автореферат диссертации по энергетическому, металлургическому и химическому машиностроению, 05.04.11, диссертация на тему:Разработка методических аспектов базового проекта демонтажа оборудования при снятии с эксплуатации блоков АЭС

ВСЕРОСИЙСКИЙ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ И ПРОЕКТНО-КОНС'ГРУКТОРСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО МАШИНОСТРОЕНИЯ (ВНИИАМ)

РГ6 од

На правах рукописи

2 о да '.г:?

ШПИЦЕР Владимир Яковлевич

РАЗРАБОТКА МЕТОДИЧЕСКИХ АСПЕКТОВ БАЗОВОГО ПРОЕКТА ДЕМОНТАЖА ОБОРУДОВАНИЯ ПРИ СНЯТИИ С ЭКСПЛУАТАЦИИ

БЛОКОВ АЭС

Специальность: 05.04.11 - Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов а томной промышленности

АВТОРЕФЕРАТ диссертации па соискание ученой степени кандидата технических паук

РаГюта выполнена во Всероссийском научно- исследовательском и проектно-конструкторском институте Атомного энергетического ма и I и I юстрое ни я.

Научный ру ковод ител ь

Официальные оппоненты

Ведущая организация

доктор технических наук Б.К. Былкип

док-юр физико - математических наук

В.П. Пащешсо

кандидат технических наук Ю.А. Зверков

Научно-технический центр Госатомнадзора России

Защита состоится .Я н 1 !)97г. в /С часов на

заседании диссертационного совета Д' 145.02.01 при Всероссийском научно-исследовательском и проектно-конструкторском институте Атомного ¡энергетического машиностроения по адресу: 125171, Москва, ул. Космонавта Волкова, (5 а.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке институ та.

Автореферат разослан "" 1!)!)^г.

Ученый секретарь диссертационного сонета кандидат технических наук

Е.К. Безруков

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальное! ь рабо I ы. Развитие атомной промышленности предопределило строительство и эксплуатацию большого количества ядерных реакторов различного назначения. Усилиями головных организаций и ведущих специалистов проблеме снятии с эксплуатации объектов атомной энергетики придается значение повой отрасли промышленности. Важность и необходимость исследований методических аспектов разработки проектов снятия с эксплуатации ЯЭУ подтверждается опытом подобных работ у нас в стране и за рубежом.

Целью диесерпщиониом работы являлась разработка и апробация методических подходов при планировании демонтажа реакторного оборудования и обосновании радиационной безопасности используемых технологий на этапе снятия с эксплуатации блоков АЭС.

В работе решены следующие задачи:

- предложена и конкретизирована категория "Базовый проект СЭ АЭС" как средство системного анализа процесса снятия ЯЭУ с эксплуатации;

- разработана система моделей для аналитического аппарата базового проекта снятия ЯЭУ с эксплуатации, обеспечивающая вычисление показан'Лей радиационной безопасности;

- разработан имитационный алгоритм для оценки показателей радиационной безопасности в процессе проведения демонтажных работ;

на основе развитого аппарата предложена процедура обоснования радиационной безопасности: демонтажа оборудования из шахтного объема реактора АМБ-100 блока 1 БАЭС, консервации шахтного объема этого реактора, освобождения бокса ГЦН и помещения машинного зала первой очереди от оборудования под размещение на этих площадях цеха по переработки ТРАО.

I [аучпли__ношнмл Выполнен обширный комплекс расчетных

исследований, п результате которых разработан новый метод системного анализа процесса СЭ АЭС. На примере первой очереди БАЭС продемонстрирована его эффективность.

Практическая ценное», рабон.1. Разработанная методика иеполыювана при проведении проектных и опытно-конструкторских работ по консервации 1-ой очереди БАЭС, при подготовке нормативной базы проведения КИРО и планировании выполнения демонтажных работ при СЭ.

На основе результатов проведенных методических исследований разрабатывались СТП БАЭС на технологические процессы и проект организации работ при СЭ. Предложенные принципы создания

бааового проекта СО ЯЭУ использованы при анализе проблем снятия с эксплуатации АЭС с реакторами канального типа.

Автор защищает: 1. Методику системного исследования процесса снятия АЭС с эксплуатации.

2. Алгоритм вычислительной процедуры имитации производственного процесса снятия АЭС с эксплуатации.

3. Результаты расчетных исследований по обоснованию радиационной безопасности при снятии первой очереди БАЭС с эксплуа'пп цт.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались на Всесоюзных научных конференциях по защите от ионизирующих излучений ядерно - технических установок (1989, 1994), на Ежегодных научных конференциях Ядерного Общества (1993, 1996), на заседаниях международной рабочей группы по снятию с эксплуатации АЭС при МХО Интератомэнерго (1994, 1995, 1990 гг.), опубликованы в 13 печатных трудах и отчетах.

Структура диссертации. Работа состоит из разделов: Введения, 3-х глав, выводов, списка литературы 107 наименований, 31 таблицы, 27 рисунков.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Системное исследование проблемы снятия АЭС с эксплуатации предполагает выявление и формализацию различных аспектов: нормативного, производственного, организационного, радиационного, экологической» и т. д. Среди факторов, определяющих эффективность формальных модели"!, следует особо выделить адекватность реальному опыту и оперативность.

Изначально предполагалось, что разработанные методики должны будут составить алтритмич^-кую основу программной» п|х>дукта.

В главе I проведен анализ существующего опыта ремонтных и демонтажных работ как базы для оГххтюв; шин возмо^кности СЭ АЭС. Снятие с эксплуатации энергоблока по существу является конверсией энергопроизводящего предприятия в радиационно-технологическое производство по переработке и утилизации промышленных отходов, при этом конверсии подвергается вся производственная инфраструктура, а проблема обосновании возможности СЭ есть проблема размещения в границах АЭС производственного комплекса по переработке накопленных и образующихся при СЭ РАО. Проект снятия с эксплуатации блока АЭС может включать в себя несколько десятков частных проектов реконструкции систем станции и организации работ на этапах СЭ. Общепромышленный опыт

покапывает, что любой проект устаревает за 3-5 лет так, что требует существенной доработки и постоянного обновления проектпо-сметной документации на протяжении всего процесса СЭ АЭС.

В работе вводится категория "Базовый проект демонтажа оборудования при СЭ АЭС" (БП СЭ АЭС) как структура специального вида (рис. 1)

Рис. 1. Структура базового проекта

Базовый проект может явиться в этом случае эффективным инструментом системного исследования процесса СЭ и носителем накапливаемого производственного опыта.

В главе 2 рассматриваются методические аспекты базового проекта СЭ АЭС с использованием принципов системного анализа для: объемного планирования производства, представления проектной технологии, календарного планирования производства работ, обоснования радиационной безопасности, оценки качества разработок. Представляется возможным на основе структуры базового проекта, как ядра системной интеграции средств программного обеспечения, приступить к разработке специализированной программной среды.

В рачделе 2.1 рассматривается концепция производства по снятию с эксплуатации энергоблока АЭС. Основным и первоначальным понятием базового проекта СЭ АЭС является понятие производственного процесса.

Совокупность всевозможных технологических процессов образует технологическое множество. Производственный процесс представляет собой обьедипеиие определенной структуры некоторою набора технологических ироцессоа Формулируется задача о максимальной производительности производственного процесса СЭ на заданном технологическом множестве при ограничениях па ресурсы:

с,

КЛ/////),*, ->тах- (1)

/

1.(МОИ)1х( < М; Т{КРО)гк1 < К; (2)

7 7

ЦСб) х^С; У{т ) г < В; (3)

/ /

< ()<*, < I; у = 1....Я/ / = I____/// . (4)

/

Здесь система ограничений на использование ресурсов К={Я,}, объем материалов ограниченного использования (МОИ), контейнеризуемых радиоактивных отходов (1СРО), пределы выбросов (ВС) и сбросов (Сб) выделяет допустимые производства с максимальной производительностью по выпуску материалов неограниченного использования (МНИ).

Таким образом на конечном технологическом множестве 7'= {'/',} решением задачи линейного программирования обосновывается концепция производственной структуры X— процесса СЗ, пределы

его реализуемости и управляемости (М, К, С, В). Производственная функция оптимального производственного процесса представляется через решения у,- задачи двойственной к (1-4) в виде:

(М/Ш)тах = £ V, • . (5)

/

В разделе 2.2 рассматривается проблема формализуемости производственного процесса СЭ как метод представления сценария перехода из исходного состояния блока и заданное конечное (сценарий вмешательства):

= с(/)]. (в)

В каждый момент времени результат воздействия на объекты демонтажа представляется списком:

[объект; (выпуск; затраты); состояние] и геометрически отображается, как технологический граф.

В__разделе_2.3 рассматривается предварительный проект

организации работ как динамическая модель реализации СЭ. На множестве этапов демонтажа производится укрупненное календарное планирование бизнес - процесса СЭ АЭС. Проект организации работ формализуется сетевой моделью. Основная задача, которая решается в рамках базового проекта - это отыскание сети с минимальным критическим временем. В работе приводятся все необходимые соотношения для сетевого моделирования.

И [>,плслс 2.4 описывается содержание главного критериального блока базового проекта - блока обоснования радиационной безопасности СЭ. В работе предлагается принять следующую структуру дозовых нагрузок (каркас дозового поля):

- дозовые нагрузки, связанные с реализацией технологического процесса СЭ (номинальный режим) , О;;

- дозовые нагрузки, обусловленные ликвидацией последствий отка.чов СТО (связаны с пока.чателями надежности оборудования),

дозовые нагрузки, нызнанные несанкционированным отступлением от технологического процесса, П:!\

- дозовые нагрузки, вызванные внешними воздействиями на объект (землетрясения, падение самолета, пожар), Оц.

Первые две составляющие образуют нижнюю оценку дозовых нагрузок. Добавление третьей и четвертой составляющих образуют верхнюю оценку дозовых нагрузок при реализации СЭ АЭС. Рассматриваются соответствующие процедуры анализа:

Мг'-') = -Чк{>\т) <)Ук{г,т)1с1Л1т. (7)

к ¡¡У -I

А'Я -I ад Д (/%/)/(//,|г -/;,Д(/;„./)М = С„(/) (8)

I I

<?„„„ ^ я„ < о)

X ь, д,< тк1>

о2 =х]що)-р{о)(10)

! О

«'И/)]- (11)

г

Уравнения (7-11) определяют имитационный вычислительный процесс:

Шаг 1 на множестве работ и ресурсов СЭ АЭС генерируется сеть с параметром завершенности Р = | /' |, соответствующим фазе

('„ + А) ■

а

Шаг 2 вычисляется распределение активности по и.чотопам i — 1,... / для всех работ сетевого графика п— I...../V :

Шаг Л вычисляются коэффициенты превышения допустимой мощности доны на рабочих местах:

C„ = TLC\A:{t-vAl)\

mi

Шаг 4 выполняется симплекс-процедура вычисления до.чоных нагрузок при выполнении работ сетевого графика:

/), -> minYc/tl(],On ■

п

Шаг Г) расчет до.-ювых нагрузок по ликвидации отказов средств технологического оснащения работ:

D2=Zd0C„I.QjP}'(t + M)-

а ./

Цикл вычислений продолжается по At до завершения всех работ

сетевого графика.

Определение дозовых нагрузок, вызванных отступлениями от технологического процесса, осуществлялось по данным анализа статистики нарушений на действующих ЛЭС, а оценка дозовых нагрузок, вызванных внешними воздействиями, требует применения ряда специальных программных продуктов.

Создание имитационной модели завершает формализацию производственного процесса СЭ АЭС. Методология имитационного моделирования является основой системного анализа л логического проектирования базового проекта.

В разделе 2.5 рассматриваются инварианты (показатели качества) базового проекта СЭ АЭС.

Существо развиваемого системного подхода состоит в выявлении набора системных инвариантов, установлении для них допустимых значений, на основе которых и, оцениваются альтернативные сценарии вмешательства.

Вводится функция уровня (близости к допустимым значениям).

Допустимые значения показателей устанавливают на основе анализа мировых и отечественных достижений в области технологий, нормативных документов, экспертных оценок. Набор допустимых (базовых) значений показателей может отражать представление разработчиков или заказчиков об идеальной модели СЭ АЭС.

о

Оценка альтернативных технологий производится на множестве функций уровня с учетом факторов их взаимного влияния. Функции уровня имеют вид:

- уровень /с-ой операции ^'-го технологического процесса:

Л'= 1-4.

где с// - Xи', ~ " функция близости между показателями

аттестуемой //* и базовой ///' технологиями;

- уроиеш. ]-п> технологического процесса П-го вида производства:

к

- уровень 71-го вида производства предприятия по СЭ АЭС:

ф„ = 1.ь, •/",-,

- уровень предприятия по СЭ АЭС:

II

Предложено граничные значения уровня иметь в пределах для: (О,К - 1,0] - высшей категории (В); [(),(> - (),(! ) - первой категории (I); <(),(> - второй категории (И).

Выбраны и качестве аттестационных показателей следующие системные инварианты: показатели назначения, показатели воздействия на окружающую среду, показатели безопасности - всего десять инвариан тов.

В рачделе 2.6 рассматривается возможность использования структуры базового проекта в качестве ядра системной интеграции программного обеспечения, разработанного рядом ведущих фирм.

Утверждается, что предложенный подход даст возможность сшдать проблемно ориентированный (на СЭ АЭС) программный продукт.

В главе 3 приведены результаты применения разработанных методических подходов и алгоритмов для анализа технических предложений по обращению с оборудованием блока 1 БАЭС при СЭ:

- демонтаж оборудования впутришахтного оГгьема реактора АМБ-100;

- консервация внутришахтного объема реактора АМБ-100;

освобождение бокса ГЦН и боксов турбогенераторов от тепломеханического оборудования под размещение цеха переработки ТРАО.

разделе 3.1 приведены фрагменты программы СЭ блоков 1 и 2 первой очереди Белоярской АЭС. Программа предусматривает следующие этапы СЭ:

- этап временной выдержки и подготовки блоков к снятию с эксплуатации - продолжительность до 2005 года;

- подготовка блоков к сохранению под наблюдением - Г»лет;

- сохранение под наблюдением - 30-50 лет;

- ликвидация блоков - 5-10 лет.

рпчдслс___3.2 приведена характеристика блока 1 БАЭС как

объекта системных исследований при планировании работ по СЭ.

Б разделе 3.3 рассматривается демонтаж оборудования им тахты реактора АМБ-100 с использованием дистанционно управляемого комплекса (ДУК).

Технология предусматривает глобальное вскрытие шахтного объема. Предполагается, что элементы металлоконструкций ДУК являются средством локализации и биозащиты на пути распространения ионизирующих излучений и радионуклидов из шахтного объема в центральный зал реакторного блока.

Приведены: оценка перераспределения активности при вмешательстве; описание проекта организации работ; величины прогнозируемых дозовых нагрузок; оценка риска реализации послойной технологии демонтажа оборудования из шахты реактора АМБ-100.

В_£амеле_3/1 рассматривается консервация шахтного объема

реактора как предложение, альтернативное глобальному вскрытию. Проект консервации шахтного объема реактора АМБ-100 предусматривает освобождение кладки от стержней и каналов СУЗ, при этом демонтируются нижние уплотнения каналов и привода СУЗ, стояки с верхней плиты. Каналы и графитовой кладке глушатся защитными пробками сверху и снизу, отверстия в верхнем листе верхней плиты и всех проходках завариваются. Создаются дополнительные барьеры безопасности. В тиком состоянии шахтный объем передается на длительное хранение под наблюдением.

Приведены: описание технологии; описание источников излучения (перераспределение при вмешательстве); результаты расчета эквивалентной мощности дозы в зонах демонтажа и на предусмотренных технологией рабочих местах; дозовые нагрузки технологических операций; дозовые нагрузки при ликвидации последствий отказов СТО.

В разделе 3.5 рассматривается организация производственного процесса но демонтажу тепломеханического оборудования первой очереди БАЭС.

Первоначально производится частичный демонтаж оборудования и металлоконструкций машинного зала; демонтаж оборудования в боксах ГЦН и размещения на освобождающихся площадях цеха переработки РАО.

Приведены: описание технологии; оценка перераспределения активности при вмешательстве; проект организации работ по демонтажу оборудования бокса ГЦН блока 1 и машзала 1-ой очереди БАЭС; результаты рас четой радиационной обстановки и зоне демонтажа; результаты расчетов дозозатрат на сетевом графике проекта организации работ; результаты анализа показателей производственного процесса демонтажа тепломеханического оборудования первой очереди БАЭС.

В разделе 3.6 приводятся результаты анализа отказов применяемого в рассмотренных проектах СТО, предложено ввести классификацию по уровню вмешательства, связанного с его использованием. Даны примеры построения прогностических рядов дозоцых нагрузок как способ сопоставления подобных технологий.

ВЫВОДЫ И ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ

Сложность и разнообразие задач, возникающих в проблеме снятия блоков АЭС с акенлуатации, предопределяет системность в их изучении и разработке соответствующих проектов. В качестве инструмента системного исследования, средства накопления производственного опыта и интеллектуального ядра—.программного продукта автор предлагает структуру специального вида, которая названа: "Базовый проект демонтажа оборудования при СЭ АЭС".

В данной работе:

1. Предложен состав Базового проекта СЭ АЭС, содержащий:

- блок объемной) производственного планирования, позволяющий обосновывать концепцию производственной структуры СЭ АЭС, пределы ее физической реализуемости и управляемости;

- блок проектной технологии, задающий сценарий СЭ АЭС -последовательность смены состояний оборудования и помещений;

- блок проекта организации работ определяющий динамику процесса и распределение ресурсов;

- блок обоснования радиационной безопасности, прогнозирующий перераспределение активности при вмешательстве и позволяющий оценивать функционалы безопасности;

- блок производственных инвариантов, в качестве которых предложено использовать три группы показателей качества (показатели назначения, воздействия на окружающую среду, безопасности), всего десять показателей.

2. На основе исследования отечественного и зарубежного опыта СЭ АЭС утверждается, что в России накоплен научный и производственный опыт, достаточный для создания Базовых просчетов СЭ АЭС с реакторами типа ВВЭР, РБМК и БН.

:{. Рассмотрены м«»годич1ч-кио асшчсгы реали.щции Пазонот прк-кта:

сформулирована математическая модель обоснования реализуемости па .заданном технологическом множестве производственного процесса СЭ АЭС максимальной производительности;

- установлен формат представления данных, технологических процессов как объектов списковой структуры;

приведены соотношения, необходимые для вычисления параметров производственного цикла и построения сетевой модели проекта организации работ;

- предложена методика обоснования радиационной безопасности, состоящая в вычислении коллективных дозовых нагрузок на сетевом графике проекта организации работ и дозовых нагрузок, связанных с ликвидацией последствий радиационных аварий, реализованная в виде имитационного алгоритма;

- сформулировано представление о функции уровня (качества) и предложен способ ее вычисления путем нахождения значения топологического свойства - близости к базовому значению в пространстве показателей качестна.

4. Предложены принципы разработки программного продукта и рассмотрены этапы системной интеграции программного обеспечения различных фирм.

5. Разработанные методики апробировались на системном исследовании трех технических предложений по СЭ блока 1 БАЭС:

- демонтаж оборудования из шахтного объема реактора АМБ-100;

- консервация шахтного объема;

- демонтаж теплотехнического оборудования первой очереди БАЭС с целью размещения на освобождаемых площадях цеха по переработке ТРАО.

(>. В результате проведенных исследований установлено:

- на базе апробированных конструкторских подходов могут быть разработаны технологические процессы по демонтажу радиационпо-загрязненпого оборудования при ликвидации блоков АЭС, при этом надежность проектируемых средств технологического оснащения и квалификация эксплуатирующего эти средства персонала являются приоритетны м и;

- для оценки качества разработанных технологий и выбора из них предпочтительных в ряду альтернативных необходимо проводить аттестацию на вынос радионуклидов в обслуживаемые 30111,1, минимизировать коллективную дозовую нагрузку на сетевых графиках проектов организации работ и оценивать величину риска, связанной) с отказами средств технологической) оснащения (СТО).

7. Автором предложен метод классификации СТО для СЭ в соответствии с требованиями ОПБ-88 по результатам анализа отказов, являющихся исходными событиями возможных радиационных аварий.

8. Реализация процесса демонтажа оборудования из шахтного объема АМБ-100 может быть осуществлена дистанционно-управляемым комплексом, созданным па базе известных технических решений и серийных элементов. Целью доработки серийных механизмов и систем является достижение уровня отказов, не превышающего — 20 • 10 ''ч'1. Дозовые нагрузки на реализацию разработанной Вф.ВНИИАМ технологии составят ~7.30 чвл.Зв/год. Продолжительность процесса ~7,5 лет. Аварийность технологии, связанная с отказами средств технического оснащения, увеличивает коллективные дозовые нагрузки в 3-7 раз. Максимум риска при реализации рассмотренной модели технологии связан с авариями и

дозовом интервале 0,05-0,10 3« и составляет ~ 5,4 -10 4 за весь период демонтажа.

Ожидается, что перенос радионуклидов в ремонтную зону и пространство перегрузочных боксов ДУК к завершающей стадии демонтажа вызовет превышение допустимого значения мощности дозы гамма излучения в (5-10 раз.

9. Применительно к существующему проекту консервации реактора АМБ-100 дозовые нагрузки прогнозируются ~1.90 чел.Зв/год, продолжительность 5-5,5 лет, причем:

- при демонтаже каналов СУЗ и консервации бокса СУЗ находятся в интернале значении 1,70-2,00 чем-За, в том числе на ликвидацию последствий отказов СТО - 0,80 чел-Зв;

- при демонтаже оборудования и консервации надреакторного пространства находятся в интервале значений 0,0-7,5 чел-Зв, в том числе на ликвидацию последствий отказов СТО - 0,70 чел-Зв.

10. Организация производственного процесса по демонтажу и фрагментации теплотехнического оборудования первой очереди БАЭС - ото прежде всего организация труда бригад демонтажников. Сетевое планирование является главным средством обеспечения принципа ALARA - минимизации дозовых нагрузок. При реализации комплекса работ по освобождению от оборудования бокса ГЦН и боксов турбогенераторов (1,2,1$) прогнозируются нагрузки ~18,32 чел-Зв/год. Продолжительность ~2,4 года.

11. Системные исследования, проблемы СЭ блока 1 БАЭС позволили выявить ее принципиальные черты:

развитая иерархическая структура последовательности проведения работ;

- роль ручного (живого) труда в общем обьеме работ;

- необходимый технический уровень средств технологического оснащения (человеко-машинные системы, безлюдные технологии);

- требования к качеству проекта организации работ;

- структуру и распределение величин дозовых нагрузок при реализации технологии ("каркас дозового поля").

На всех этапах разработки проектов СЭ АЭС методический подход, основанный на единых системологических принципах, эффективен и дает возможность оценивать необходимый уровень затрат ресурсов на их реализацию. Включенные в структуру базового проекта СЭ АЭС блоки обеспечивают восприятие результатов предпроектных и проектных исследований различной степени проработки: техпредложения, эскизные, технические проекты. При этом часть формальных моделей может не использоваться.

12. Результаты проведенных исследований делают целесообразным подчинить выполнение комплексного инженерного и радиационного обследования 1-ой очереди БАЭС экспериментальному обоснованию процедуры СЭ блока 1. Становится возможным разработать концепцию, структурно-функциональную схему, технические требования к компонентам, модель базы данных и соответствующее методическое обеспечение.

11 Выполнен обширный комплекс расчетных исследований, в результате которых разработан новый метод системного анализа процесса СЭ АЭС.

На примере первой очереди ВАЭС продемонстрирована его эффективность, показано, что величины дозовых нагрузок в рассмотренных производственных процессах находятся в одном прогностическом ряду с аналогичными величинами для действующих и планируемых к снятию с эксплуатации АЭС, а запроектная авария приводит к однократному выбросу в атмосферу активность ~1Ки.

14. Разработанная методика внедрена в практику инженерных расчетов во ВНИИАМ, РНЦ "Курчатовский институт" при проведении проектных опытно-конструкторских работ, анализе и обоснованию радиационной безопасности при СЭ АЭС.

15. На основе результатов проведенных методических исследований разработаны стандарты предприятия на технологические процессы и проект организации работ при СЭ.

1С. Разработанные методические подходы могут быть использованы при проведении проектных работ по СЭ, как для канальных уран-графитовых реакторов, так и для реакторов других типов.

Основные положении диссертации опубликованы и работах:

1. Технология демонтажа реакторов отечественных АЭС: Обзор /Б.К. Былкин, В.А. Храмушин, В.Я. ТПпицер, A.A. Этипген. М.:ЦНИИ'П)Итмжмап|, 1992. - Сер. II, вып. lit, 19. - 40 с.

2. Некоторые особенности обеспечения радиационной безопасности при демонтаже АС /Б.К. Былкин, В.Я. Шпицер, С.Г. Цыпин: Тез. докл. 0-й Рос. науч. конф. но защите от ионизир. излуч. ядерно-техн. установок, 20-23 септ. 1994г. - Обнинск, 1994. - Т. 2. - С. 181.

3. Былкин Б.К., Шпицер В.Я., Цынин С.Г. Основные проблемы обеспечения радиационной безопасности при демонтаже АЭС: Протокол первого заседания РГ по снятию с эксплуатации АЭС, 4-8 окт. 1994г., Пештяны, Словакия. - М.: МХО Интератомонерго, 1994. -Приложение (¡1.

4. Былкин Б.К, Шпицер В.Я. Об оценке эффективности технологий демонтажа оборудования АЭС//Теплоэнергетика. - 1993,-N8. - С. 33

J<

5. Былкин Б.К., Шпице p В.Я. Системный анализ проблемы радиационной безопасности при демонтаже оборудовании энергоблоков АЭС // Атомная энергия. - 1993. - Т.74, выи. 5. - С. 431.

(!. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Вопросы безопасности при разработке технологии демонтажа оборудования блоков АЭС: Обзор,-М.: ЦНИИТЭИтяжмаш, 1991. - 40 с. - (Энерг. машиностроение. Сер. 3, вып. 5).

7. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Системный подход как инструмент оптимизации технологических процессов демонтажа при снятии АЭС с эксплуатации //Атомная энергия. - 1994. - Т.77, вып. 6. - С. 460.

11. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Проблема обоснования технической возможности демонтажа блоков АЭС //Тяжелое машиностроение. -1992. - N4. - С. 13.

Э.Технологический комплекс для демонтажа реакторов типа ВВЭР /Б.К. Былкин, А.И. Берела, В.Я. Шпицер, A.A. Эгинген, A.A. Хрулев //Тяжелое машиностроение. - 199G. - N0. - С. 2Ü-32.

10. Некоторые проблемы радиационной безопасности при демонтаже 1-го блока БАЭС /Н.В. Бутии, Б.К. Былкин, A.JI. Егоров, В.А. Махов, В.Я. Шпицер: Тез. докл. 5-й Всесоюз. конф. по защите от ионизирующих излучений ядерно-техн. установок, 19й9г. - Протвино: ИФВО, 1989.

11. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Анализ радиационной безопасности при разработке технологий демонтажа оборудования АЭС // 4-ая ежегод. науч.-техн. конф. Ядерного об-ва: Реф. конф. - Нижний Новгород, 1993. - С. 1129.

12. Пат. 202939!) РФ, МКИ G21 С19/00, G21 F9/2!! Способ демонтажа ядерных реакторов и устройство для его осуществления /А.И. Берела, В.Я. Шпицер, А.А Этингеп и др.; Заявл. 17.00.92; Опубл. 20.02.95, Б юл.5.

13. Обоснование радиационной безопасности технологического процесса консервации реактора АМБ-100 Белоярской АЭС: Техн. отчет /РНЦ Курчатовский ин-т. (ИЯР); ВфВНИИАМ,- Инн. N 35/1-04-95. -М: ИЯР, 1995. - 5» с.

ОСНОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ:

Г - ресурс тина I и технологическом процессе;

X) - элемент век-юра решения прямой задачи линейного программирования;

- элемент некюра решения обра!пой чадами линейною профаммиропапия;

- множество объектов демон тажа;

- технологическое множество;

У;

о={о%\ г={7;}

С = (/) - множество состояний оборудования(оС>ъектов демонтажа);

А'

К 1,0-11)" С,,с

Як

П

Е, И,

К, Пк,

/ г

^ тя

йи <2п

Ь,

Ткр

М N Р Р(О) W(D) Вг Щ1) С Ро

- активность 1-го изотопа;

-1Со:х|>ф||Ц11еит перепода единиц энергии МлЛ н Диг ;

- удельная концен трация изотопа I в носителе /с,"

- плотность носителя /с;

- объемный расход носителя /с;

- функция выведения 1-го изотопа из канала /с;

- энергия излучения г-го изотопа;

- массовый коэффициент ослабления фотонного излучения;

- объем (помещения) зоны демонтажа Ш;

- допустимая концентрация изотопа ?;

- функция влияния точечного источника.

- коэффициент превышения дозовой нагрузки на рабочем месте 7П работы П;

- нормативное значение предельно допустимой мощности дозы на рабочем месте;

- трудоза тра ты предусмотренные технологией;

- "челопекоемкоеть" операций на критическом пути сетевого (рафика;

- допустимое время на критическом пути;

- число рабочих мест работы Тп на дуге п;

- число дуг сетевого графика;

- число дуг критического пути;

- вероятность аварии в данном дозовом интервале;

- плотность распределения дозы;

- дозовая емкость работ по ликвидации последствий.

- сценарий аварии;

- пространство всех возможных сценариев;

- шютосп. верояшости распределения сценариев в данном дочовом интервале;

- весовые коэффициенты долей нижнего уровня в верхнем.

Список принятых сокращений

сэ - снятие с эксплуатации АЭС;

АЭС - атомная электрическая станция ;

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка;

Б АЭС - Белоярская атомная энергетическая станция ;

ГЦН - главный циркуляционный насос;

ТРАО - твердые радиоактивные отходы;

КИРО - комплексное инженерное и радиационное обследование;

СТП - стандарт предприятия;

мхо - международное хозяйственное объединение;

РАО - радиоактивные отходы;

ОПБ - общие положения обеспечения безопасности атомных станций;

АМБ-100 - водографитовый канальный реактор 100 МВт;

ДУК - дистапциопно-управлясмый комплекс;

СУЗ - система управления защитой;

СТО - средства технологического оснащения;

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

РБМК - реактор большой мощности канальный;

БН - реактор на быстрых ней фонах с пафмевым (силопостелсм;

ALARA - принцип минимизации дозовых нагрузок до приемлемою уровня