладает повышенной радиотоксичностью. Расчёт дозовых коэффициентов составов необлученного уранового и МОКС-топлива, показал что, при ингаляционном поступлении МОКС-топливо создаёт эффективную дозу в 2*104 раз больше, чем урановое топливо. Удельная альфа-активность этого топлива при этом в 8*103 раз больше.

Данные по суммарной активности актиноидов в обоих видах топлива после трёхлетнего облучения приведены в таблице 3.1.

Таблица 3.1. Суммарная активность актиноидов в облученном топливе, Бк/г.

Вид облучения Урановое топливо Смешанное топливо

Облучение в течение трех лет 1.83Е + 12 1.71Е+ 12

Облучение в течение трех лет с последующей трехлетней выдержкой 5,94Е + 9 3.60Е+ 10

Согласно приведенным данным, в свежем облученном топливе обоих видов суммарная активность актиноидов примерно одинакова, но содержание долгоживущих нуклидов в смешанном топливе больше, что дает основание заключить, что облученное смешанное топливо после трехлетней выдержки обладает повышенной радиотоксичностью по сравнению с урановым.

Оценка дозиметрических характеристик облученного в течение 3 лет топлива (модель ингаляционного поступления) показала, что вклад актиноидов в дозу при поступлении МОКС-топлива возрастает в 10 раз по сравнению со случаем поступления уранового топлива.

При рассмотрении возможных изменений нукпидного состава выбросов и сбросов использовались материалы расчетов состава отработавшего топлива реактора ВВЭР-1000 в предположении, что именно содержание нуклидов в топливе определяет их со-:тав в выбросах и сбросах. Исключение составляют наведенные радионуклиды (60Со, 'гСо и 54Мп) с иным механизмом образования и миграции. Содержание в отработавшем

топливе (время кампании I - 3 года) суммы основных долгоживущих дозообразующих осколков деления, активность которых составляет величину ~ 10' Бк/г (масса сборки 430 кг) или превышает это значение, приведено в таблице 3.2.

При использовании МОКС-топлива вместо традиционного уранового практически на прежнем уровне сохранится содержание в облученном топливе трития, циркония-95, ниобия-95, цезия-134, цезия-137, церия-141, церия-144, прометия-147 и прометия-148т. Содержание криптона-85, стронция-89, стронция-90 и иттрия-91 при переходе на МОКС-топливо уменьшится. Возрастет содержание рутения-103, рутения-106, серебра-ПОш, сурьмы-125, теллура-127ш, теллура-129ш и европия-155. Основные изменения соотношений нуклидов наблюдаются в первый год облучения топлива. В конце кампании эти различия уменьшаются.

Таблица 3.2. Суммарное содержание в облученном топливе различного вида основных долгоживущих нуклидов осколочного происхождения.

№ Содержание, Бк/г Отношение

п/п Время облучения Урановое топливо МОКС-топливо МОКС/уранов.

1 1 год 7,50 + 12 7,02+12 0,94

2 2 года 7,45+12 7,14+12 0,95

3 3 года 7,42+ 12 7,22+12 0,97

4 3 года и 3 года выдержки 3,68 + 10 3,78+10 1,03

Суммарное содержание долгоживущих осколков деления в топливе при переходе на МОКС-топливо не возрастает. Однако, изменяется нуклидный состав материала. Поэтому важно сравнить дозообразующие свойства смесей нуклидов. Для такой оценки были использованы дозовые коэффициенты из НРБ-99 при ингаляционном и перораль-ном поступлении нуклидов. Результат оценки для топлива 2-летнего облучения в качестве примера приведен в таблице 3.3.

Таблица 3.3. Дозиметрические характеристики смеси радионуклидов, Зв/г.

Ингаляционное поступление Пероральное поступление

Урановое топливо 5,ЗЕ + 3 1,0Е + 3

МОКС-топливо 5,9Е + 3 9.6Е + 2

Таким образом, при ингаляционном поступлении долгоживущих осколков деления МОКС-топлива эффективная доза возрастет на 11% по сравнению с поступлением уранового топлива, а при пероральном поступлении - уменьшится на 14%. С учетом того, что максимальная загрузка МОКС-топлива в реактор не превышает 1/3, различие дозообразующих характеристик осколков деления этих двух видов топлива можно считать незначимым.

Относительно использования регенерированного урана в качестве топлива для АС можно заключить, что так как основным отличием такого материала от стандартного топлива является присутствие микроколичеств урана-232, обладающего малым сечением деления, то его роль в формировании смеси осколков деления пренебрежимо мала. Поэтому примесь урана-232 в топливе реактора ВВЭР-1000 не повлияет на радиационную обстановку при обращении с отработавшим топливом на АС.

Подводя итог, можно заключить, что при использовании регенерированного урана и МОКС-топлива не произойдёт существенного изменения радиационной обстановки на АС. Основные отличия будут наблюдаться при обращении со свежим топливом.

Можно ожидать возрастания полей внешнего излучения на участке загрузки, что потребует выполнения ряда инженерных мероприятий по защите персонала. Повышенная радиотоксичность необлучённого МОКС-топлива по сравнению с урановым также требует дополнительных противоаварийных мероприятий на участке обращения со свежим топливом.

В четвертой главе «Радиационная обстановка на АС» проведены результаты анализа состояния радиационной "обстановки на АС, о которой наилучшим образом свидетельствуют данные по облучаемости персонала, интегрально обобщающие все пути радиационного воздействия на персонал. Контроль индивидуальных доз внешнего облучения персонала станции осуществляется с помощью: - основных средств ИДК - термолюминесцентных дозиметров ДТУ-02 с детекторами ТЛД-500К; - оперативных средств ИДК - дозиметров Д-2Р, предназначенных для оперативной оценки доз персонала при проведении радиационно-опасных работ.

На Балаковской АС установлен контрольный уровень индивидуальной дозы внешнего облучения персонала за календарный год, равный 20 мЗв, что численно соответствует регламентированному НРБ-99 основному дозовому пределу эффективной дозы (для средней за 5 лет величины).

В таблице 4.1. представлены данные по облучаемости персонала АЭС в 19871998 гг. Доза 50 мЗв не была превышена ни разу, а величина 15 мЗв превышалась максимум в 2,4 % случаев - в 1998 г.за счёт ремонтных работ.

Таблица 4.1. Дозы внешнего облучения персонала Балаковской АС.

Число Число лиц, получивших дозу Коллектив-

Год контрол. в указанном диапазоне ная доза,

лиц <15 мЗв 15,1-50 мЗв >50 мЗв мЗв

1987 1933 1920 13 - 1245

1988 2108 2102 6 - 1709

1989 2446 2418 28 - 3019

1990 2687 2673 14 - 2688

1991 2706 2706 - - 1267

1992 2554 2552 2 - 1897

1993 3466 3461 5 - 3158

1994 3201 3197 4 - 2658

1995 3430 3390 40 - 4840

1996 3476 3440 36 - 3685

1997 3859 3791 68 - 3799

1998 3550 3468 82 - 4122

Анализ наших данных по облучаемости персонала за 1993 -1998 гг. показал, что вклад ремонтных работ при проведении ППР, включая ТТО по обращению с ядерным топливом, в коллективную дозу за год колеблется от 76% до 87%, составляя в среднем 32,8 %, (табл. 4.2).

Анализ приведенных данных позволяет заключить, что ремонтные работы на ре-шторном оборудовании обусловливают от 10 до 43% коллективной дозы за ППР, со-ггавляя в среднем за последние 5 лет 26,1%. Ремонт парогенераторов вносит от 23 до !3% в коллективную дозу за ППР, составляя в среднем 56,7%. Работы по ремонту ГЦН 1ают вклад в дозы ремонтного персонала от 4,0 до 19,0%, что соответствует среднему начению 7,3%. Суммарный вклад доз облучения персонала при ремонте реакторов, (арогенераторов и ГЦН в коллективную дозу за ППР в целом составляет, в среднем, >0,1%.

Таблица 4.2. Коллективные дозы облучения персонала АС и прикомандированного персонала в 1993-1998 гг., чел * мЗв.

Год В целом по АС, мЗв Вклад ППР в колективную дозу

мЗв %

1993 3158 2487 78,8

1994 2659 2015 75,8

1995 4840 4213 87,0

1996 3685 2956 80,2

1997 3770 3193 84,7

1998 4122 3549 86,1

Средняя 3706 3069 82,8

Таблица 4.3. Коллективные дозы облучения персонала при ремонте основного технологического оборудования в период ППР.

Год Коллективная доза Обо рудование. технологическая операция Итого

Реактор ПГ ГЦН Д-скопия Прочее

1993 Чел*мЗв 371 392 39 35 101 938

% 39.5 41.8 4.2 3.7 10.8 100

1994 Чел*мЗв 117 138 25 - 88 368

% 31.8 37.5 6.8 - 23.9 100

1995 Чел*мЗв 897 1357 255 - 313 282.2

% 31.8 48.1 9.0 - 11.1 100

1996 Чел*мЗв 238 128 104 22 64 556

% 42.8 23.0 18.7 4.0 11.5 100

1997 Чел*мЗв 237 2031 94 - 86 2448

% 9.7 83.0 3.8 - 3.5 100

Итого За 5 лет Чел*мЗв 1860 4046 517 57 652 7132

% 26.1 56.7 7.3 0.8 9.1 100

Выборочный анализ ингаляционного поступления радиоактивных веществ в организм персонала Балаковской АС при проведении ремонтных работ в 1998 г. выполнялся методом взятия мазков из полости носа.

Показано, что суточное поступление как альфа-, так и бета-излучающих радионуклидов значительно меньше предельных величин и при проведении ППР по средним значениям не превышает 0,01 - 0,001 от установленных НРБ-99 предельных значений ингаляционных поступлений.

Системой радиационного контроля на Балаковской АС предусмотрено ежегодное обследование персонала на установке СИЧ (модернизированный спектрометр МСГ-01) с целью определения поступления радионуклидов в организм. Контролируется поступление мМп, '"Сб, иСо в легкие и Ш1 в щитовидную железу. В 1998 г. у всех обследованных (2040 чел.) поступление либо отсутствовало (меньше чувствительности метода), либо было меньше 0,3 от установленного ПДП.

Таким образом, представленные данные позволяют заключить, что облучае-мость персонала на Балаковской АС находится на низком уровне. За все годы работы станции не было зарегистрировано ни одного случая превышения установленных дозо-вых пределов - как по дозе внешнего облучения, так и по содержанию радионуклидов в организме персонала. В течение последних 10 лет работы станции наблюдались лишь отдельные случаи превышения установленного контрольного уровня индивидуальной годовой дозы внешнего облучения - при ремонтных работах теплообменных трубок

парогенератора. Допустимый уровень дозы при этом превышен не был. На протяжении ряда лет на Балаковской АС средняя за год индивидуальная доза облучения персонала является минимальной среди подразделений концерна "Росэнергоатом". Величины газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов Балаковской АС также находятся на уровне значительно ниже допустимых значений и установленных контрольных уровней, по этим параметрам Балаковская АС является одной из наиболее благополучных среди российских АС (рисунок 4.1.).

Рисунок 4.1. Средние индивидуальные дозы персонала АС концерна «Росэнергоатом», сЗв.

В связи с тем, что основные дозы персонал получает при проведении ремонтных >абот, дозиметрическая обстановка при этих работах требует более внимательного пучения.

С целью сравнения относительной значимости полей гамма- и бета-излучения в [роизводственных помещениях АС были проведены выборочные замеры этих парамет-юв радиационной обстановки на 1 блоке при вскрытом оборудовании (таблица 4.4.).

Приведенные данные наглядно показывают, что определяющим фактором внеш-[его воздействия является гамма-излучение.

Для выяснения состава радионуклидов, определяющих плотность поверхностного агрязнения оборудования, и их вклада в формирование доз внешнего облучения был ыполнен комплекс исследований с использованием полупроводникового гамма-пектрометра (таблица 4.5.).

Таблица 4.4. Мощность дозы гамма-излучения и плотность потока бета- излучения от оборудования гермообъема РО-1.

№ МД гамма- Плотность потока

п/п Место измерения излучения, мкР/ч бета-излучения, част/мин*см2

1. Гайковёрт ЗЮ±40 20±10

2. Выемная часть ГЦН (снаружи) 790±50 90±20

3. Выемная часть ГЦН (внутри) 3820±100 7900±2300

4. Над бассейном выдержки 2170+130 80±20

5. Над реактором без ВБ 920±30 70±20

6. Над верхним блоком 4750±30 460±60

7. Над парогенератором -2 !5600±200 520± 170

8. Над парогенератором -3 13400±200 860±90

9. Улитка ГЦН-1 3160±80 360±40

10. Улитка ГЦН-2 42901120 2200±90

Таблица 4.5. Состав радионуклидов и их вклад в суммарную активность поверхностного загрязнения конструкций гермозон РО-1 и РО-2 Балаковской АС.

№ Место измерения Вклад радионуклидов в суммарную активность, %.

Сэ-134 СБ-137 1-131 110т Яи-106 Со-60 Со-58 Мп-54

1. Реакторное отд. 2, у входа в гермозону. 11,6 64,4 0,1 <0,1 0,6 20,7 1,3 1,3

2. Реакторное отд. 2, около ПГ-2. 5,8 38,0 <0,1 <0,1 <0,1 50,3 2,3 3,6

3. Реакт. отд. I, бассейн мокрой перегрузки, т.1 3,1 4,6 <0,3 <0,1 4.5 62,0 0,3 25,5

4. Реакт. отд. 1, бассейн Мокрой перегрузки, т. 2 3,9 4,7 0,8 <0,1 3,6 62,4 0,4 24,2

5. Реакт. отд. 1, Ппарогенератор, т.1. 10,8 <0,1 7,0 0,5 0,9 58,6 16,7 5,5

6. Реакт. отд. 1, Парогенератор, т.2. 2,4 0,5 18,1* 0,6 1,0 54,7 14,0 6,8

7. Реакт. отд. 1, Внутренняя полость ГЦН-1. 1,4 <0,1 3,3* 1,9 0,6 20,8 15,6 48,9

Примечание: * - сумма изотопов йода.

Представленные данные позволяют заключить, что загрязнение оборудования гермозоны РО-1 и РО-2 формируется радионуклидами как осколочного происхождения, так и образующимися в результате захвата нейтронов конструкционными материалами оборудования реакторных отделений. При этом вклад в суммарную активность загрязнений радионуклидов осколочного происхождения колеблется от 12,2% (п. 3.) до 77% (п.1.). Практически во всех точках замеров дозовые поля определяются наведенной активностью (таблица 4.6.).

Таблица 4.6. Вклад отдельных радионуклидов, формирующих поверхностное загрязнение конструкций гермозон РО-1 и РО-2 Балаковской АС, в мощность дозы внешнего облучения персонала.

№ Место измерения Вклад радионуклидов в дозы внешнего облучения, %.

Сх-134 Сз-137 1-131 Ag-I10m 11и-106 Со-60 Со-58 Мп-54

1. Реакторное отд. 2, у входа в гермозону. 11,0 39,9 <0,1 <0,1 <0,1 46,9 1,1 1.1

2. Реакторное отд. 2, около ПГ-2. 6.5 16,0 <0,1 <0,1 <0,1 74,1 1,3 2,1

3. Реакт. Отд. I, бассейн мокрой перегрузки, т. 1 2.7 1,8 <0,1 <0,1 0,2 81,6 <0,1 13.7

4. Реакт. Отд. 1, бассейн мокрой перегрузки, т. 2 3,3 1,8 <0,1 <0,1 0,2 81,7 0,2 12,8

5. Реакт. Отд. 1, парогенератор, т.1. 2,5 <0,1 2,3 0,5 0,5 82,1 9,0 3,1

6. Реакт. Отд. 1, парогенератор, т.2. 2,4 <0,1 5,3* 0,7 0,5 79,1 8,0 4,0

7. Реакт. Отд. 1, внутренняя полость ГЦН-1. 1,7 <0,1 1,5* 3,3 <0,1 45,9 11,2 36,4

Примечание: * - сумма изотопов йода.

Представленные данные позволяют заключить, что мощность дозы гамма-1злучения в гермообъёме почти на 80% определяется кобальтом-60, при этом средняя шотность загрязнения не превышает 2 Бк/см2.

Результаты измерения уровней поверхностного загрязнения свидетельствуют, что [а поверхности технологического оборудования присутствуют альфа- активные радио-[уклиды, доля которых колеблется от 1,5*Ю-3 до 0,6*10"5, относительно суммарной бета активности.

Изотопный состав бета -активных аэрозолей воздуха рабочей зоны на 43 - 69 % , 1пределяется радионуклидами осколочного происхождения. При этом их активность в одных средах принципиально не отличается от активности в аэрозольном загрязнении вклад в суммарную бета-активность колеблется от 49 до 89% (таблица 4.7.).

С целью оценки значимости отдельных радионуклидов в формировании доз внут-еннего облучения были выполнены расчеты, в основу которых были положены дозо-ые коэффициенты приложения П.1 к НРБ-99. Согласно полученным данным, основной клад в дозы внутреннего облучения при ингаляционном поступлении вносит Со-60 таблица 4.8.).

Таблица 4.7. Среднесуточный состав радионуклидов в аэрозолях воздуха гермо-зоны первого энергоблока Балаковской АС и их вклад в суммарную бета-активность.

№ п/п Место пробоотбора Вклад радионуклидов в суммарную активность, % *

СБ-Ш СБ-Ш 1-131 &-95 ЫЬ-95 Яи-106 Со-60 Со-58 Мп-54

1. В районе ПГ-2 10,6 11,9 14,5 1,2 3,3 2,5 34,3 7.1 9.1

2. Около ГЦН-2 3,5 6,8 35,7 3,6 8,1 1,0 29,0 5.4 6.9

3. В центре ГО-1 у открытого реакт. 17.1 19.9 26.9 1.5 3.4 <0.1 16.7 3.7 5.2

Примечание: * - суммарный вклад остальных радионуклидов, бария-140, лантана-140, рутения -103, кобальта-57 и железа-59. не превышает 5,5%.

Таблица 4.8. Среднесуточный вклад радионуклидов аэрозолей воздуха ГО первого энергоблока Балаковской АС в суммарную дозу внутреннего облучения.

№ Место Пробоотбора Вклад радионуклидов в суммарную дозу внутреннего обл., %. *

С5-134 Се-137 1-131 &-95 ЫЬ-95 Яи-106 Со-60 Со-58 Мп-54

1. В районе ПГ-2 4,9 3,9 7,6 0,5 0,4 10,5 68,9 1,0 1,0

2. Около ГЦН-2 1,9 2,6 18,4 1,6 1,0 4,8 68,0 0,9 0,8

3. В ГО-1 у открытого реактора. 12,2 10,1 21,9 0,9 0,6 <0,5 50,9 0,8 0,8

Примечание: * - суммарный вклад остальных радионуклидов, барня-140, лантана-140, рутекия-103, кобальта-57 и железа-59, не превышает 1,3%.

Как было показано выше, использование новых видов топлива не вносит существенных изменений в состав образующихся осколков деления. Поэтому нет оснований ожидать роста загрязнения водных сред.

В то же время, дозовые нагрузки (как внешнего, так и внутреннего облучения) при ремонтных работах определяются наведёнными радионуклидами, активность которых не связана напрямую с типом используемого топлива, а зависит, в первую очередь, от состава используемых материалов, а также от энергетического состава и флю-енса нейтронов. Поэтому можно ожидать, что использование новых видов топлива не приведёт к изменению величин дозовых нагрузок на персонал.

Одной из главных задач, стоящих перед службой РК Балаковской АС в настоящее время, является внедрение в практику контроля требований новых Норм радиационной безопасности. На АС разработан план мероприятий по внедрению НРБ-96 (НРБ-99), предусматривающий ряд организационных и технических мер. Разработаны и внедрены рекомендации по расчету эффективной дозы для персонала Балаковской АС в соответствии с требованиями НРБ-99 с учетом реальной значимости действующих радиационных факторов.

Результаты работы в целом позволяют сделать вывод, что Балаковская АС готова к переходу на новые принципы нормирования и контроля радиационных факторов в соответствии с НРБ-99 и ОСПОРБ-99 с учётом особенностей новых видов ядерного топлива. С точки зрения радиационной безопасности нет принципиальных трудностей для внедрения на станции новых перспективных видов топлива. Прогностические оценки изменения радиационной обстановки при использовании новых видов ядерного топлива свидетельствуют о сохранении её параметров на существующем уровне. Исключение составляет мощность дозы внешнего излучения на участках обращения со свежим топливом. До момента практического использования этих новых видов ядерного топлива необходимо разработать план и провести ряд организационных и технических мероприятий, включающих в себя обучение персонала и внедрение на отдельных участ-

ках новых приборов и методов контроля радиационных факторов для совершенствования системы контроля.

В пятой главе «Критерии и алгоритмы оценки и прогнозирования уровня профессиональной успешности оперативного персонала атомных станций описаны выделенные статистическими методами, в частности методом кластерного анализа, классы профессиональной надежности персонала и оригинальные решающие правила идентификации по разработанным интегральным показателям уровня профессиональной успешности персонала Балаковской АС по данным экспертной оценки профессионально важных качеств и по данным психофизиологического обследования. Разработанные алгоритмы обеспечивают по данным психофизиологического обследования общую дискриминирующую способность различения операторов с различным уровнем профессиональной успешности - 96.3 %: при этом операторы с успешностью ниже среднего уровня различаются с днскриминантной способностью 92.7%, со средним уровнем профессиональной успешности и с профессиональной успешностью выше среднего уровня - с вероятностью 100% .

Этапы разработки системы поддержки принятия решения о профессиональной успешности оперативного персонала Балаковской АС на основе экспертной оценки профессионально важных качеств и данных психофизиологического обследования представлены на рисунке 5.1.

Они включают в себя: технические средства регистрации и обработки медико-биологической информации, поступающей с обследуемого (уровень 1); блоки оценки данных экспертной оценки профессиональной успешности, актуального психофизиологического состояния и особенностей личности (по традиционным критериям) (уровень 2); блок оценки по существующим критериям функционального состояния обследуемого (уровень 3). На основании разработанных решающих правил проводится оценка степени соответствия функционального состояния обследуемого требованиям деятельности (уровень 4). По ее результатам лицом, принимающим ответственные решения (ЛПР) (врач-психофизиолог, начальник службы, цеха и др.) в случае несоответствия актуального психофизиологического состояния требованиям деятельности, принимаются организационные и лечебно-профилактические решения по данному человеку.

Высокое качество различения лиц с разным уровнем профессиональной успешности на основе разработанных решающих правил подтвердилось результатами использования канонического дискриминантного анализа, позволяющего визуализировать распределение обследованных по выделенным классам путем проецирования на оси канонических дискриминантных функций (рисунок 5.2.).

Результаты анализа коллективной дозы облучения персонала Балаковской АЭС на один блок в сравнении со среднемировыми показателями станций с аналогичными блоками и динамика изменений количества внеплановых остановов энергоблоков Балаковской АС, связанных с человеческим фактором, представленные на рисунках 5.3. и 5.4., позволяют заключить о высоких уровнях обеспечения радиационной безопасности персонала в целом и профессиональной надежности оперативного персонала Балаковской АС.

Снижение числа внеплановых остановов энергоблоков с 1991г. по настоящее время объясняется в том числе созданием на Балаковской АЭС службы управления персоналом, осуществляющей профессиональный психофизиологический подбор работников, их профессиональную подготовку и переподготовку, системы медицинской (функциональной) реабилитации и системы социальной защиты персонала станции.

Таким образом, результаты анализа эффективности и надежности эксплуатации АС показывают, что оперативный персонал станции характеризуется в целом высоким >фовнем надежности.

Результаты анализа показали достоверную зависимость профессиональной успешности операторов от их возраста, уровня образования, места работы и функциональных обязанностей

Надежностный «портрет» операторов Балаковской АС, представленный по результатам разработанных нами алгоритмов и решающих правил, представлен на рисунке 5.5. и в таблицах 5.1.и 5.2.

Приведенные данные прежде всего показали распределение этого в целом, по объективным критериям профессиональной деятельности, высоко успешного оперативного персонала сравнительно по выделенным уровням: по среднему для персонала уровню и по уровням выше - и ниже среднего в целом по всей станции и по выделенным профессиональным группам. Разработанные алгоритмы и решающие правила позволили выделить операторов со сравнительно сниженным уровнем (уровень профессиональной успешности ниже среднего).

ОБСЛЕДУЕМЫЙ

О

технические средства регистрации и обработки информации блок

обработки показателей эффективности профессиональной

адаптации

г блок >

регистрации и обработки показателей особенногстей личности

г блок регистрации и обработки показателей психического состояния V_^

' блок

регистрации и обработки показателей психо-физиологического i состояния /,

■4—►

БЛОК ОЦЕНКИ ПРОФЕССИОНАЛЬНОЙ УСПЕШНОСТИ

0 О

БЛОК ОЦЕНКИ ОСОБЕННОСТ. ЛИЧНОСТИ

БЛОК ОЦЕНКИ

ПСИХИЧЕСКОГО СОСТОЯНИЯ

БЛОК ОЦЕНКИ ПСИХОФИЗИОЛОГИЧЕСКОГО

состояния

БЛОК ОЦЕНКИ ФУНКЦИОНАЛЬНОГО СОСТОЯНИЯ

БЛОК ОЦЕНКИ СТЕПЕНИ СООТВЕТСТВИЯ ФУНЦИОНАЛЬНОЮ СОСТОЯНИЯ ТРЕБОВАНИЯМ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ

БЛОК ПРИНЯТИЯ ОРГАНИЗАЦИОННЫХ И ЛЕЧЕБНО-ПРОФИЛАКТИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ

Рисунок 5.1. Блок- схема СППРо профессиональной успешности оперативного персонала Балаковской АС

Обращает на себя внимание сравнительно высокий процент лиц с уровнем ниже среднего станционного среди операторов первого турбинного цеха и в возрастной группе от 40 до 50 лет.

Получение такого надежностного «портрета» позволяет руководству АС и МСЧ своевременно намечать и проводить необходимые организационные, в том числе медицинские, мероприятия среди конкретных операторов и подразделений станции.

Разработанные нами подходы вошли в основу создаваемой на Балаковской АС системы мониторинга профессиональной успешности оперативного персонала.

о НУ_ПУ а СУ_ПУ • ВУ_ПУ

Рисунок 5.2. Распределение лиц с различным уровнем профессиональной надежности в осях канонических дискриминантных функций

2,5

Q

S,S

Средняя величина для блоков PWR И.24 ч/Зв)

0,5 - -

Z

0.61 0,62 057

-0,9-

0,79

-0,42.

Ж

0,92_ 0.94 —, _0,92

Гт г*^

t ж;

if «

1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 199Б 1997 1998 1999

Количество персонала 1292 1933 2108 2446 2687 2706 2554 3466 3201 3430 3476 3859 3550 3825

Рисунок 5.3. Коллективная доза облучения персонала Балаковской АЭС на один работающий блок (ч/Зв).

35 -1

m 30

о

m

g 25 ¡2

g 20 о

£ 15 о 0)

£ 10

с;

о

* 5

□ Остановов всего на АС Ш Остановов по вине персонала

1 6

tl

ж

° ГЦ 0 ° г-тя

Л Л* О?? ¿V А о?" ¿> J> А Ср с?

Рисунок 5.4. Динамика изменений количества внеплановых остановов энергоблоков Балаковской АЭС, связанных с человеческим фактором.

30%

Рисунок 5.5. Распределение (в %) по уровням профессиональной успешности операторов Балаковской АС (270 человек) в целом по АС

Таблица 5.1. Распределение (в %) операторов Балаковской АС (270 человек), дифференцированных по цехам, по уровню профессиональной успешности

Цех ПУ_НС СУ_ПУ ПУ_ВС

РЦ-1 17,1 12,2 70,0

РЦ-2 13,8 32,7 53,5

ТЦ-1 82,2 4,8 13,0

ТЦ-2 15,1 66,7 18,2

ЦТАИ 18,6 23,2 58,2

Таблица 5.2. Распределение (в %) операторов Балаковской АС (275 человек), дифференцированных по должностным группам, по уровню профессиональной успешности

Должностная группа Человек Уровень профессиональной успешности

ПУ_НС СУ_ПУ ПУ ВС

Оперативный персонал (рабочие ТЦ, ЦТАИ, ЭЦ -MOTO, МНС, МДВС, ДЭС, ДЭМ) 83 33,7 50,6 15,7

Оперативный персонал реакторных цехов (ВИУР, ИЭРО, COPO, ОРО) 81 17,3 23,4 59,3

Оперативный персонал турбинных цехов (ВИУТ, СМТО) 42 47,6 28,6 23,8

АУП основных подразделений (НЦ, ЗНЦ, НСЦ) 51 29,4 13,7 56,9

В целом результаты проведенной работы позволили оценить профессиональную успешность персонала Балаковской АС и заключить о готовности персонала станции к возможному переходу на новые перспективные виды ядерного топлива.

В Заключении обсуждаются перспективные направления совершенствования радиационной безопасности и надежности эксплуатации Балаковской АС при переходе на новые виды ядерного топлива; подчеркивается, что основной резерв повышения радиационной безопасности и надежности эксплуатации связан с повышением надежности деятельности персонала АС; выделены конкретные направления работ.

ВЫВОДЫ

1. Система радиационной безопасности Балаковской АС, проанализированная на основе системного подхода с изучением состояния собственно радиационной безопасности АС, учета специфики новых видов топлива (смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива и регенерированного топлива) и анализа профессиональной успешности оперативного персонала, характеризуется высоким уровнем надежности и эффективности и. в основном, соответствует требованиям НРБ-99. Высокий уровень радиационной безопасности подтверждается соблюдением регламентированных пределов индивидуальных доз, допустимых и контрольных значений выбросов и сбросов. На протяжении последних лет на Балаковской АС отмечается минимальное значение средней годовой индивидуальной дозы облучения среди других объектов концерна "Росэнергоатом". Балаковская АС по состоянию системы радиационной безопасности может быть переведена на использование вышеуказанных новых перспективных видов топлива.

2. Установлено, что необлученное смешанное уран-плутониевое МОКС-топливо по сравнению со штатным урановым топливом обладает за счёт содержания изотопов плутония повышенной радиотоксичностью (цозовый коэффициент при ингаляционном поступлении выше в 2,0*104раз; его альфа-активность выше в 8,0*103 раз).

Показано, что необлучённое МОКС-топливо по сравнению со штатным топливом характеризуется повышенной в 140 раз суммарной мощностью дозы внешнего излуче-■шя, 50% которой обусловлено нейтронным излучением. Суммарная мощность дозы знешнего излучения при работе на расстоянии 1 м от необлучеиной МОКС-ТВС в 18 эаз превышает регламентированный ОСПОРБ-99 уровень для помещений постоянного 1ребывания персонала.

3. Установлено, что использование сырья из регенерированного урана приведет к юзрастанию мощности дозы внешнего гамма-излучения на участках обращения с не-¡блученным топливом за счет появления в сырье радионуклидов реакторного проис-:ождения (при содержании урана-232 в сырье на уровне 2* Ю-7 масс.% и времени хране-[ия топлива 1 год мощность дозы гамма-излучения возрастёт в 3,2 раза и достигнет на 1асстоянии от TBC ВВЭР-1000 1,6 мР/ч.

Обращение с необлучённым МОКС-топливом и топливом из регенерированного рана требует принятия дополнительных мер по обеспечению радиационной безопас-ости по сравнению со штатным урановым топливом.

4. Показано, что внедрение новых видов топлива не приведёт к увеличению вели-ины выброса радиоактивных веществ, определяемых изотопами инертных газов, йода

долгоживущих бета- излучателей (стронций, цезий и продукты коррозии). В настоя-iee время величины выбросов не превышают установленных контрольных уровней, оторые составляют 3 - 17 % от допустимых значений.

5. Установлено, что существующая на Балаковской АС система радиационного онтроля соответствует основным требованиям НРБ-99 и ОСПОРБ-99. Применение овых видов топлива не повлечёт необходимости коренного преобразования сущест-ующей системы радиационного контроля. Для учёта специфики использования ЮКС-топлива необходимо расширить систему контроля содержания альфа- излуча-глей в объектах производственной среды и внешней среде, а также организовать кон-золь индивидуальных доз нейтронного излучения.

Поданы предложения по учёту специфики использования МОКС-топлива для внесения в разрабатываемые Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций.

6. Разработано алгоритмическое обеспечение системы поддержки принятия решения по оценке и прогнозированию профессиональной успешности оперативного персонала Балаковской АС на основе экспертной оценки профессионально важных качеств и данных психофизиологического обследования.

7. На основе созданной системы поддержки принятия решения составлен надежностный "портрет" оперативного персонала Балаковской АС, который в целом характеризуется высоким уровнем развития профессионально важных качеств и надежности деятельности. Среди этого персонала операторы с профессиональной успешностью выше среднего уровня составили 38.9 % от всей группы, со средним уровнем - 30.0 % и с уровнем профессиональной успешности ниже среднего - 31.1 %. Наибольшее значение для надежности профессиональной деятельности имеют следующие базовые профессионально важные качества операторов: особенности темперамента и интеллекта, уровень теоретических знаний и компетентности, скорость овладения профессиональными навыками, стремление к совершенствованию профессионального мастерства, адекватное поведение в сложных производственных ситуациях, умение организовать свою работу.

8. Разработаны рекомендации по совершенствованию системы радиационной безопасности Балаковской АС в связи с перспективой перехода АС на новые виды топлива, в том числе «Методические рекомендации по оценке и прогнозированию профессиональной успешности оперативного персонала Балаковской АС», утвержденные начальником Федерального управления «Медбиоэкстрем».

Список работ опубликованных по теме диссертации:

1. Ипатов П. JI., Бердюгин С. А., Матвеев Е. Е., Тиняков Ю. М. Внедрение системного подхода в подготовке персонала на Балаковской АЭС //Электр, станции - 1997, N 3, с. 44-47.

2. Ипатов П.Л, Симаков A.B., Петров C.B.и др. Прогностическая оценка изменения радиационной обстановки при переводе энергетического реактора ВВЭР-1000 на уран-плутониевое топливо.Тезисы докладов Всероссийской научно-практической конференции, 1998 г., Балаково, издательство Саратовского университета, 1998, с. 41-42

3. Ипатов П.Л., Петров C.B., Симаков А.В.и др. Потенциальный вклад радионуклидов уран-плутониевого топлива в формирование радиационной обстановки при аварии на АЭС с реактором ВВЭР-1000. Тезисы докладов Всероссийской научно-практической конференции, 1998г. , Балаково, издательство Саратовского университета, 1998.

4. Ипатов ПЛ., Бердюгин С.А. Высокий уровень культуры безопасности - гарантия надежной эксплуатации АЭС, "Научные и практические аспекты современного состояния медицинского и психофизиологического обеспечения персонала предприятий ядерно-энергетического комплекса", тезисы докладов Всероссийской научно-практической конференции, 1998 г. , Балаково, издательство Саратовского университета, 1998, с. 24

5. Ипатов ПЛ., Петров C.B., Симаков А.В.и др. Сравнение радиационных характеристик традиционного, регенерированного и уран-плутониевого топлива для АЭС с реактором ВВЭР-1000 . Тезисы докладов Всероссийской научно-практической конференции, 1998 г., Балаково, издательство Саратовского университета, 1998, с.39-40

6. Ипатов ПЛ., Симаков A.B., Степанов С.В и др. Адаптация системы радиационного дозиметрического контроля Балаковской АЭС к новым принципам нормирования. В сб. тезисов докладов Всероссийской научно-практической конференции "Научные и практические аспекты современного состояния медицинского и психофи-

экологического обеспечения персонала предприятий ядерно-энергетического комплекса" май 1998 г., Балаково, Изд-во Саратовского ун-та, 1998 г., - с. 38-39.

7. Ипатов ПЛ., Степанов C.B., Симаков A.B. Особенности формирования радиационной обстановки при получении из регенерированного урана ТВЭЛ и TBC для реакторов атомных станций. Тезисы докладов Всероссийской научно-практической конференции, 1998 г., Балаково, издательство Саратовского университета, 1998с. 43-44.

8. Ипатов П.Л., Басов В.И, Кочетков O.A. и др. Разработка методических подходов к прогнозу возможного вклада радионуклидов регенерированного и смешанного уран-плутониевого топлива в формирование радиационной обстановки при проведении ремонтных работ на АЭС с реактором ВВЭР-ЮОО. Тезисы докладов Всероссийской научно-практической конференции, 1998 г. , Балаково, издательство Саратовского университета, 1998, с. 40-41.

9. Ипатов П.Л., Басов В.И., Симаков A.B.и др. Облучаемость персонала в период проведения ремонтных работ на Балаковской АЭС. Тезисы докладов Всероссийской научно-практической конференции, 1998 г. , Балаково, издательство Саратовского университета, 1998, с.48-49.

10. Определение факторов профессионального воздействия при проведении ППР энергоблоков Балаковской АЭС. Отчет ИБФ. Ипатов ПЛ., Симаков A.B., Петров C.B., М.. ИБФ. Инв. Б-5996. 1998 г. - 26 с.

11. Отчет о НИР "Анализ роли человеческого фактора в обеспечении надежности жсплуатации АЭС". Научн. рук. Мартене В.К., Ипатов ПЛ., М., ИБФ. Инв. № Б-5972, 1998 г., 63 с.

12. Разработка прогностических оценок влияния новых видов топлива на формирование доз облучения и радионуклидный состав выбросов и сбросов Балаковской \ЭС. Отчет ИБФ. Ипатов ПЛ., Симаков A.B., Петров C.B., М„ ИБФ. Инв. Б-5995. 998 г.-23 с.

13. Рекомендации по оценке эффективных доз персонала Балаковской АЭС. Бала-:овская АЭС. Ипатов ПЛ., Симаков A.B., Абрамов Ю.В. 1998 г., 4 с.

14. Сравнение дозиметрических характеристик традиционного, регенерированно-о и уран-плутониевого топлива. Отчет ИБФ. Бегичев С.Н., Власкин Г.Н., Ипатов 1.Л., М. ИБФ. Инв. Б-5993. 1998 г., 38 с.

Введение.

Глава 1. Обзор литературы.

1.1. Радиационно-гигиенические характеристики новых видов топлива

1.1.1. Смешанное уран-плутониевое топливо.

1.1.2. Регенерированное урановое топливо.

1.2. Роль персонала в обеспечении безопасной эксплуатации АС.

Глава 2. Методы исследования.

2.1. Общие методологические подходы.

2.2. Методы оценки технической системы радиационной безопасности

2.3. Методы оценки подсистемы профессиональной надёжности персонала.

Глава 3. Прогностическая оценка радиационной обстановки на АС при переходе на новые виды топлива.

Глава 4. Радиационная обстановка на АС.

4.1. Анализ облучаемости персонала.

4.2. Радиационная обстановка в помещениях АС при проведении ремонтных работ.

4.3. /лализ системы радиационного контроля и её соответствия требованиям НРБ-99 и ОСПОРБ-99.

Глава 5. Критерии и алгоритмы системы поддержки принятия решений о профессиональной успешности операторов.

5.1. Интегральные показатели профессиональной успешности персонала.

5.2. Решающие правила для оценки профессиональной успешности оператора по данным его психофизиологического обследования.

5.3. Надежностный "портрет" оперативного персонала.

Будущее атомной энергетики связано с использованием новых видов топлива Так, "Концепция развития атомной энергетики в Российской Федерации", одобренная Коллегией Минатома России 14.07.92 г., предусматривает необходимость "начать широкие исследования в целях использования в реакторах на тепловых нейтронах плутониевого топлива" (62).

К числу наиболее перспективных в настоящее время видов топлива для АС относят смешанное уран-плутониевое МОКС-топливо и регенерированное урановое топливо.

Использование смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива помогает решению целого комплекса актуальных задач атомной промышленности и энергетики России.

Важнейшими из них являются следующие: ■ обеспечение энергетического комплекса России ядерным горючим на несколько десятилетий; и экономия природных урансодержащих ресурсов; и снижение количества имеющихся и образующихся радиоактивных отходов; и содействие уничтожению накопленных количеств оружейного плутония к тем самым снижение угрозы распространения ядерного оружия (7, 58, 59, 61,78, 112, 152).

Так, рассчитано, что утилизация 50 тонн оружейного плутония, объявленного как избыточное количество (63), позволит не только избавиться от ядерного оружия, но и выработать на АС около 350 ТВт*ч электроэнергии и, одновременно, обеспечить экономию природных ресурсов; при этом исключается образование дополнительных ядерных отходов (остеклованного плутония), т.к. отработавшая сборка из МОКС-топлива замещает отработавшую урановую сборку. (7).

Применение в качестве сырья для атомных станций регенерированного урана, получаемого из отработавшего топлива ядерных реакторов, также способствует решению проблемы утилизации части существующего объёма радиоактивных отходов и обеспечению АС топливом.

Таким образом, внедрение этих новых перспективных видов топлива на действующих атомных станциях является актуальной социальной задачей современной атомной энергетики России.

Министром МАЭ России В.Н. Михайловым была утверждена "Программа по Е.недрению МОКС-топлива на АС с реакторами ВВЭР-1000" на 1997-2005 г.г., согласно которой приоритетным при этом являются работы по изготовлению экспериментальных ТВС с таблетированным МОКС-топливом из оружейного плутония, поставка их на Балаковскую АС, опытная эксплуатация, послереакторные исследования состояния выгоревших экспериментальных МОКС ТВС. Указанием Министра РФ по атомной энергии № 01-41 у к от 26.03.97 г. директор Балаковской АС П.Л. Ипатов назначен ответственным за испытание экспериментальных уран-плутониевых ТВС в реакторе ВВЭР- 1000.

Однако, внедрение на АС новых видов ядерного топлива существенно измени зт технологические процессы и может отрицательно повлиять на радиационную и, в целом, ядерную безопасность АС. Это связано с наличием в необлу-чённэм топливе высокотоксичных примесей и изменением нуклидного состава облучённого топлива, что может в итоге повлиять на дозиметрические характеристики выбросов и сбросов АС, привести к изменению нуклидного состава аэрозолей рабочей зоны и росту полей внешнего излучения на рабочих местах персонала.

Поэтому при решении проблемы перевода АС на новые виды топлива необходимо решить совокупность теоретических и практических вопросов по оценке и прогнозированию радиационной безопасности конкретных АС.

Проблема обеспечения надежной и безаварийной эксплуатации предприятий с потенциально опасными технологиями и, прежде всего, атомных электростанций в настоящее время стала одной из важнейших проблем современной цивилизации. Федеральный Закон "Об использовании атомной энергии" определил приоритетные направления в развитии ядерной энергетики и обеспечении ее безопасности. В ядерной энергетике должны быть установлены и строго соблюдаться высокие нормы безопасности и качества.

В последние годы сформулировано понятие культуры безопасности как самостоятельного и важного элемента концепции безопасности.

Термин "Культура безопасности" был введён экспертами МАГАТЭ: "Культура безопасности - это такой набор характеристик и особенностей деятельности организаций и отдельных лиц, который устанавливает, что проблемам безопасности ядерного объекта, как обладающим высшим приоритетом, уделяется внимание, определяемое их значимостью" (66).

Важнейший аспект этого определения - необходимость пристального внимания к вопросам безопасности как со стороны организаций, эксплуатирующих ядерные объекты, так и со стороны их персонала. Согласно этой концепции, политики, организации и индивидуумы должны отдавать высший приоритет проблемам безопасности на ядерных объектах. Наиболее важные составляющие культуры безопасности проявляют себя на трёх уровнях: формирование политики, осуществление руководства ядерными объектами и поведение персонала (42,117).

Культура безопасности - это важное наполнение роли человеческого фактора в безопасности. Человек может быть и причиной опасных событий, и очень важным источником стабилизирующих действий и мер. Культура безопасности призвана устранить первое и обеспечивать проявление второго (119, 120).

Всё, что было сформулировано относительно концепции безопасности, составляет её организационный блок. Культура безопасности является некоторым связующим звеном всей концепции, присущим и организационному, и техническому (технологическому) блоку.

Радиационная и ядерная безопасность АС строятся на основе принципа глубокоэшелонированной защиты, главными элементами которой являются технические средства обеспечения ядерной безопасности, технические средства биологической защиты, технические средства радиационной безопасности, организационные средства. Одним из основных элементов этой системы является также наличие высоко квалифицированного и психологически подготовленного персонала АС. Персонал АС является наиболее важным компонентом в стратегии "эшелонированной" защиты, обеспечивающей безопасность АС.

Принципиальная схема обеспечения радиационной безопасности АС приведена на рисунке В1.

Зашрихованные элементы этой схемы были рассмотрены в нашей работе.

Рассмотрение причин аварий на предприятиях с потенциально опасными технологиями, к которым относятся и объекты использования атомной энергии, позволяет делать вывод об антропогенной природе большинства промышленных аварий во всем мире. Ошибки персонала являются причиной более половины серьезных непредвиденных событий на АС (11).

Анализ проблемы безопасности эксплуатации объектов атомной энергетики наглядно показывает, что важнейшим условием безаварийной работы АС является обеспечение профессиональной надежности деятельности персонала в системах управления технологическими процессами.

Качество подбора кадров для атомной энергетики и уровень подготовленности и квалификации персонала следует отнести к важнейшим факторам в обеспечении безопасности ядерных установок. Это обстоятельство требует постоянного совершенствования всей системы управления персоналом, включающей подбор, подготовку, переподготовку и повышение квалификации эксплуатационного персонала.

СИСТЕМА. РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Техническая система радиационной безопасности т о я К о н

4> О X CU и 5 еч

К

33 и 3 а а, Л w t2 s ^ 55 о Й м аз

22 3 X и а> о о % Ч и > с? О

Щ ю ^ о а,

С

П\

35 3 х

X о

К X а я о, я о « л ч о эК К а о D V ы N

4> ас S °

К и о О П

Организационная система радиационной безопасности

Система надёжности персонала

Надёжность технологического процесса

Рис. В.1. Принципиальная схема обеспечения радиационной безопасности АС

Таким образом, система радиационной безопасности выступает как сложная эргатическая система, включающая организационные и технические системы, а также человеческий фактор.

Различным организационным и техническим аспектом радиационной безопасности посвящены многочисленные исследования, проведенные в нашей стране и за рубежом рядом научных коллективов.

Вместе с тем, исследования, в которых рассматриваются в совокупности указанные выше факторы, лежащие в основе радиационной безопасности АС, недостаточны и не соответствуют значимости рассматриваемой проблемы.

Анализ доступной литературы показывает, что практически отсутствуют исследования, посвященные анализу радиационной безопасности и надежности персонала атомных станций в связи с подготовкой перехода на новые виды топлива; отсутствует научное обобщение и системный анализ эффективности состояния ведущих разделов системы обеспечения надежности оперативного персонала - системы управления персоналом, являющейся неотъемлемым элементам системы радиационной безопасности и надежной эксплуатации объектов использования атомной энергии.

Актуальность проблемы оценки и совершенствования системы радиационной безопасности на действующих атомных станциях обусловлена также необходимостью подготовки и развертывания работ по внедрению на этих станциях новых видов топлива, а также переходом на новые нормы радиационной безопасности НРБ-99 (88).

Актуальность работы определяется насущной необходимостью перехода АС с традиционных видов ядерного топлива на новые перспективные виды топлива и необходимостью обеспечения радиационной безопасности при использовании новых видов ядерного топлива.

Цель работы: оценка и прогноз системы радиационной безопасности на Балаковской АС, рассматриваемой как единая система собственно радиационной безопасности и службы управления персоналом применительно к задаче определения готовности перехода АС на новые перспективные виды ядерного топлива (смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива и регенерированного урана).

Для достижения указанной цели необходимо решить следующие задачи:

- дать оценку радиационных характеристик новых видов топлива (смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива и регенерированного урана);

- дать оценку надёжности действующей на Балаковской АС системы радиационной безопасности в настоящих условиях и прогноз радиационной безопасности на станции при переходе на новые виды топлива;

- разработать алгоритмическое обеспечение системы поддержки принятия решения (СППР) при оценке и прогнозировании профессиональной надёжности оперативного персонала, оценить уровень профессиональной успешности и надежностный "портрет" оперативного персонала АС в целом и дифференцированно по категориям персонала;

- разработать рекомендации по совершенствованию системы радиационной безопасности Балаковской АС в связи с возможностью перехода на новые виды топлива и в свете новых требований нормативных документов по радиационной безопасности НРБ-99 и ОСПОРБ-99.

Научная новизна исследования.

1. Впервые проведены сочетанный системный анализ радиационных характеристик новых перспективных видов ядерного топлива для АС (МОКС-топлива и регенерированного топлива), оценка и прогноз радиационной безопасности Балаковской АС как при использовании традиционных видов топлива так и в случае перехода на новые виды топлива, а также надёжности оперативного персонала.

2. Впервые проведены расчёты и определены радиационные характеристики МОКС-топлива и регенерированного топлива на различных этапах работы с ними на АС.

3. При проведении ремонтных работ на АС, использующей традиционное топливо, экспериментально получены важные для радиационного контроля данные:

- о концентрации альфа- излучающих нуклидов в воздухе рабочей зоны

АС;

- о составе гамма- излучающих нуклидов на различных технологических участках;

- о значимости ингаляционного поступления радионуклидов в формировании дозовых нагрузок.

4. Разработано алгоритмическое обеспечение системы поддержки принятия решений по оценке и прогнозированию профессиональной успешности oneративного персонала и на его основе описан надёжностный "портрет' оперативного персонала Балаковской АС в целом по станции и дифференцированно по возрасту, уровню образования, по цехам и должностным группам.

Практическая значимость работы.

В диссертации представлены результаты анализа разработанной и внедренной на Балаковской АС единой системы радиационной безопасности, включающей подсистему собственно радиационной безопасности и подсистему обеспечения надежности персонала. Результаты работы использованы руководством Балаковской АС при решении практических вопросов обеспечения радиационной безопасности и управления персоналом (подбора, подготовки и расстановки персонала).

Разработана система поддержки принятия решения по оценке и прогнозированию профессиональной успешности оперативного персонала Балаковской АС по данным ежегодных психофизиологических обследований персонала, проводимых в лаборатории психофизиологического обеспечения станции. Эта система позволяет повысить эффективность мониторинга за работоспособностью и надежностью оперативного персонала и в целом службы управления персоналом АС.

Представлен надежностный "портрет" оперативного персонала в целом по АС и дифференцированно по возрасту, уровню образования, по цехам и должностным группам.

Результаты работы приняты для использования при подготовке новой редакции Санитарных правил проектирования и эксплуатации атомных станций (СП ЛС-99).

Личный вклад соискателя в выполнение работы:

Диссертация является результатом проведенных исследований под научным руководством и при непосредственном участии автора в период с 1997 по 1999 г.г.

Лично автор:

1. Инициировал и сформулировал основные проблемы, которые возникают в связи с возможным переходом Балаковской АС на принципиально новые виды ядерного топлива;

2. Инициировал постановку задачи по системному анализу состояния радиационной безопасности Балаковской АС с сочетанным анализом состояния собственно радиационной безопасности, надёжности человеческого фактора и радиационных характеристик МОКС-топлива и регенерированного урана в связи с актуальностью социальных и технических проблем перехода АС на новые перспективные виды ядерного топлива;

3. Осуществлял научное руководство радиационно-гигиеническими исследованиями по изучению закономерностей формирования радиационной обстановки на станции и принимал непосредственное участие в обобщении полученных результатов;

4. Осуществлял научное руководство и принимал непосредственное участие в выполнении и обобщении прогностических оценок изменения радиационных характеристик новых видов топлива и радиационной обстановки на АС при их использовании;

5. Инициировал и принимал непосредственное участие в разработке "Анкеты экспертной оценки профессионально важных качеств оперативного персонала АС", в расчёте алгоритмов и критериев системы поддержки принятия решения по оценке и прогнозированию профессиональной успешности персонала, в анализе и обобщении данных о профессиональной надёжности и описании психологического «портрета» оперативного персонала Балаковской АС.

Основные результаты работы доложены: - на Всероссийской научно-практической конференции "Научные и практические аспекты совершенствования состояния медицинского и психофизиологического обеспечения персонала предприятий ядерно-энергетического комплекса" в мае 1998 года. Сделано 8 докладов, тезисы опубликованы (48, 49, 50, 51, 52, 53, 54, 55).

Кроме того, совершенствованию системы радиационной безопасности АС посвящены выполненные под научным руководством автора 4 научных отчёта (10, 91, 109, 124) и рекомендации (112).

На защиту выносятся следующие положения:

1. Анализ состояния радиационной безопасности Балаковской АС, проведенный на основе системного подхода.

2. Анализ радиационно-гигиенических характеристик облученного и не-облученного МОКС-топлива и регенерированного топлива.

3. Критерии и алгоритмы системы поддержки принятия решения по оценке и прогнозу профессиональной успешности оперативного персонала Балаковской АС по данным экспертной оценки профессионально важных качеств и по результатам психологического обследования.

139 ВЫВОДЫ

1. Система радиационной безопасности Балаковской АС, проанализированная на основе системного подхода с изучением состояния собственно радиационной безопасности АС, учета специфики новых видов топлива (смешанного уран-плутопиевого МОКС-топлива и регенерированного топлива) и анализа профессиональной успешности оперативного персонала, характеризуется высоким уровнем надежности и эффективности и, в основном, , соответствует требованиям НРБ-99. Высокий уровень радиационной безопасности подтверждается соблюдением регламентированных пределов индивидуальных доз, допустимых и контрольных значений выбросов и сбросов. На протяжении последних лет на Балаковской АС отмечается минимальное значение средней годовой индивидуальной дозы облучения среди других объектов концерна "Росэнергоатом". Балаковская АС по состоянию системы радиационной безопасности может быть переведена на использование вышеуказанных новых перспективных видов топлива.

2. Установлено, что необлученное смешанное уран-плутопиевое МОКС-топливо по сравнению со штатным урановым топливом обладает за счёт содержания изотопов плутония повышенной радиотоксичностыо (дозовый коэффициент при ингаляционном поступлении выше в 2,0*104 раз; его альфа-активность выше в 8,0*10' раз).

Показано, что необлучённое МОКС-топливо по сравнению со штатным топливом характеризуется повышенной в 140 раз суммарной мощностью дозы внешнего излучения, 50% которой обусловлено нейтронным излучением. Суммарная мощность дозы внешнего излучения при работе на расстоянии 1 м от необлученной МОКС-ТВС в 18 раз превышает регламентированный ОСПОРБ-99 уровень для помещений постоянного пребывания персонала.

3. Установлено, что использование сырья из регенерированного урана приведет к возрастанию мощности дозы внешнего гамма-излучения на участках обращения с необлученным топливом за счет появления в сырье радионуклидов реакторного происхождения (при содержании урана-232 в сырье на уровне 2*10"7 масс.% и времени хранения топлива 1 год мощность дозы гамма-излучения возрастёт в 3,2 раза и достигнет на расстоянии от ТВС ВВЭР-1000 1,6 мР/ч.

Обращение с необлучённым МОКС-топливом и топливом из регенерированного урана требует принятия дополнительных мер по обеспечению радиационной безопасности по сравнению со штатным урановым топливом.

4. Показано, что внедрение новых видов топлива не приведёт к увеличению величины выброса радиоактивных веществ, определяемых изотопами инертных газов, йода и долгоживущих бета- излучателей (стронций, цезий и продукты коррозии). В настоящее время величины выбросов не превышают установленных контрольных уровней, которые составляют 3 - 17 % от допустимых значений.

5. Установлено, что существующая на Балаковской АС система радиационного контроля соответствует основным требованиям НРБ-99 и ОСПОРБ-99. Применение новых видов топлива не повлечёт необходимости коренного преобразования существующей системы радиационного контроля. Для учёта специфики использования МОКС-топлива необходимо расширить систему контроля содержания альфа- излучателей в объектах производственной среды и внешней среде, а также организовать контроль индивидуальных доз нейтронного излучения.

Поданы предложения по учёту специфики использования МОКС-топлива для внесения в разрабатываемые Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций.

6. Разработано алгоритмическое обеспечение системы поддержки принятия решения по оценке и прогнозированию профессиональной успешности оперативного персонала Балаковской АС на основе экспертной оценки профессионально важных качеств и данных психофизиологического обследования.

7. На основе созданной системы поддержки принятия решения составлен надежностный "портрет" оперативного персонала Балаковской АС, который в целом характеризуется высоким уровнем развития профессионально важных качеств и надежности деятельности. Среди этого персонала операторы с профессиональной успешностью выше среднего уровня составили 38.9 % от всей группы, со средним уровнем- 30.0 % и с уровнем профессиональной успешности ниже среднего - 31.1 %. Наибольшее значение для надежности профессиональной деятельности имеют следующие базовые профессионально важные качества операторов: особенности темперамента и интеллекта, уровень теоретически?: знаний и компетентности, скорость овладения профессиональными навыками, стремление к совершенствованию профессионального мастерства, адекватное поведение в сложных производственных ситуациях, умение организовать свою работу.

8. Разработаны рекомендации по совершенствованию системы радиационной безопасности Балаковской АС в связи с перспективой перехода АС на новые виды топлива, в том числе «Методические рекомендации по оценке и прогнозированию профессиональной успешности оперативного персонала Балаковской АС», утвержденные начальником Федерального управления «Медбиоэкстрем».

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Обеспечение радиационной безопасности является приоритетным требованием при эксплуатации объектов использования атомной энергии. В ядерной энергетике в отношении безопасности не может быть компромисса: должны быть установлены и строго соблюдаться высокие нормы безопасности и качества эксплуатации.

Актуальной социальной задачей современной атомной энергетики России является внедрение новых перспективных видов топлива (смешанное уран-плутониевое МОКС-топливо и регенерированное урановое топливо) на действующих атомных станциях. Внедрение на АС новых видов ядерного топлива существенно изменяет технологические процессы и может отрицательно повлиять на радиационную и, в целом, ядерную безопасность АС

Радиационная и ядерная безопасность АС в России строится на основе принципа глубокоэшелонированной защиты, главными элементами которой являются технические средства обеспечения ядерной безопасности, технические средства биологической защиты, технические средства радиационной безопасности., организационные средства.

В стратегии "эшелонированной" защиты, обеспечивающей безопасность АС, наиболее важным компонентом является высококвалифицированный и психологически подготовленный персонал.

Работы, посвященные анализу радиационной безопасности и надежности персонала атомных станций в связи с подготовкой перехода на новые виды топлива, практически отсутствуют.

В качестве концептуальной базы настоящего исследования положены принципы системного подхода к оценке и прогнозированию системы радиационной безопасности на Балаковской АС. Система безопасности выступает как сложная эргатическая система, включающая организационные и технические системы, а также человеческий фактор. В принципы системного подхода органически входят положения культуры безопасности как самостоятельного и важного элемента концепции безопасности.

Культура безопасности выступает связующим звеном между подсистемой собственно радиационной безопасности и подсистемой надежности человеческого фактора.

В настоящем исследовании в соответствии с системным подходом был проведен сочетанный системный анализ состояния радиационной безопасности АС, включающий оценку и прогнозирование собственно радиационной безопасности, надёжности оперативного персонала и радиационных характеристик новых перспективных видов топлива для АС (МОКС-топлива и регенерированного топлива).

Таким образом, обеспечение безопасной эксплуатации АС является сложной многоуровневой проблемой, при решении которой необходимо осуществлять организационные и технические мероприятия по обеспечению безопасности при обязательном учете так называемого «человеческого фактора».

Нами была определена цель работы: оценка и прогноз системы радиационной безопасности на Балаковской АС применительно к задаче определения готовности перехода АС на новые перспективные виды ядерного топлива.

Настоящая работа проводилась по двум основным направлениям: целенаправленного исследования исходного состояния радиационной безопасности на АС, радиационно-гигиенических характеристик (смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива и регенерированного урана), а также прогностических оценок изменения радиационной обстановки при внедрении этих видов топлива, с одной стороны, и разработка критериев и алгоритмов системы поддержки принятия решения для оценки и прогнозирования надежностных характеристик оперативного персонала, с другой стороны.

При относительной самостоятельности указанных направлений решение задач, которые ставились в рамках каждой из них, служило достижению единой цели - оценке и прогнозированию состояния системы радиационной безопасности Балаковской АС в связи с подготовкой к переходу на новые виды ядерного топлива.

В результате выполненной работы:

- при проведении ремонтных работ на АС, использующей традиционное топливо экспериментально были измерены концентрация альфа - излучающих нуклидов в воздухе рабочей зоны АС;

- определен состав гамма -излучающих нуклидов на различных технологических участках; оценена значимость ингаляционного поступления радионуклидов в формировании дозовых нагрузок; впервые проведены расчёты и определены радиационные характеристики МОКС-топлива и регенерированного топлива на различных этапах работы с ними на станции.

Результаты проведенной нами оценки радиационно-гигиенических характеристик новых видов ядерного топлива позволили заключить, что при использовании регенерированного урана и МОКС-топлива не произойдёт значимого изменения радиационной обстановки на АС. Основные отличия будут наблюдаться при обращении со свежим топливом: можно ожидать возрастания полей внешнего излучения на участке входного контроля, что потребует выполнения ряда инженерных мероприятий по защите персонала. Повышенная радиотоксичность необлучённого МОКС-топлива по сравнению с урановым топливом также потребует дополнительных мероприятий на участке обращения со свежим топливом.

Результаты изучения состояния радиационной безопасности на Балаковской АС позволили заключить, что облучаемость персонала на Балаковской АС в изученный период 1986 г. - 1998 г. находилась на низком уровне. За все годы работы станции не было зарегистрировано ни одного случая превышения установленных дозовых пределов - как по дозе внешнего облучения, так и по содержанию радионуклидов в организме персонала. На протяжении ряда лет на Балаковской АС средняя за год индивидуальная доза облучения персонала является минимальной среди подразделений концерна "Росэнергоатом".

Величины газоаэрозольных выбросов и жидких сбросов Балаковской АС также находятся на уровне значительно ниже допустимых значений и установленных контрольных уровней; по этим параметрам Балаковская АС является одной из наиболее благополучных среди российских АС.

Полученные данные позволяют заключить, что с точки зрения радиационной безопасности нет принципиальных трудностей для внедрения на станции новых перспективных видов топлива, а система радиационного контроля Балаковской АС готова к переходу на новые принципы нормирования и контроля радиационных факторов в соответствии с НРБ-99 и ОСПОРБ-99 и с учётом особенностей новых видов топлива.

1. Абрамов Ю.В. Отчет о результатах командировки российского специалиста за границу по линии международных научно-технических связей. М. ИБФ. 1998 г.-6 с.

2. Абрамова В. Н. Современные психологические проблемы в атомной энергетике, Электрические станции 1996, N 2. - 3-10.

3. Абрамова В.Н. О психологической службе в атомной энергии. Подбор л расстановка кадров. Психологический журнал 1987. Т.8 N 1. С. 71 -81.

4. Абрамова В.Н. Человеческий фактор в вопросах безопасности объектов использования атомной энергии. Тезисы докладов Всероссийской научно-практической конференции, Балаково, 1998 г., с 9-10.

5. Абрамова В.Н., Белехов В.В., Бельская Е.Г. и др. Психологические' методы в работе с кадрами на АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1988, 192 с.

6. Адамов Е.О., Орлов В.В. Обновлённая концепция ядерного участия в решении мировых энергетических проблем. Атомная энергия, т. 81, вып. 2, 1996 г., с. 89-97.

7. Анализ роли человеческого фактора в управлении сложными технологическими системами. Сборник научных трудов / Обнинский институт атомной энергии. Факультет кибернетики, Кафедра АСУ. 1995, N 10 с 69-72

8. Аыализ соответствия системы радиационного контроля Балаковской АЭС требованиям НРБ-96. Отчет ИБФ. Ипатов П.Л., Симаков А.В., Абрамов Ю.В. М. ИБФ. Инв. Б-5994. 1998 г., 32 с.

9. Анохин А. Н. Постановка задачи об эргономическом обеспечении деятельности оператора атомной станции, Известия вузов. Ядерная, энергия -1996, N6. с. 27-32.

10. Анохин А. Н., Галанина В. В., Колосова О. А. Моделирование деятельности оператора атомной станции в условиях стресса, Сборник научных трудов / Обнинский институт атомной энергии. Факультет кибернетики. Кафедра АСУ. 1996, 11.-с. 69-79.

11. Анцыферова Л.И. Системный подход в психологии личности. В сб.: Принцип системности в психологических исследованиях. М., "Наука", 1990, с. 6177.

12. Бабаев Н.С., Демин В.Ф., Ильин J1.A. и др. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда. М. Энергоатомиздат, 1984 г. 311 с.

13. Бабиков В.М., Панасенко И.М. Роль человеческого фактора в обеспечении безопасности АЭС. Атом, техник, за рубежом - 1989. - № 12. - с. 3-10.

14. Безопасность и конкурентоспособность ядерной энергетики России. Атомная энергия т. 86, вып. 1, 1999 г. с. 3 - 10.

15. Безруков Б.А. Состояние радиационной безопасности на атомных станциях концерна "Росэнергоатом" в 1997 году. В сб. "Минатом России. Отраслевое совещание по безопасности" г. Звенигород 20-24 апреля 1998 г. с. 298304.

16. Белехов В.В., Чарная И.В. Адаптация критериев отбора испытуемых при проведении психологического исследования. Сборник научных трудов / Обнинский институт атомной энергии. Факультет кибернетики. Кафедра АСУ. -1990, с. 71-78.

17. Бергельсон Б.Р., Балюк С.А. Анализ накопления долгоживущей радиотоксичности в U-Pu топливном цикле ядерной энергетики. Атомная энергия, т.80, вып. 1, 1996 г.,-с. 37-43.

18. Березин Ф.Б. Психическая и психофизиологическая адаптация человека. Л.: Наука, 1988, 270 с.

19. Бетель Л., Редт К. Сопоставление двух стратегий снижения риска от актиноидов: "выделение из отходов + трансмутация" и "прямое захоронение отработавшего ядерного топлива". Атомная техника за рубежом, 1996 г., № 3 с. 1116.

20. Биологические эффекты малых доз радиации /под ред. Ю.И. Москалева. М., 1983. 190 с.

21. Битков В.Н. Проблемы и перспективы использования МОХ-топлива в США. Бюллетень центра общественной информации по атомной энергии № 11, 1997 г. с. 7 - 11.

22. Бобров А.Ф., Ларцев М.А., Богдасарова М.Г. Оценка и прогнозирование профессиональной пригодности по особенностям психической адаптации персонала потенциально опасных производств, Медицина катастроф- 1997, № 1,- С. 83-91.

23. Бобров А.Ф., Чайкина Г.А. Информационные аспекты разработки системы поддержки принятия решений в профессиональной психофизиологической диагностике. Информационные технологии. М., "Машиностроение", 1999, №1, с. 38-43.

24. Боброва Э.С., Братякина И.Д., Вавилов В.А. и др. Психологические факторы операторской деятельности. М.:Наука. 1988.

25. Власкин Г.Н., Матвеев Л.В., Рогожкин В.Ю., Сидоренко В.Д. Нейтронное излучение отработавшего топлива ВВЭР-1000. Атомная энергия, 1989 г., т.67, вып. 3, с. 219-220.

26. Власкин Г.Н., Рогожкин В.Ю. Современное состояние проблемы использования топлива из регенерированного урана: аналитический обзор. М.: ВНИИНМ, 1998. - 13 с.

27. Воробьев В. М., Коновалова Н. Л. О профилактике и терапии нарушений психической адаптации, Обозрение психиатрии и медицинской психологии им. В. М. Бехтерева. 1993, N1 с. 71-72.

28. Временные методические рекомендации по организации и проведению профессионального психофизиологического отбора персонала атомных электростанций. М: МЗ СССР, МАЭП СССР, ИБФ, 1988, 77 с.

29. Временные требования по медицинскому и психофизиологическому профессиональному отбору и периодическому контролю персонала участвующего в разборке специзделий в локализирующих кабинах. М.: 1995 г.

30. Герасимов А.В. Психофизиологические и личностные факторы ава-' рийпости на энергопредприятиях Физиологический журнал, 1991, т. 37, N 5., 1998, с. 68-69.

31. Долганов А. И., Бакшеева Н. С. Об акцентуациях у операторов Запорожской АЭС, Врач, дело (Лжар. справа). 1992, N9. - с.57-58.

32. Драганова Н., Тошева М., Шлезингер И. Эргономическая оценка рабочего места в контрольном зале АЭС "Козлодуй". Ергономична оценка на работ-ните места в контролни зали на АЕЦ "Козлодуй", Хиг. и здравеопазв. 1995. - 38, N6. - с. 7-10.

33. Дьяков А. Состояние и перспективы производства МОХ-топлива в России. Бюллетень Центра общественной информации по атомной энергии. № 2 1998 г. с. 18-19.

34. Дьяков А.Ф. Надежностная работа персонала в энергетике. Изд. МЭИ, М., 1991,224 с.

35. Еремеев А.П. Методы и инструментальные средства проектирования систем поддержки принятия решений продукционного типа. Дисс. докт. техн. паук. М., 1994.

36. Журавлев Г.Е. Системно-психологический подход к проблеме культуры безопасности в энергетике Психологический журнал №3 с. 36-44, 186

37. Завьялов А. В., Царев А. Н. Оценка функционального состояния цеп-тральной нервной системы операторов Курской АЭС, Актуальные вопросы медицинской науки. Курск. - 1996. - с. 284-290.

38. Ионкова А. Психофизиологические и психологические критерии профессионального отбора операторов на АЭС. Психофизиологични и психологични критерии за професионален подбор на оператори на АЕЦ, Хиг. и здравеопазв. -1993. 36,Nl,c.l7- 20

39. Ипатов П. Д., Бердюгин С. А., Матвеев Е. Е., Тиняков Ю. М. Внедрение системного подхода в подготовке персонала на Балаковской АЭС //Электрические станции 1997, N 3, с. 44-47.

40. Исследование динамики и уровней поступления радионуклидов при работах со смешанным топливом. \ В.И. Попов, Н.Н. Кононыкина и др. Отчёт ГНЦ ИБФ, Инв.№ И-889. М. 1990 г., 16с.

41. Исследования в области человеческого фактора, Атомная техника за рубежом. 1996, 1998, с. 33.

42. Карпенко А. В. Критерии и приоритеты создания системы психофизиологического обеспечения труда операторов в атомной и тепловой энергетике, Элехгр. станции 1993, N 7, с. 19-25.

43. Конференция "будущее плутония". Атомная техника за рубежом, № 3, 1598 г., с. 26-29

44. Концепция обращения с делящимися материалами, высвобождаемыми в ходе ядерного разоружения (проект). 1997 г. 27 с.

45. Концепция развития атомной энергетики в Российской Федерации. Бюллетень Центра общественной информации по атомной энергии № 1 1993 г. , с. 6 •■ 27

46. Концепция Российской Федерации по обращению с плутонием, высвобождаемым в ходе ядерного разоружения. Минатом, 1998 г., 20 с.

47. Косенков А.А., Изучение психической адаптации оперативного персонала ЧАЭС. Диссертация кандидата медицинских наук. М., 1992 г.

48. Культура безопасности. Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG), МАГАТЭ (Серия безопасности № 75 -INSAG-4), Вена, 1990 г.

49. Кустер Н. Критический обзор ядерного топливного цикла. Атомная техника за рубежом, 1996 г., № 3, с. 22-30.

50. Лбов Г.С. Логические функции в задачах эмпирического предсказания. Эмпирическое предсказание и распознавание образов: Вычислительные системы. Новосибирск, 1978, выпуск 76, с. 34-64.

51. ЛеБастар Ж. Рециклирование и приготовление смешанного оксидного топлива. Достижения Франции и Бельгии. Атомная техника за рубежом. 1995 г. № 11, с. 6-11.

52. Леонова А.Б. Психодиагностика функциональных состояний человека М. Издательство МГУ, 1989 г. - с. 260.

53. Мартене В.К., Щебланов В.Ю., Талалаев А.А. Оценка адаптации челе века-оператора. //Психологический журнал, 1980 г., т. 1, N 4, с. 116-122.

54. Матвеев Л.В., Рогожкин В.Ю. Актиноиды в жидких отходах, образующихся в процессе регенерации ядерного топлива ВВЭР-1000. Атомная энергия, т.66, выпуск 6, 1989 г., с 388-394.

55. Матвеев Л.В., Центер Э.М. Уран-232 и его влияние на радиационную обстановку в ядерном топливном цикле. М.: Энергоатомиздат, 1985.

56. Машин В. А., Никитин В. П. Концепция культуры безопасности. Человеческий фактор, Электр, ст. 1997 г., N 4, с. 18-22.

57. Машин В.А. Проблема исследования профессионализации операторов АЭС, Вопросы психологии. 1996 г., N 4, с. 63-71, 160.

58. Машин В.А. Отчет по результатам медико-психофизиологического обследования оперативного персонала Ново-Воронежской АЭС.( 1992-1995 г.г.).1996 г., Ново- Воронеж, 1996, 57 с.

59. Методические указания по интерпретации Пакета психодиагностических методик ("Пакет БЩУ АЭС"), ОНИЛ "Прогноз" МАЭ СССР, Обнинск, 1987 г., 1 9 с.

60. Методические указания по организации профессионального отбора при обучении и проведении тренировок оперативного персонала АЭС. М: МЗ СССР, ИБФ, 1986 г., 55 с.

61. Мурогов В.М., Троянов М.Ф., Каграманян B.C., Чебесков А.Н. Оценка путей развития ядерного топливного цикла. Атомная энергия, т. 80, вып. 2, 1996 г.-с. 137-140.

62. Небылицын В.Д. Психофизиологические исследования индивидуальных различий. М.: Наука, 1976 г., 336 с.

63. Нейлор К. Как построить свою экспертную систему. Пер. с англ. М., "Энзргоатомиздат", 1991 г., 286 с.

64. Нигматулин Б.И. Атомная энергетика России: состояние, проблемы, перспективы. Министерство Российской Федерации по атомной энергии.

65. Нисидзима Йсимаса Проблема человеческого фактора на АЭС = Journal of Japan Electric Association, Denki kyokai zasshi = J. Jap. Elec. Assoc. -1995, N 864, c. 14-17.

66. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Минздрав России, М.,1999 г.,115 с.

67. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-82). Сборник нормативных материалов по безопасности АЭС. М. Энергоатомиздат. 1984 г. Вып 1.

68. Определение факторов профессионального воздействия при проведении 111 IP энергоблоков Балаковской АЭС. Отчет ИБФ. Ипатов П.Л., Симаков А.В., Петров С.В. М. ИБФ. Инв. Б-5996. 1998 г. 26 с.

69. Отчет о НИР "Анализ роли человеческого фактора в обеспечении надежности эксплуатации АЭС". Научный руководитель Мартене В.К., Ипатов ПЛ., ИБФ. Инв. № Б-5972, 1998 г., 63 с.

70. Отчет о НИР "Разработка критериев профессионального отбора персонала атомных станций". М: МЗ СССР, ИБФ (Копаев В. В., Кузнецова Ж.Я. и др.), инв. N4540, М., 1984 г.

71. Отчет: "Результаты психофизиологического обследования оперативного персонала Чернобыльской АЭС". 70 е., 1987 г. Научные руководители Кощеев B.C. и Мартене В.К., ИБФ МЗ СССР, Инв. № 282.

72. Перегудов Ф.И., Тарасенко Ф.П. Введение в системный анализ. М., "Высшая школа", 1989 г., 367 с.

73. Переработка отработавшего ядерного топлива и возврат ядерных материалов в топливный цикл достижения фирмы "Кожема". Атомная техника за рубежом, 1996 г., № 3, с. 33-36.

74. Пономарев-Степной Н.Н., Морозов А.Г., Кузнецов В.В., Кевролев В.В. Радиационная безопасность отработавшего ядерного топлива. Атомная энергия, т. 84, вып. 1, 1998 г., с. 34 - 42.

75. Поплавский В.М., Матвеев В.П., Работнов Н.С. Замыкание ядерного топливного цикла: баланс актиноидов и безопасность. Атомная энергия, т. 81, вып. 2, 1996 г.-с. 123-128.

76. Промышленная переработка отработавшего топлива АЭС с ВВЭР-440/ Е.Г. Дзекун, Г.А. Лаптев, В.Д. Мельников, В.Д. Основин и др. Атомная энергия. 1992 г., т. 72. вып. 5. 432 с.

77. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. Справочник. Колобашкин В.Н., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Сидоренко В.Д. М., "Энергоатомиздат", 1983 г.

78. Разработка прогностических оценок влияния новых видов топлива на формирование доз облучения и радионуклидный состав выбросов и сбросов Балаковской АЭС. Отчет ИБФ. Ипатов П.Л., Симаков А.В., Петров С.В. М. ИБФ. Инв. Б-5995. 1998 г.-23 с.

79. Расчет изотопного состава опытной партии топлива РТ для реактора ВВ2>Р-440. Анализ радиационной и гигиенической обстановки; отчет РНЦ КИ, ГНЦ РФ ВНИИНМ, ГНЦ РФ ИБФ/ Е.В. Бурлаков, Г.Н. Власкин, А.В.Симаков и др. М., РНЦ КИ, 1998 г., 39 с.

80. Расчётная оценка радиационной обстановки при изготовлении ядерного топлива из регенерированного урана и уран-плутониевого смешанного топлива; препринт ВНИИНМ 96 1 / Г.Н. Власкин, В.Ю. Рогожкин - М., ВНИИНМ, 1996 г.-28 с.

81. Рекомендации по оценке эффективных доз персонала Балаковской АЭС. Балаковская АЭС. Ипатов П.Л., Симаков А.В., Абрамов Ю.В. 1998 г. , 4 с.

82. Рекомендации по созданию унифицированной системы радиационного контроля АЭС с реакторами типа ВВЭР. Сборник правил и норм по радиационной безопасности в атомной энергетике, т.2. М. Минздрав СССР. 1989 с. 3-51.

83. Руководство по физиологии труда. Под ред. Золина З.М., Измерова Н.Ф. М.: Медицина, 1983 г., 528 с.

84. Румянцев В.В. Процесс разоружения и его воздействие па рынок ядерного топлива. Атомная техника за рубежом, 1994 г., № 5 с.17 - 22.

85. Сватон Э., Небойян В., Ледерман Л. Человеческий фактор в эксплуатации АЭС. // Бюллетень МАГАТЭ, 1987, т.29, N 4, с.28-30.

86. Сивинцев Ю.В. Методы повышения культуры безопасности. Атомная техника за рубежом, № 12, 1998 г., с. 11-14.

87. Сидоренко В.А. О концепции безопасности ядерной энергетики. Атомная энергия, т. 85, вып. 4, 1998 г., с. 303-312.

88. Системные исследования. Методологические проблемы. Ежегодник 1979 г. М., Наука, 1980 г., с.383.

89. Состояние и перспективы развития замкнутого цикла ЯТЦ. Атомная энергия, т. 86, вып. 1, 1999 г. , с. 11 16.

90. Состояние радиационной безопасности АС в 1997 г. Отчёт Минатома РФ, ГП "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях", Концерн "Росэнергоатом". М., 1998 г., -24 с.

91. Сравнение дозиметрических характеристик традиционного, регенерированного и уран-плутониевого топлива. Отчет ИБФ. Бегичев С.Н., Власкин Г.Н., Ипатов П.Л.М. ИБФ. Инв. Б-5993. 1998 г., 38 с.

92. Сравнительный анализ радиационной обстановки при изготовлении ядерного топлива из регенерированного урана. Отчет ВНИИНМ. Власкин Г.Н., Рогожкин В.Ю., М., ВНИИНМ, 1997г., 21 с.

93. Ступалов Г.П. Современные проблемы авиационной медицины. Вестник Рос. АМН. 1996, №7, с.3-9.

94. Талалаев А.А. Особенности личности и психофизиологического соотношения у операторов АЭС. М., ИБФ, 1982, 142 с.

95. Танака Исао Влияние на безопасность АЭС человеческого фактора., Nihon kikai gakkaishi = J. Jap. Soc. Mech. Eng. 1997. - 100, N 944, c. 779-781.

96. Твэлов Ю. Плутоний и МОХ-топливо. Атомная техника за рубежом. № 5, 1998 г., с. 12-14.

97. Тевлин С.А. Культура безопасности на АЭС (конспект лекций). Ж. Электрические станции. 1994, №3, стр. 16-18.

98. Уотте Г. Стратегические аргументы в пользу ядерной энергетики, основанные на необходимости сохранения окружающей среды. Атомная техника за рубежом, 1995 г. № 11,с. 27-32.

99. Фридман Дж. Больше энергии из тория? Бюллетень Центра общественной информации по атомной энергии. № 3-4 1998 г. с. 8-9.

100. Цикунов А.Г. Обоснование радиационных характеристик топливного цикла быстрых энергетических реакторов. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. НГТУ. Нижний Новгород. 1999 г., -23 с.

101. Чачко С.А. Пути предотвращения ошибок оперативного персонала АЭС. // Электрические станции, 1987, N 3, с.6-10.

102. Шалимов П.М. Функциональная надежность оператора, Клинико-физиологические аспекты медицинской реабилитации лет. состава: Тез. докл. Науч.-практ. конф., Гатчина, 24 мая, 1996, с. 139.

103. Шиманская Н.С. Выход нейтронного излучения отработавшего топлива реактора ВВЭР. Атомная энергия, 1980 г., т.49, вып. 5, с. 316.

104. Шиманская Н.С. Энергетические спектры нейтронного излучения отработавшего топлива реакторов ВВЭР. Атомная энергия, 1980 г., т.49, вып. 5, с.315.

105. Щебланов В.Ю., Бобров А.Ф. Надежность деятельности человека в автоматизированных системах и ее количественная оценка. Психологический журнал, т. 11, № 3. 1990, с. 60-69.

106. Ядерная энергетика за рубежом. М.: ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1989.

107. Ballard G.M. Reactor events involing misinteretation/ misunderstanding of plant status by plant staff. Статистический анализ инцидентов на АЭС., Man-Mach. Interface Nucl. Ind.: Proc. Int. Cont., Tokyo, 15-19 Febr., 1988. Venna, 1988, p. 685694.

108. Benedict M., Pigford Т., Levi H. Nuclear Chemical Engineering, McGraw-Hill Book Company, 1981

109. Berg S. M. Nuclear safety: A anagement imperative. Значение человеческого фактора в обеспечении безопасности АЭС., Adv. Oper. Safety Nucl. Power Plants: Proc. Int. Symp., Vienna, 4-8 Sept., 1995, Vienna, 1996, p . 55-61.

110. Berg S. M. Nuclear safety: A anagement imperative. Значение человеческого фактора в обеспечении безопасности АЭС., Adv. Oper. Safety Nucl. Power Plants: Proc. Int. Symp., Vienna, 4-8 Sept., 1995, Vienna.,1996, p. 133.

111. Byers J. C. Obtaining human performance best knowledge for procedures. Роль человеческого фактора при эксплуатации АЭС., [Pap.] Winter Meet. Amcr. Nucl. Soc., Washington, D. C., Nov. 13-17, 1994, Trans. Amer. Nucl. Soc.,1994, 71, p. 133

112. Coleman Richard M., Dillindham James, Dement William C. Slupiness and alertness in American industries. Психофизиологические аспекты проблемы обеспечения безопасной эксплуатации промышленных объектов., Trans. Amer. Nucl. Soc.,1989, 59. p. 116-118

113. Conway Arthur. Moving on from technical tixes and from fixing blame. Человеческие факторы надежности в атомной энергетике., Amem., 1990, N 400. р. 14-17

114. Gould Heather., Walker Ian. Minimizing the riskes of human performance. Способы снижения влияния человеческого фактора на безопасность АЭС., Trans. Amer. Nucl. Soc., 1989, 59, p. 1189-1190

115. Harrington Douglas K., Sagen Gregory T. The role of culture and teamwork in plant performance: A new approach to human factors. Новый подход кучету человеческого фактора на АЭС в США., Trans. Amer. Nucl. Soc., 1989, 59, p. 116

116. Kusters H., Kienzler В., Kolarik Z e.a. The nuclear fuel cycle for transmutacion: critical review.- Internacional Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear-Fuel Cycle System Global-95. Versailles, France, v. 1, p. 1076-1083

117. Management and disposition of excess weapons plutonium. Executive summary. Committee on International Security and Aims Control. National Academy of Sciences. National Academy Press. Washington, D.C. 1994, 39 p.

118. Moyer R., Lebustard G., David G. Ibid. , p. 87 88

119. Reason J. Human factors in nuclear power generation: A system's perspective. Человеческий фактор, влияющий на безопасность АЭС., Nucl. Eur. Worldscan [бывш. Nucl. Eur.]., 1997, 17, N 5-6, p. 35-36

120. Richei Andreas Der menschliche Faktor im Kemkraftwerksbetrieb. Эксплуатация АЭС и человеческий фактор., Atomwirt.-Atomtechn., 1996, 41, N 12, p. 807-808

121. Scwandt Werner. Ethische Asperte der Handlundszuverlassigkeit im Kernkraftwerk Учет человеческого фактора в обеспечении безопасности АЭС в ГДР., 12 Inf. Тау, Dresden, 27-30 Marz, 1990. Wiss. Fortschr. Gcratet 1990, 1990, 39, N 1, p. 85-88

122. Smith III Richard G. The human performance evaluation system at Virginia power. Учет человеческого фактора на АЭС., Trans. Amer. Nucl. Soc., 1989 ,59, p. 119-120.

123. Tsukuda N., Miuaoka S. Studies on human factors in nuclear. Исследование человеческого фактора для обеспечения надежной эксплуатации АЭС в Японии., Man-Mach. Interface Nucl. Ind.: Proc. Int. Conf., Tokyo, 15-19 Febr., 1988, Vienna, 1988, p. 41-50

124. WANO on global progress. Итоги деятельности WANO., Nucl. Eur. Worldscan. [бывш. Nucl. Eur.], 1997, 17, N 5-6, p. 29.1. ГОСУД -V'- , л дy'J1. Ш-lO -О/