автореферат диссертации по безопасности жизнедеятельности человека, 05.26.01, диссертация на тему:Совершенствование системы безопасности персонала АЭС на основе информационно-измерительной системы "СКАЛА-МИКРО"

На правах рукописи

Джумаев Сергей Джалилович

СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСОНАЛА АЭС НА ОСНОВЕ ИНФОРМАЦИОННО-ИЗМЕРИТЕЛЬНОЙ СИСТЕМЫ "СКАЛА-МИКРО"

Специальность 05.26.01 Охрана труда (энергетика и электротехника)

АВТОРЕФЕРАТ

Диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

ии^4812Э5

Москва 2009 ,

003481295

Работа выполнена на кафедре Инженерной Экологии и Охраны Труда «Московского энергетического института (технический университет)»

Научный руководитель

Заслуженный деятель науки РФ, доктор технических наук, профессор Медведев Виктор Тихонович

Официальные оппоненты

Доктор физико-математических наук Встовский Григорий Валентинович Кандидат технических наук Жуков Юрий Иванович

Ведущая организация

ОАО «ВНИИАЭС» (ОАО «Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных станций»)

Защита состоится " 20 " ноября 2009 года на заседании диссертационного совета Д 212.157.15 в 15 час. 00 мин. в аудитории Е-205. по адресу: 111250, Москва, Красноказарменная ул., д. 13.

Отзывы в двух экземплярах, заверенные печатью, просим направлять по адресу: 111250, Москва, Красноказарменная ул., д. 14, Ученый Совет МЭИ (ТУ).

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МЭИ (ТУ)

Автореферат разослан " " октября 2009

г.

Ученый секретарь диссертационного совета Д 212.157.15, канд. техн. наук, доцент

М.В. Рябчицкий

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

Актуальность проблемы.

Особенностью реактора РБМК-1000 как объекта управления является то, что н имеет положительные обратные связи по температуре теплоносителя или по-ожительный паровой коэффициент реактивности, т.е. при повышении мощности еактора повышается паросодержание, вносится положительная реактивность и епная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо воздействий будет нарас-1ть, что приведет к дальнейшему повышению мощности реактора. При разгоне гактора происходит интенсивное тепловыделение, поэтому нейтронно-изические расчеты необходимо вести в реальном масштабе времени.

Трудно переоценить значение своевременности и качества информационного эеспечения персонала, осуществляющего управление энергоблоком, информаци-\ о состоянии основных параметров энергоблока в реальном масштабе времени, дсокие эргономические показатели, соответствие рабочих мест требованиям эрмативных документов, надежность средств индивидуальной защиты и др.

Кроме того, большую роль в формировании отношения общественного мне-ля к атомной энергии сыграли аварии на АЭС (1979г - авария на АЭС в Горис-фге, США; 1986г - авария на четвертом блоке Чернобыльской АЭС и др.).

Эти и другие аварии породили сомнения в зрелости системы безопасности ЭС. Специалисты убедились в том, что необходимо пересмотреть концепцию эеспечения безопасности с учетом улучшения самозащищенности реакторов ЭС, условий труда персонала, снижения рисков травматизма и профзаболеваний результате технологических отклонений объектов управления и в результате либочных действий персонала.

Для решения целого комплекса задач, направленных на обеспечение безосной эксплуатации АЭС путем снижения рисков принятия ошибочных решений ) стороны персонала, приводящих к травматизму и профессиональным заболевании, а также к заболеваниям населения и загрязнению окружающей среды, было гобходимо использование нового поколения информационно - вычислительных 1стем, к которым предъявлялись и эргономические требования.

В их числе - соответствие рабочих мест оперативного персонала норматив-ым требованиям, которые включают в себя: качество воздуха рабочей зоны юдвижность, температура, влажность, запыленность, газовый состав и др.), эовень ионизирующих и неионизирующих излучений, освещенность, шум, абрации, ультразвук, тяжесть и напряженность труда, а также обеспеченность хботников средствами индивидуальной защиты (СИЗ).

В контексте человеческого фактора обеспечения безопасности следует под-;ркнуть, что персонал Чернобыльской АЭС не осознавал всю степень ответст-гнности, которая лежала на нем при эксплуатации энергоблока с реактором типа БМК-1000.

После аварии на Чернобыльской АЭС на первый план были выдвинуты еле-уюшие требования:

N Л

3 \ 'Л

V

-исключение ошибочных действий человека; —расширение объема оперативного контроля энергоблоков; -повышение надежности и оперативности контроля энергораспределения; -расширение комплекса нейтронно-физических расчетов; -совершенствование условий и охраны труда персонала. Необходимость реализации этих требований предопределяет цель работы:

- совершенствование систем безопасности технологических процессов и работы персонала АЭС с реактором типа РБМК-1000 на основе внедрения современных методов и средств сбора, передачи и отображения информации, обеспечивающих существенное улучшение условий труда персонала, эргономики рабочих мест и информационной поддержки операторов.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

- проведен анализ эксплуатационных особенностей РБМК-1000 и определены риски травматизма и профзаболеваний персонала в резутт^тятр ¡¡л у -нологических нарушений и ошибочных действий работников;

- предложен проект модернизации информационной системы "СКАЛА" с использованием первичных датчиков локальной автоматики и большей части коммуникационных связей;

- разработана методика анализа риска травматизма и профзаболеваний персонала;

Основные положения, выносимые на защиту:

- анализ технических особенностей и эксплуатации канальных реакторов с учетом влияния "человеческого фактора",

- технические решения по совершенствованию безопасности технологических процессов и персонала энергоблоков с канальными реакторами,

-программно-аппаратный комплекс, работающий в реальном масштабе времени для контроля технологических процессов, обеспечивающий снижение рисков травмирования и заболеваний как персонала АЭС с РБМК, так и населения, -методика прогнозирования и оценки рисков травматизма и профзаболеваний на АЭС,

Научная новизна полученных результатов заключается в том, что:

- впервые разработан и внедряется комплекс мер по совершенствованию безопасности технологических процессов и персонала, реализованный в системе "СКАЛА - МИКРО";

впервые разработана методика оценки рисков травматизма и профзаболеваний в результате ошибочных действий персонала и отклонений в технологических процессах;

впервые разработан программно-аппаратный комплекс (система), позволяющий контролировать технологические процессы с отражением их в реальном масштабе времени, снижающая риски травмирования и заболеваний как персонала АЭС, так и населения. Достоверность полученных результатов исследования обусловлена использованием современных методов математического анализа и моделирования, зако-

эв теории вероятности и надежности, а также результатами расчетно-сспериментальных исследований.

Практическая значимость результатов работы состоит в том, что разрабо-шная система успешно прошла опытно-промышленную эксплуатацию, которая эказала устойчивую работу системы по повышению надежности эксплуатации ЭС; снижению рисков возникновения травматизма и профзаболеваний; сниже-шо рисков негативного влияния на здоровье населения и окружающую среду.

Апробация и публикации. Результаты работы были доложены на 5-ой Меж-е'народной научно-технической конференции "Безопасность, эффективность и сономика атомной энергетики" (г. Москва, 2006г.). Основные положения работы тубликованы в трудах этой конференции и в 8-и статьях в центральных научных урналах.

Объем и структура диссертации. Диссертация состоит из введения, 6 глав, истечения, выводов и 2 приложений. Работа изложена на 125 страницах маши-этвсного текста, содержит 31 рисунок и 15 таблиц.

Библиографический список использованной литературы содержит ВО наиме-эваний.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ.

Во введении обоснована актуальность темы диссертации, сформированы цел, задачи и методика исследований.

В первой главе проведен анализ технических особенностей и эксплуатации шальных реакторов с учетом влияния "человеческого фактора". Рассмотрены /ществующие системы обеспечения безопасности персонала, населения и окру-ающей среды, в основу которых включена система ограничения радиоактивных абросов.

Как показал анализ, причинами возникновения и развития аварийных про-гссов на объектах АЭС во многих случаях является непрофессиональные или шибочные действия персонала. На основании рассмотренных данных выбрана □нцепция совершенствования информационно - измерительной системы, сни-:ающей риски принятия ошибочных решений оперативным персоналом в случаях эзникновения нештатных ситуаций.

В результате анализа так же установлено, что существующие системы кон-роля, управления, сбора и обработки информации на АЭС с РБМК-1000 требуют звершенствования в направлении увеличения: быстродействия; объема отобра-:аемой информации с учетом эргономических и антропометрических характери-гик человека; базы эксплуатационных данных и др.

Анализ показал, что при разработке новой версии информационно - измери-гльной системы на АЭС необходимо использовать возможности методики оцени рисков возникновения травмоопасных ситуаций и профзаболеваний персонала, редложенной в диссертационной работе.

Во второй главе показано, что одним из основных направлений в обеспечении безопасности персонала и сохранения здоровья населения является высокая надежность оборудования и целостность трубопроводов и металлоконструкций, которая базируется на результатах эксплуатационного контроля (диагностики). Система диагностики построена согласно концепции "течь перед разрушением" и включает три подсистемы, основанные на различных физических принципах: влажность воздуха в помещениях; объемная аэрозольная активность радионуклидов, попадающих в помещения при протечках теплоносителя; акустический шум, возникающий при истечении теплоносителя через сквозной дефект.

Подобный подход позволил создать стройную систему диагностики с использованием процедур неразрушающего контроля.

Разработка системы построена на обеспечении безопасности при любом (из учитываемых проектом) исходном событии с положением одного, независимого собьт'гия отказа любого из элементов системы безопасности: актинип,,о ^^ем^-итя или пассивного элемента, имеющего механические движущиеся части, или одной, независимой от исходного события ошибки персонала.

Выбор путей развития исходного события аварии производится на основе рассмотрения характеристики исходного события, набора объектов и систем, на которые может быть оказано воздействие в результате исходного события.

Предложенный алгоритм разработан на основе моделей, отображающих рассматриваемые процессы и/или явления (разрыв канальной трубы, выход продуктов деления и распределения их по контуру и др.).

Методология анализа безопасности РБМК-1000 базируется на подробном обосновании приемлемости последствий постулированных проектных критериев параметров и пределов безопасной эксплуатации, а также на пороговых значениях этих параметров.

Исследования причин аварии на ЧАЭС (г. Чернобыль, 1986 г.) показали, что имели место не только конструктивные ограничения (трудности уменьшения размера блоков графитового замедлителя), несовершенство программного обеспечения, но и "человеческий фактор".

Поэтому особое внимание уделено несанкционированному извлечению (самоходу) одиночных регулирующих стержней на номинальных и пусковых уровнях мощности, в результате чего возникают максимальные изменения локальных свойств реактора (рис. 1).

Рис.! Распределение мощности при «самоходе»: - начальный момент времени (вверху); - по истечении 5 с (внизу)

Выявлено, что при таком "самоходе" ошибки оператора не выявляются системой контроля "самохода", так как при этом формируется санкционированная команда с подтверждением, а блокировки, ограничивающие непрерывное движение стержня более 3-4 с и извлечение его более чем на полхода, не реализуются.

Результаты расчетного анализа реактивностных проектных аварий реакторов РБМК-1000 с комплексной системой контроля управления и защиты (КСКУЗ) показали, что все рассмотренные аварийные процессы протекают без нарушения

достаточно консервативных критериев приемлемости, т.е. гарантированно обеспечивается ядерная и техническая безопасность.

Наиболее неблагоприятная аварийная ситуация складывается при открытии и последующем отказе (незакрывании) главного предохранительного клапана (ГПК) при мощности, не превышающей 5% от номинальной.

Резкое снижение расхода («стоп-расход») через технологические каналы (ТК) максимальной мощности приводит к росту температуры трубы ТК выше 650°С в течение -24 с, что трактуется как разрушение трубы при оценке радиационных последствий аварии. К этому моменту температура оболочек ТВЭЛов превышает 1200°С практически по всей высоте TBC, а максимальная температура достигает ~1430°С.

В таблице 1 приведены дозы облучения населения на границе трёхкилометровой санитарно-защитной зоны при авариях с разрывами КМПЦ (в Зв (бэр)). Значения ппелельно-допустимых лоз ппикепеиы ппя пеяктопоп PRMK-1000 in гл-обкях)

t • ■ ' • * ' • j ' ' ' • i' I " v /

и для вновь строящихся реакторов. Как следует из результатов анализа, выбросы радиоактивности при проектных авариях действующих РУ РБМК-1000 существенно меньше современных нормативных требований.

Таблица 1. Дозы облучения при авариях с разрывами КМПЦ

Проектная авария Внешнее облучение всего тела за 10 суток Внутреннее облучение щитовидной железы ребенка

Разрыв РГК 0.028 1.6

Разрыв ОТ 0.028 0.7

пдц ■: 0 5(5.0) - 5,0(50) '

Анализ аварийных режимов показал, что они могут возникать как по независящим от персонал причинам, так и по причинам его ошибочных действий.

Исследования показали, что ни одно исходное событие, связанное с отказами оборудования АЭС РБМК-1000, не приводит к неуправляемому росту мощности реактора.

Результаты анализа запроектных аварий позволяют усовершенствовать действующие руководства по управлению запроектными авариями и мероприятия по защите персонала и населения.

Внедрение двух независимых систем остановки (БСМ и АЗ) обеспечивает работу АЭС, при которой вероятности таких событий как:

- потеря основного стока тепла;

- частичная потеря расхода первичного теплоносителя;

- потеря питательной воды;

- обесточивание собственных нужд энергоблока;

- «самоход» стержня СУЗ;

оцениваются величинами <10"2 (каждая составляющая), при этом составляющие должны умножаться на крайне малую вероятность отказа двух независимых систем остановки, что снижает риск возникновения травмоопасной ситуации.

Исследования, проведенные на АЭС с реакторами РБМК-1000, показали, что суммарная вероятность исходных событий, вызванных разрывами трубопроводов и коллекторов, составляет < 2-10'7 ]/год, что подтверждает классификацию таких исходных событий как запроектных.

Использование результатов анализа при реализации плановых реконструкций блоков АЭС позволит снизить риски, приводя их к нормативам ВАБ (таблица 2).

Таблица 2. Нормативы_ВАБ.

Критерий Новые АЭС Действующие АЭС

Вероятность повреждения < 10'5 < 10"4

агстивнои зоны

вероятность большого < 10~7 < 10"5

выброса РИД

В третьей главе рассмотрены вопросы повышения безопасности АЭС для персонала, населения и окружающей среды.

Повышение безопасности эксплуатации энергоблоков РБМК-1000 требует ,внедрения нового поколения управляющих систем безопасности, в состав которых входят: комплексная система контроля управления и защиты (КСКУЗ) и ¡управляющие системы безопасности для технологических систем (УСБ-Т) вместе 'с компьютерными системами вывода информации (ВИ) и системами бесперебойного электроснабжения (БЭС), а также системы «СКАЛА-МИКРО».

Важнейшей особенностью КСКУЗ (рис. 2) является реализация детерминистических принципов безопасности.

Для проведения испытаний оборудования опытных образцов, функциональных испытаний поставочных образцов и использования для авторского сопровождения систем был создан стенд - полигон (рис. 3),

Одним из главных предназначений стенда - полигона следует считать подготовку обслуживающего персонала и повышение профессионализма с целью снижения риска ошибочных действий, приводящих к травматизму и профзаболеваниям как персонала, так и населения.

Учитывая, что современные технические средства автоматизации, телекоммуникаций, связи и другие виды электронных устройств чувствительны к качеству питающего напряжения, особое внимание уделено несинусоидальности и нссим-метрии напряжения, которые приводят к погрешностям в работе средств автоматики и измерений, вопросам электробезопас.ности и электромагнитной совместимости средств автоматики, передачи и отображения информации.

Моделирующий -|||р: комплекс

Рис. 3. Структурная схема стенда-полигона КСКУЗ

С целью совершенствования системы безопасности персонала, контроля и управления АЭС разработана система «СКАЛА-МЖРО», в которой отказ любого активного или пассивного элемента оборудования не приводит к ухудшению функционирования системы за счет дублирования источников информации и резервирования питания (рис. 4).

Проведена существенная реконструкция зоны рабочих мест операторов реактора с учетом антропометрических и эргономических требований, что позволило снизить зрительную нагрузку оператора в процессе контроля параметров и принятия решения, обеспечить оператора и ремонтный персонал современными средст-

вами отображения информации с ее детализацией о состоянии оборудования и протекания процессов. Все эти мероприятия направлены на снижение рисков травматизма, профзаболеваний и негативного влияния на население и окружающую среду.

1 1

I Рис. 4 - Структура системы "CKAJIA-МЖРО"

В четвертой главе рассмотрены вопросы оценки рисков возникновения i травмоопасных ситуаций и профессиональных заболеваний. Анализ и оценка риска травматизма и профзаболеваний проводится с учетом того, что организация работы персонала - постоянно меняющийся процесс, так как меняются: различные средства измерения и контроля; средства защиты; отдельные технологические процессы; оснащение рабочих мест и т.д.

Поэтому особое внимание обращено на состав факторов риска травматизма и профзаболеваний работников. Риск выражается через существующую опасность травмирования и профессионального заболевания с учетом возможности исключения риска и тяжести риска i R = Pm-Pv*-s> 0)

где роп - вероятность существования определенного риска; ризд - вероятность того, что можно избежать риска; S - величина, определяющая тяжесть риска.

Следовательно, риск можно представить как двумерную величину, которая включает в себя вероятность происшествия и величину последствий.

Дискретные сигналы

Индивидуальные Дискретные

параметры сигналы

Ethcmtt

Ущерб, причиненный здоровью, определяется временем нетрудоспособности в результате или появившейся болезни (лучевая болезнь, потеря слуха, зрения, ожоги и др.), от воздействия определенного фактора риска (утечка радиоактивного вещества, пожар, взрыв, электрическая дуга, электромагнитные излучения).

Совокупность действия физических, химических и биологических факторов определяет степень психофизиологической комфортности условий рабочей среды. Оценку можно производить с помощью интегрального показателя условий рабочей среды:

Ъ*х.

Я = (2)

где / = 1,..., - учитываемые факторы рабочей среды при выполнении работы; Хпау, Х- - максимальная бальная оценка факторов и наиболее вероятные бальные оценки уровня рассматриваемых факторов соответственно; гг - относи тельные длительности времени действия превалирующего и остальных факторов рабочей среды, соответственно; 6 - общее количество категорий тяжести труда.

Учитывая, что нормативными документами регламентировано использование средств индивидуальной и коллективной защиты в работе показано, что при постоянно действующих факторах безопасность человека обеспечивается, если

<Г„, (3)

»•I 11»

где /и - число случаев воздействия опасного или вредного производственного фактора на человека, использующего средства защиты; Тск - продолжительность использования защитных средств в к -ом конкретном случае; Тр - время выполнения работы.

При постоянно действующем опасном или вредом производственном факторе модель возникновения отказов средств зашиты может быть представлена в виде случайного процесса накопления повреждений. Предполагая аддитивность потери стойкости защитных средств, величина накопленного в них повреждения за период времени Т может быть определена с помощью равенства

= (4)

где К - коэффициент, характеризующий скорость разрушения или потери защитных свойств при действующем уровне производственного фактора; Г,(г,) - случайные длительности воздействия фактора на средства защиты в моменты времени (,, г2,...д 0 = 1,2, ...,к).

Если т > 5+6, то независимо от вида закона распределения случайных величин Т и /) значение и величины Гс, образуют систему двух асимптотически нормальных случайных величин (нормальный закон на плоскости).

Следовательно, безопасность человека может быть определена с помощью вероятности

РАТ) = Р„ЛТ*Т„], (5)

или вероятность возникновения травмоопасности или профзаболевания за время Т производственного процесса, протекающего при постоянном воздействии на средства защиты опасных или вредных производственных факторов.

0{Т) = \-Р!(Т) = \-Рш,[Тр <ТС,}, (6)

Используя параметры распределения определяемые с помощью: математических ожиданий Мт, М& случайного интервала времени между моментами воздействия фактора на человека, работающего в средствах защиты и величины возникающего повреждения в результате такого воздействия; дисперсии £>г, £>д случайного интервала времени между воздействиями факторов на средства защиты и случайной величины повреждения, обусловленного таким воздействием, можно определить вероятность Рд{Т) с помощью функции Лапласа

ч о х7'

где Ф0(и) = [е йх - табличный интеграл (х - аргумент).

л/2п $

Значение аргументированного времени безотказной работы средств защиты

Та = М[Т] - ф-1 (I - у)4Щт] = Т^, (8)

где у =ря(Т) - доверительная вероятность безотказной работы средств защиты в течение времени гарантийной наработки; - гамма процентный гарантийный ресурс защитных средств по наработке на отказ.

Используя положительное значение ^ЦТ] в уравнении (8) можно определить гарантийный срок службы средств защиты в условиях воздействия производственных факторов:

,м М

М[Т]

где Ту - гамма-процентный гарантийный срок службы средств защиты в заданных условиях эксплуатации; В - безразмерный параметр.

мг А--^-)(10)

Мд М1Г М2ь 2

где - математические ожидания случайных величин Г и 8 в виде функции времени

ЛФ.]«-Ь (11)

м г мг

От, Да - дисперсии случайных величин Тп 3.

= (12)

м:г Му М& М,

Использование предложенного метода оценки средств защиты позволяет не только определить параметры средств защиты персонала, но и оценить резерв времени, которым человек располагает для обнаружения и ликвидации опасности, это особенно важно в условиях возникновения ситуации с выбросом радиоактивных веществ.

тУ-в-тун^£г-гаГ=о, (9)

В пятой главе предлагается методика прогнозирования и оценки рисков травматизма и профзаболеваний, которая позволяет не только прогнозировать риски, но и плакировать мероприятия по улучшению условий и охраны труда, совершенствовать подготовку персонала, снижать риски до приемлемых уровней и др.

Основополагающими при оценке рисков травматизма и профзаболеваний на АЭС являются данные о технических устройствах, зданиях и сооружениях, а также статистические данные учтенных аварий и инцидентов, случаев травматизма и профессиональных заболеваний, результатов аттестации рабочих мест и др.

Уровень потенциальной опасности / - технологического (технического) устройства может быть рассчитан с помощью равенства: 0/ = В>-иу, (13)

где и, - количество устройств / - ого типа; В] - бальная оценка уровня потенциальной опасности.

Тогда суммарный уровень потенциальной опасности оборудования (блока, цеха, лаборатории и т.д.) определяется по формуле:

н «1

где т - количество видов оборудования j - ого вида; к - количество типовых происшествий; Втп - балл опасности типового происшествия; СП - рассматриваемое структурное подразделение.

Для расчета рисков можно пользоваться следующим аналитическим выражением

р<п = + + (15)

где 1 - вид негативного события; Р. = —-— частота профессиональных заболева-

N N

ний, 1 /год; Р2 = ' ■''-' - частота легких травм, 1 /год; Р, = — частота тяжелых

N

травм (несчастных случаев), 1/год; = ——— - частота несчастных случаев со

N¡•11.4

смертельным исходом, 1/год; А'сп.ч - средняя списочная численность. Следовательно, величина комплексного риска

Дкп, =2>М7, (16)

где К; - ущерб, нанесенный в результате профзаболеваний, легких и тяжелых несчастных случаев (травм), а также несчастных случаев со смертельным исходом. Оценка ущерба, связанного с нарушениями требований охраны труда производится на основании выплат за несчастные случаи, либо страховых сумм, перечисленных в фонд социального страхования 5Сф в на одного работающего в СП:

Y»r=$^Na,4- (17)

Бальный показатель (рейтинг) структуры подразделения АЭС по охране труда может быть определен по формуле:

Л1СС = 5сп + Всп.ч + 5кр,СП > (18)

где Всп = N°" -■ ■ 100 - показатель (балл), наработанный СП по результатам

■^общ.СП

аттестации рабочих мест, А'0п - количество работающих на рабочих местах с высокой потенциальной опасностью травмирования или профзаболевания; Л^вш-сп -общее количество работающих; Всп.ч - бальный показатель (балл) частоты возникновения профзаболеваний и несчастных случаев; Дф.сп ~ показатель (балл) комплексного риска появления профзаболеваний и травматизма

Vz/^tS21. О У)

ком СП

где Rr.lvix:n ~ уровень комплексного риска профзаболеваний и травматизма в конкретном структурном подразделении; Я™"™ - максимальный уровень комплексного показателя риска.

Результаты оценки рисков и ранжирования структурных подразделений используются в качестве первичной информации для уточнения рисков и планирования мероприятий в системе управления охраной труда (СУОТ).

Уровень потенциальной опасности (суммарный балл) j-oro технического устройства определяем по формуле:

В11л=±вгкп (20)

н

F

где Kj = ■ ■фа""; Т^-факт - фактическое количество опасного фактора рассматриваемого устройства j - ого типа; FjmM - номинальное количество опасного фактора.

Следовательно, суммарный уровень потенциальной опасности конкретного СП АЭС

Qiyn =Z6aQ>

п

где п~ количество оборудования / - ого типа;

и - количество видов оборудования j - ого типа.

Детальная оценка рисков травмирования и профзаболеваний персонала позволяет прогнозировать уровень безопасности на отдельных участках АЭС и планировать мероприятия по снижению риска до приемлемых уровней. Реализация этих мероприятий на реальных объектах АЭС может осуществляться в рамках программы повышения безопасности АЭС, в т.ч. внедрение информационно-измерительной системы «СКАЛА - МИКРО».

В шестой глине приведен анализ программного обеспечения рабочих станций оператора. В разработанные ранее информационные системы предложено Ни сети дополнения и изменения, снижающие риски ошибочных действий операторов, повышающие надежность и оперативность контроля объектов АЭС, а также улучшающие условия труда персонала.

2. ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1. Разработка проекта модернизации системы «СКАЛА» проведена с использованием существующих на АЭС первичных датчиков локальной автоматики, и большей части коммуникационных связей. Принято решение концерна «Росэнергоатом» о модернизации всех действующих комплектов системы «СКАЛА» на основе проекта «СКАЛА-МИКРО».

2. В результате внедрения системы «СКАЛА-МИКРО»:

- снижен риск несанкционированных (ошибочных) действий операторов;

- снижен риск возникновения аварийный ситуаций, приводящих к травмированию и профзаболеваниям персонала;

- существенно повышены эксплуатационная надежность и качество контроля энергоблока;

- сохранены существующие кабельные присоединения при замене устройств нижнего уровня;

- обеспечен оперативный обмен информации с новой системой управления и защиты реактора (двухкомплектной КСКУЗ) по цифровому каналу связи;

- обеспечен прием информации непосредственно от датчиков расхода воды в каналах реактора с исключением промежуточных преобразователей;

- существенно повышена оперативность контроля измеряемых параметров - период контроля поканальных расходов воды снижен до 2 с (вместо 60), температурных параметров до 4 с (вместо 60), индивидуальных аналоговых параметров до 1 с (вместо 10) и дискретных параметров до 0.5с (вместо 10);

- реализована развитая система информационной поддержки операторов энергоблока с применением индивидуальных (двухэкранных рабочих станции отображения) и коллективных (экраны коллективного пользования) средств представления информации;

- расширен объем и увеличена разрешающая способность системы диагностической регистрации (количество контролируемых параметров увеличено в 2-3 раза, глубина архивирования возросла до 30 суток вместо 30 минут).

3. Практика эксплуатации оборудования системы «СКАЛА-МИКРО» на 7-ми энергоблоках РБМК-1000 подтвердила правильность выбора пути модернизации, а также выявила высокую надежность новых аппаратно-программных средств и их явное преимущество по многим другим параметрам над ранее используемыми средствами.

4. Предложенная система легко адаптируема, и по существу, для каждого нового энергоблока требуется лишь доработка программного обеспечения в плане привязки к объекту, доработки же оборудования не требуется.

5. Ввод в эксплуатацию системы «СКАЛА-МИКРО» позволил сделать реальный шаг в направлении автоматизации широкого круга мероприятий, связанных с наладкой, эксплуатацией электрооборудования и повышением уровня безопасности персонала при эксплуатации канального реактора.

6. В результате реализации программы технической модернизации энергоблоков РБМК-1000 первого и второго поколений, в число которых вошло внедрение системы «СКАЛА-МИКРО», созданы необходимые условия для продления срока их эксплуатации. Решена задача повышения безопасности данных энергоблоков до уровня современных международных требований.

7. Результаты работы позволяют говорить о том, что сделан значительный шаг в направлении снижения ^иска травматизма и профзаболеваний персонала АЭС.

3. СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ ПО ТЕМЕ РАБОТЫ

1 Десятников И. И., Джумаев С.Д., Савин А.К. «Опыт разработки и эксплуатации информационных систем верхнего уровня АЭС с реакторами РБМК» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», том 100, М, 2001 год, с. 197-206.

2 Десятников И. И., Джумаев С.Д. «Вопросы повышения безопасности атомных станций с канальными реакторами» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», том 101, М, 2004г., с. 11-16.

3 Джумаев С.Д, Лурье В.В., Молчанова Н.К. «Разработка программного обеспечения рабочих станций оператора модернизируемых информационных систем верхнего уровня АЭС с реакторами РБМК-1000». // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», том101, М, 2004г., с.117-126.

4 Джумаев С.Д. «Разработка и ввод в эксплуатацию нового поколения информационно-измерительной системы «СКАЛА-МИКРО» // «Электротехника», № 6, 2005 г, с. 18-24.

5 Джумаев С.Д., Десятников И.И., Петров A.B. «Информационно-измерительные системы нового поколения для энергоблоков АЭС с реактором типа РБМК-1000. Результаты внедрения и перспективы развития» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», том 104, М, 2007 г., с. 13-27.

6 Джумаев С.Д., Жемчугов Г.А, Петров A.B. «Атомное направление Hüll ВНИИЭМ. Эволюция развития» // Труды Hl 111 ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», том 104, М, 2007 г., с. 5 - 12.

7 Крутикова Л.П., Джумаев С.Д., Силкина О.Б., Петухова A.B. «Автоматизированная сетевая информационно-поисковая система учета документов качества по изделиям АЭС» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», т. 104, М, 2007 г., с. 120 - 130.

8 Джумаев С.Д., Петров A.B. «Опыт эксплуатации системы «СКАЛА-микро» на АЭС с РБМК» // 5-ая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Программа тезисов и докладов, М, 2006 г, стр.76 - 77.

9 Джумаев С.Д., Макаров А.К., Медведев В.Т., «Влияние травматизма, профзаболеваний на эффективность работы персонала» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», том 109, №2, с.39-42, М, 2009г.

Личный вклад автора в работах заключается в следующем: В (1) проведен анализ эксплуатационных особенностей реактора РБМК-1000 с точки зрения построения информационных систем, обеспечивающих безопасность и эффективный контроль персоналом АЭС технологических процессов. В (2) выделены функции системы «Скала-микро», влияющие на безопасность. В (3) предложены алгоритмы, повышающие эффективность работы персонала. В (5) описано построение системы «Скала-микро» на новой элементной базе. В (6) выделены особенности информационных систем повышения безопасности технологических процессов на АЭС с реакторами типа РБМК. В (7) поставлены задачи по обеспечению контроля качества оборудования информационных систем для АЭС. В (8) проанализированы аспекты безопасности эксплуатации системы «СКАЛА-микро». В (9) проанализированы особенности повышения эффективности работы персонала и охраны труда на АЭС.

Подаисано в печать Jl Ю> 63 f. Зак. ^ $ Тир. ЮС п.л. i ^ Полиграфический центр МЭИ(ТУ) Красноказарменная ул.,д.13

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ПРОИЗВОДСТВЕННЫЕ ФАКТОРЫ, ВЛИЯЮЩИЕ НА

БЕЗОПАСНОСТЬ ПЕРСОНАЛА И АЭС В ЦЕЛОМ.

1.1 Технические особенности канальных реакторов с учетом человеческого фактора.

1.2 Снижение риска облучения персонала и населения путем ограничения радиоактивных выбросов.

1.3.Структура управляющих систем безопасности реактора.

1.4 Вопросы радиационной безопасности — основа безопасности персонала.

ГЛАВА 2. ОРГАНИЗАЦИЯ КОНТРОЛЯ КОНСТРУКЦИЙ И УЗЛОВ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ, РАБОТАЮЩИХ ПОД ДАВЛЕНИЕМ, С ЦЕЛЬЮ СНИЖЕНИЯ ОПАСНОСТИ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ТРАВМООПАСНЫХ СИТУАЦИЙ.

2.1 Повышения безопасности АЭС и снижение влияния ошибочных действий персонала.

2.2 Опасность возникновения травмоопасных ситуаций и профзаболеваний персонала при аварии с разрывами КМПЦ.

ГЛАВА 3. РОЛЬ СИСТЕМЫ «СКАЛА-МИКРО» В ПОВЫШЕНИИ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС ДЛЯ ПЕРСОНАЛА И ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ.

3.1 Система КСКУЗ.

3.2 Совершенствование системы безопасности персонала, контроля и управления АЭС с помощью системы «СКАЛА-МИКРО».

ГЛАВА 4. ОЦЕНКА РИСКА ВОЗНИКНОВЕНИЯ ТРАВМООПАСНЫХ

СИТУАЦИЙ ИЛИ ПРОФЕССИОНАЛЬНЫХ ЗАБОЛЕВАНИЙ.

4.1 Основные факторы рисков.

4.2 Методы оценки влияния рабочей среды на работу персонала.

ГЛАВА 5. РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ ОЦЕНКИ РИСКОВ

ТРАВМАТИЗМА И ПРОФЗАБОЛЕВАНИЙ.

5.1 Расчет уровня потенциальной опасности.

5.2 Порядок ранжирования и определение рейтинга.

5.3 Корректировка уровня потенциальной опасности.

ГЛАВА 6. РАЗРАБОТКА ПРОГРАММНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАБОЧИХ

СТАНЦИЙ ОПЕРАТОРА.

6.1 Подсистема технологического программирования (ПСТП).

6.2 Подсистема обработки аварийных сообщений.

6.3 Подсистема взаимодействия с оператором.

6.4 Подсистема графического представления текущей и архивной информации.

6.5 Подсистема ведения технологического журнала отклонений и неисправностей.

6.6 Справочная подсистема АСКТО.

6.7 Подсистема сетевого взаимодействия.

6.8 Подсистема работы с аналоговой и дискретной базами данных энергоблока.

6.9 Архитектура системы.

В конце 60-ых годов прошлого столетия в СССР был разработан новый тип реакторов - РБМК-1000 (реактор большой мощности канальный). Его появление было обусловлено, в первую очередь тем, что промышленность в то время не могла выпускать в достаточных количествах оболочку корпуса реактора ВВЭР, и этот факт сдерживал рост производства атомными станциями электроэнергии на европейской части страны [1]. Реактор РБМК-1000 в корпусе не нуждался, т.к. представляет собой канальный тип реактора, его сборка производилась на площадке. Установленная электрическая мощность реакторов РБМК-1000 с самого начала более чем вдвое превосходила мощность эксплуатируемых реакторов ВВЭР-440.

Особенность реактора РБМК-1000, как объекта управления, состоит в том, что он имеет положительные обратные связи по плотности теплоносителя (положительный паровой коэффициент реактивности). При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, поэтому расчет технологических параметров необходимо вести в реальном масштабе времени, а невозможность их выполнения в течение незначительного промежутка времени может быть причиной не только останова энергоблока, но и создания аварийной ситуации. При повышении температуры теплоносителя цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать, и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и самоподдерживающую стадию -произойдет разгон реактора. Неуправляемый процесс в конечном итоге может привести к нарушению целостности ТВС и активной зоны реактора и выходу радиоактивных веществ в окружающую среду, что, несомненно, приведет к поражению радиоактивными выбросами как обслуживающего персонала, так и населения.

Поэтому в реакторе РБМК-1000 особенно важна роль управляющих систем обеспечения безопасности (защиты), которые должны предотвращать неуправляемый разгон реактора и обеспечивать его охлаждение в аварийных ситуациях, гася подъем температуры, нарушение оболочек ТВЭЛ и барьеров безопасности, обеспечивая безопасность персонала и окружающей среды.

Трудно переоценить значение своевременности и качества информационного обеспечения персонала, осуществляющего управление энергоблоком, о состоянии технологических параметров энергоблока в реальном масштабе времени, высокие эргономические показатели, соответствие рабочих мест требованиям нормативных документов, надежность средств индивидуальной защиты и др.

Отечественный и зарубежный опыт показывает, что в такой сложной области, как управляющие системы реакторных установок (РУ), развитие идет скорее эволюционным, чем революционным, путем [1,2].

В конце 50-х и в начале 60-х годов в связи с модернизацией промышленных уран-графитовых реакторов была разработана новая конструкция подвески ионизационной камеры. Эта конструкция экспериментально отработана на химкомбинате «Маяк». Подвесками такого типа были оснащены все промышленные уран-графитовые реакторы.

Усилитель аварийной защиты по скорости нарастания мощности в диапазоне токов ионизационной камеры от 10"п до 10"4 А впервые в стране внедрен в 1960 году на реакторах химкомбината «МАЯК», затем на Сибирском и Горном химкомбинатах, положив тем самым начало целой серии приборов и аппаратуры, примененных в системах управления и защиты (СУЗ) энергетических реакторов.

В конце 60-х годов применительно к первому (головному) энергоблоку РБМК на Ленинградской АЭС (пуск в 1973 год) был разработан более совершенный комплекс аппаратуры - для резервирования и автоматического контроля исправности каналов аварийной защиты, с разветвленной схемой регулирования, с использованием режимов автоматического снижения мощности до безопасных уровней при нарушениях условий нормальной эксплуатации.

В последующие годы происходило развитие аппаратурных комплексов, в том числе, в плане расширения функций систем, например, создание локальных автоматических регуляторов и каналов локальной аварийной защиты.

Впервые в отечественной практике применительно к АЭС была создана информационно-вычислительная система «Карат» для Белоярской АЭС в начале 60-х годов прошлого столетия. Специфика контроля энергоблока с канальным реактором, потребовавшая оперативной реализации расчетов энергораспределения по каналам активной зоны, предопределила необходимость применения управляющей вычислительной машины (УВМ) в качестве ядра системы «Карат», реализация которой была осуществлена на базе одной из первых отечественных УВМ.

Была выбрана стратегическая линия на создание специальных датчиков, позволяющих измерять основные теплотехнические и физические параметры реактора непосредственно в активной зоне, тем самым повысить безопасность АЭС, как для персонала, так и для населения и окружающей среды.

Разработка малогабаритной (менее 1 мм в сечении) микротермопары ТМ-2 и различных типов радиационно-стойких кабелей с магнезиальной изоляцией в металлической оболочке для подключения датчиков физического и технологического контроля (температуры, уровня энерговыделения) и прокладки линий связи от датчиков к измерительным системам, а также оригинальных многозонных датчиков контроля температуры графитовой кладки реактора позволили значительно повысить уровень информированности оперативного персонала о состоянии реактора, что является одним из важнейших элементов системы обеспечения безопасности персонала.

В настоящее время доля производства электроэнергии на АЭС в мире составляет 16 %. Однако темпы её развития в последние годы существенно замедлилось. Частично это связано с общей тенденцией энергосбережения, но главной причиной явились широко распространившиеся убеждения во «вредности» атомной энергетики, сомнения в возможностях достижения приемлемого уровня безопасности АЭС.

Большую роль в формировании отношения населения к атомной энергетике сыграли аварии на АЭС. В этой связи следует выделить аварию на АЭС Three Mile Island (США), произошедшую 28 марта 1979 г., и аварию на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС, случившуюся 26 апреля 1986 г.

Эти аварии вызвали в ряде стран широкую волну общественного сопротивления использованию АЭС и породили сомнения в зрелости концепций безопасности, заложенных в основы проекта АЭС, достаточности принимаемых мер безопасности.

Указанные события способствовали интенсификации научных исследований в области обеспечения безопасности объектов атомной энергетики. Вопросам повышения безопасности АЭС, контролю качества поставляемого на энергоблоки оборудования, улучшению условий труда персонала, в частности, операторов пультов управления, и смежным вопросам посвящено значительное количество литературы [1- 80].

Были выявлены недостатки, упущения и ошибки в мерах обеспечения безопасности АЭС. Специалисты убедились и в том, что необходимо пересмотреть концепцию обеспечения безопасности путем повышения свойств самозащищенности реакторов, обеспечения более высокого уровня безопасности благодаря модернизации систем технологической безопасности и улучшения условий труда персонала на действующих в РФ энергоблоках АЭС.

Следует отметить, что на всех энергоблоках АЭС с реакторами РБМК-1000 эксплуатировалась или эксплуатируется до настоящего времени информационно-вычислительная система (ИБС) «СКАЛА» [9, 10], созданная ФГУП «Н1И1 ВНИИЭМ». Эта система обеспечивает контроль технологического процесса во всех режимах работы энергоблока, включая аварийные. Специфика реактора РБМК-1000 требует проведения сложных нейтронно-физических расчетов, без которых невозможно осуществить контроль энергораспределения и других технологических параметров реактора. Опыт эксплуатации АЭС с РБМК-1000 показал, что для существенного повышения безопасности энергоблоков необходимо решить следующие задачи:

- объединение устройств системы в единую локальную вычислительную сеть, интегрируя их с другими системами энергоблока цифровыми интерфейсами;

- создание развитой системы информационной поддержки операторов энергоблока;

- создание распределенной вычислительной среды достаточной производительности для обеспечения оперативных расчетов и логической обработки информации;

-повышение оперативности контроля основных параметров энергоблока;

- повышение оперативности и объема архивирования диагностической информации;

-дублирование узлов локальной вычислительной сети и сегментирование сети для обеспечения надежности системы при отказах оборудования;

- совершенствование расчетов технологических параметров реактора;

- оперативный контроль достоверности информации;

- оперативный контроль оборудования и работоспособности системы в процессе ее функционирования;

- обеспечение возможности поэтапной модернизации системы «СКАЛА» с сохранением существующих кабельных связей с датчиками и сигнальными элементами;

- реализация автоматизированной метрологической поверки измерительных трактов;

- передача текущей информации в ЛВС АЭС и в Кризисный центр ОАО «Концерн Энергоатом» для обеспечения мониторинга технологических параметров энергоблока и проведения неоперативных расчетов по сопровождению эксплуатации;

- создание и реализация методик верификации системы и валидации расчетов энергораспределения;

- функционирование полномасштабного стенда системы в HiШ ВНИИЭМ;

- обеспечение рабочего места для отладки новых алгоритмов на действующем энергоблоке без выдачи несанкционированной информации оперативному персоналу.

Для решения этих задач был предложен проект третьего поколения информационно-измерительной системы (ИИС) - система «СКАЛА-МИКРО» [11, 12], являющаяся компонентом систем безопасности АЭС.

Совокупность специализированного оборудования, программно - технических средств, методов организации работ, персональных инструкций и средств индивидуальной защиты образуют систему безопасности персонала (СБП) энергоблока, и «СКАЛА-МИКРО» может рассматриваться как компонент СБП.

Для устойчивого функционирования всех систем безопасности АЭС с реактором типа РБМК-1000 важную роль играет оперативный персонал, соответствие его рабочих мест нормативным требованиям. В том числе: качество воздуха рабочей зоны, уровень ионизирующих и неионизирующих излучений, освещенность, шум, вибрации, ультразвук, тяжесть и напряженность труда, а также обеспеченность работников средствами индивидуальной защиты (СИЗ). Не малую роль играют и такие факторы, как осознание персоналом степени ответственности при эксплуатации энергоблока, его уверенность в надежной работе системы безопасности, необходимость выполнения возложенных на него функций.

В контексте человеческого фактора обеспечения безопасности следует подчеркнуть, что персонал Чернобыльской АЭС не осознавал важность указанных требований.

После аварии на Чернобыльской АЭС на первый план были выдвинуты следующие требования:

- исключение последствий ошибочных действий человека;

- расширение функций и объема оперативного контроля технологических параметров энергоблоков;

-повышение надежности и оперативности контроля энергораспределения;

- расширение комплекса нейтронно-физических расчетов;

- совершенствование условий и охраны труда персонала.

Необходимость реализации этих требований предопределяет цель работы: на основе модернизации систем безопасности энергоблока усовершенствовать систему безопасности персонала АЭС с реактором типа РБМК—1000 путем внедрения современных методов и средств сбора, обработки, передачи и отображения информации, обеспечивающих существенное улучшение условий труда персонала, эргономики рабочих мест и информационной поддержки операторов.

Для достижения поставленной цели было необходимо решить следующие основные задачи: провести исследование эксплуатационных особенностей РБМК-1000 и определить риски травматизма и профзаболеваний персонала с учетом технологических нарушений и ошибочных действий работников;

-разработать проект модернизации системы "СКАЛА" с сохранением первичных датчиков локальной автоматики и большей части коммуникационных связей; разработать методику анализа риска травматизма и профзаболеваний персонала.

Результаты работы позволяют говорить о том, что сделан значительный шаг в направлении обеспечения снижения риска аварий, травматизма и профзаболеваний на АЭС.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате проведённых исследований накоплен опыт анализа разработки и эксплуатации информационных систем верхнего уровня для обеспечения безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000, нашедший своё отражение при создании системы «СКАЛА-МИКРО».

Реализация проекта модернизации систем «СКАЛА» произошла на новых базовых средствах при условии использования существующих на АЭС первичных датчиков локальной автоматики и большей части коммуникационных связей.

Для устойчивого функционирования системы «СКАЛА-МИКРО» проведены аттестация рабочих мест оперативного персонала на соответствие нормативным требованиям, которые включают в себя качество воздуха рабочей зоны (подвижность, температура, влажность, запыленность, газовый состав и др.), уровень ионизирующих и неионизирующих излучений, освещенность, шум, вибрации, ультразвук, тяжесть и напряженность труда, а также обеспеченность работников средствами индивидуальной защиты (СИЗ).

Система «СКАЛА-МИКРО» успешно прошла опытно-промышленную эксплуатацию на первом энергоблоке Курской АЭС и с декабря 2003 года находится в промышленной эксплуатации.

Практика безаварийной эксплуатации оборудования системы «СКАЛА-МИКРО» на семи энергоблоках РБМК-1000 подтвердила правильность выбора пути модернизации, а также выявила высокую надежность новых аппаратно-программных средств и их явное преимущество по многим другим параметрам перед ранее используемыми средствами.

В результате внедрения системы «СКАЛА-МИКРО» существенно повышены эксплуатационная надежность и качество контроля энергоблока:

- снижен риск несанкционированных (ошибочных) действий операторов;

- снижен риск возникновения аварийный ситуаций, приводящих к травмированию и профзаболеваниям персонала;

- существенно повышены эксплуатационная надежность и качество контроля энергоблока;

- сохранены существующие кабельные присоединения при замене устройств нижнего уровня;

- обеспечен оперативный обмен информации с новой системой управления и защиты реактора (двухкомплектной КСКУЗ) по цифровому каналу связи;

-обеспечен прием информации непосредственно от датчиков расхода воды в каналах реактора с исключением промежуточных преобразователей;

-существенно повышена оперативность контроля измеряемых параметров - период контроля поканальных расходов воды снижен до 2 с (вместо 60), температурных параметров до 4 с (вместо 60), индивидуальных аналоговых параметров до 1 с (вместо 10) и дискретных параметров до 0.5с (вместо 10);

- реализована развитая система информационной поддержки операторов энергоблока с применением индивидуальных (двух экранные рабочие станции отображения) и коллективных (экран коллективного пользования) средств представления информации;

- расширен объем и увеличена разрешающая способность системы диагностической регистрации (количество контролируемых параметров увеличено в 2-3 раза, глубина архивирования возросла до 30 суток вместо 30 минут).

Структура технических средств системы «СКАЛЫ-МИКРО» такова, что расширение объема принимаемой информации требует лишь добавление еще одного устройства на нижний уровень, при этом существующая емкость устройств второго и третьего уровней намного превышают существующие потребности.

Система легко адаптируема, и по существу, для каждого нового энергоблока требуется лишь доработка программного обеспечения в плане привязки к объекту, доработки же оборудования не требуется.

Ввод в эксплуатацию нового поколения системы «СКАЛА-МИКРО» позволил сделать реальный шаг в направлении автоматизации широкого круга мероприятий, связанных с наладкой, эксплуатацией электрооборудования и повышением уровня безопасности канального реактора.

В результате реализации долговременной программы технической модернизации энергоблоков РБМК-1000 первого и второго поколений, в число которых входит внедрение системы «СКАЛА-МИКРО», создаются необходимые условия для продления срока их эксплуатации.

Решена задача повышения безопасности данных энергоблоков до уровня современных международных требований.

Количественным показателем эффективности разработанного и внедренного комплекса мер по совершенствованию безопасности технологических процессов и персонала на основе системы «СКАЛА-МИКРО» является увеличение действующих мощностей Курской АЭС на 600 МВт.

1. Адасько В .И., Десятников И.И., Долкарт В.М. «Информационные системы энергоблоков АЭС с реакторами РБМК-1000. Опыт создания и перспективы развития» // «Электротехника», 1991, №9, с. 53-60.

2. Анализ надежности системы «СКАЛА-микро» по результатам эксплуатации. НППВНИИЭМ, ТАИК.001112.013. 2007, с. 6-13.

3. АЭС «Куданкулам». Блок 1,2. Категории качества АСУ ТП. Классификация и применение». R01.KK.0.0.AJP.KL.WD001. М., 2005, стр.5-7.

4. Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» с изменениями, внесенными Федеральным законом от 23 июля 2008 года№ 160-ФЗ.

5. Галкина Т.Н., Петров А.В. «Анализ соответствия качества комплекса электрооборудования СУЗ требованиям по качеству, применяемым к оборудованию АЭС «Куданкулам».// Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», том 104, М., 2007, с. 113-120.

6. Десятников И. И., Джумаев С.Д. «Вопросы повышения безопасности атомных станций с канальными реакторами» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», т. 101, М.,2004, с. 11—16.

7. Десятников И.И., Джумаев С.Д., Савин А.К. «Опыт разработки и эксплуатации информационных систем верхнего уровня АЭС с реакторами РБМК» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», т. 100, М., 2001, с. 197-206.

8. Джумаев С.Д. «Разработка и ввод в эксплуатацию нового поколения информационно-измерительной системы «СКАЛА-МИКРО» // «Электротехника», № 6, 2005, с. 18-24.

9. Джумаев С.Д., Жемчугов Г.А., Петров А.В. «Атомное направление НПП ВНИИЭМ. Эволюция развития» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», том 104, М., 2007, с. 5 12.

10. Джумаев С.Д., Петров А.В. «Опыт эксплуатации системы «СКАЛА-микро» на АЭС с РБМК» // 5-ая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Программа тезисов и докладов, М., 2006, с.76 77, 167.

11. Энергетическая стратегия Российской Федерации на период до 2020 года.-М.: Минэнерго России, 2004.- 127с.

12. Козлов В.И. Методология охраны труда в человеко-машинных системах Рига: Зи-натне, 1989.- 183 с.

13. Макаров М.И., Пронин В.Д. Вероятностная оценка аварийных состояний при эксплуатации шахтных дегазационных систем. // Безопасность труда в промышленности, -1977.-№3,- с. 36.

14. Ронжин О.В., Зварыкин М.В. Прогноз безопасности технологического оборудования // Безопасность труда в промышленности. 1971.- №6.- с. 49 + 51.

15. Котик М.А. Психология и безопасность. Таллин: Валгус, 1982. 194 с.

16. Котик М.А., Емельянов А.М. Природа ошибок человека-оператора. М.: Транспорт, 1993- 252 с.

17. Володин И.Н., Иоффе В.М. Вероятностные модели травматизма и распределение числа несчастных случаев на промышленном предприятии // Вопросы техники безопасности: Темат. сб. М, 1973.- с. 5^-23.

18. Мукминов Р.А. Вероятностная модель состояний производственного коллектива в потоке событий охраны труда // Технология бурения нефтяных и газовых скважин.- Уфа, 1980.- с. 227-232.

19. Фокин Ю.Г. Надежность при эксплуатации технических средств М.: Воениздат, 1970 224 с.

20. Топалкароев А.Т., Гурупщцзе М.Н. Методика оценки уровня потенциальной опасности работ на новом оборудовании с учетом условий эксплуатации по аналогу // Комплексная оценка безопасности технологических процессов и оборудования Тбилиси, 1977.- с. 31 — 42.

21. Ульянец И.П. Многофакторный анализ и характеристика условий труда на основе моделирования производственных процессов // Проблемы охраны труда: Тез. докл. Всесоюз. межвуз. конф.-Казань, 1974,-с. 126- 127.

22. Ковалев Е.Е., Иванов В.И., Пахомов Б.Я. Новая техника и проблемы безопасности человека (методологический аспект) // Вопросы философии.-1981 .-№5.-с. 29-31.

23. Кориков A.M. Основы системного анализа и теории систем.- М.: Наука, 1989.-207с.

24. Кернажицкий В.А., Коварский JI.M., Лесновский Е.Н. Методы оценки безопасности эргатических систем при их создании и эксплуатации // Вестник машиностроение 1983.-№10. с. 14-16.

25. Ушаков И.А. Вероятностные методы расчета надежности и безопасности в аэрокосмической техники США // Надежность и контроль качества 1988 -№5-с. 10-11.

26. Фейгенберг И.М., Иванников В.А. Вероятностное прогнозирование и предна-стройка к движениям.- М.: Изд-во МГУ, 1978.- 112 с.

27. Фролов К.В., Махутов НА. Проблемы безопасности сложных технических систем // Проблемы машиностроения и надежности машин. 1992.-№5.-с. 21-23.

28. Чалый-Прилуцкий В.А. Риск и безопасность: разработка методов анализа риска и обеспечения безопасности в особых ситуациях М.: Синтек, 1991.- 452с.

29. Хенли Д., Кумамото X. Надежность технических систем и оценка риска: Пер. с англ.-М.: Машиностроение, 1984.- 528 с.

30. Ротштейн А.П., Кузнецов П.Д. Проектирование бездефектных человеко-машинных технологий. К.: Техника, 1992.- 180 с.

31. Малышев B.M. Проблемам безопасности комплексное решение // Безопасность труда в промышленности 1989.- №10,- с. 32-33.

32. Губинский А.И. Надежность и качество функционирования эргатических систем. Л.: Наука, 1982. - 270 с.

33. Рябинин И.А., Черкесов Г.Н. Логико-вероятностные методы исследования надежности структурно-сложных систем.- М.: Радио и связь, 1981 .-264с.

34. Губинский А.И., Гречко Ю.П., Ротштейн АЛ. Методические рекомендации по аналитическим методам оценки эффективности, качества и надежности эргатических систем.- АН СССР: Центральный совет по комплексной проблеме «Кибернетика», 1978 164 с.

35. Данилова Н.А., Ибрагимов М.Г., Рачков В.И. Концепции и критерии безопасности АС-М.: МТи ЭРФ, 1992 48 с.

36. Смирнов Н.В., Дунин-Барковский И.В. Курс теории вероятностей и математической статистики М: Наука, 1969.- 512 с.

37. Голиков В.Ф., Прохоренко В.А. Учет априорной информации при оценке надежности.- Минск: Наука и техника, 1979. 208 с.

38. Панов Г.Е., БараусоваИА. О связи причин производственного травматизма с личностью работающего // Безопасность труда в промышленности 1972.-№4. -с. 24.

39. Гуревич К.М. Профессиональная пригодность и основные свойства нервной системы.-М.: Наука, 1976.- 272 с.

40. Белов П.Г. Теоретические основы системной инженерии безопасности.- М.: ГНТП «Безопасность», 1996.- 427 с.

41. Астахов Н.В., Малышев B.C., Медведев В.Т. Вибрации и шум электрических машин.-М.: Наука, 1988.- 86 с.

42. Романов В.В. Влияние шума на умственную работоспособность операторов пульта управления энергетики // Гигиена труда и профессиональные заболевания.-1982,-№5.- С. 51-54.

43. Инженерная экология / Под ред. В.Т. Медведева.- М.: Гардарики, 2002.-687с.

44. Полянский Д.А., Медведев В.Т. Пути снижения уровня травматизма в условиях энергосбережения // Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл. 10-й межд. научно-технической конф. студ. и асп М.: Знак, 2004.т. 2 - с. 195.

45. Сорокин Н.М. Черкашов Ю.М. Черников О.Г. Опыт эксплуатации АЭС с реакторами РБМК // Канальные реакторы: проблемы и решения: Международная научно-техническая конференция. Москва Курчатов, 2004.

46. Баринов С.В., Борщев В.П., и др. Нейтронно-физические расчеты реакторов РБМК — модели и коды // Канальные реакторы: проблемы и решения: Международная научно-техническая конференция. Москва Курчатов, 2004.

47. Михайлов М.Н., Ухаров С.Г., Потапова В.П., Десятников В.И., Джумаев С.Д. Управляющие системы канальных водографитовых реакторов // Канальные реакторы: проблемы и решения: Международная научно-техническая конференция. Москва-Курчатов, 2004.

48. Крутикова Л.П., Джумаев С.Д., Силкина О.Б., Петухова А.В. «Автоматизированная сетевая информационно-поисковая система учета документов качества по изделиям АЭС» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», т. 104, М, 2007, с. 120 130.

49. Михайлов М.Н, Коган И.Р., Коноплев Н.П., Боженков О.Л. «Отечественные и зарубежные системы автоматизации энергоблоков АЭС: достигнутый уровень и перспективы развития», стр. 19-35.

50. Михайлов М.Н. Современное состояние автоматизации энергоблоков АЭС. // М.: Ядерные измерительно-информационные технологии. № 2-3, 2004.

51. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), стр. 25-27.

52. Отчет по безопасности № 12. Об оценке безопасности действующих АЭС, построенных по ранним стандартам. Руководство для принятия решения. 1998 г.

53. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС 89), с. 26-30.

54. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБАЭС): РБ Г-12-42-97, М., 1997.

55. Рекомендация МАГАТЭ. INSAG-3. Основные принципы безопасности атомных станций, 1989 г.

56. Рекомендация МАГАТЭ. INSAG-8. Общая основа оценки безопасности атомных станций, созданных по действующим ранее стандартам, 1995 г.

57. Решение по модернизации системы контроля, управления и защиты (КСКУЗ) и других спецсистем реактора РБМК энергоблоков Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. Москва, 2002, с. 2-4.

58. Решение по оснащению энергоблоков №3 и №4 Ленинградской АЭС модернизированной системой СКАЛА на базе оборудования Системы Представления Параметров Безопасности (СППБ) и Компьютерной Системы Блока (КСБ). №ЛАЭСЗ,4ТР-182 МОЗ. Сосновый Бор, 2003, стр. 2-5.

59. Канальные реакторы: проблемы и решения: Международная научно-техническая конференция. Москва Курчатов, 2004.

60. Система контроля, управления и защиты. Технорабочий проект. Пояснительная записка, РБМ-К1.С6.230 ПЗ, с. 194-207.

61. Система представления параметров безопасности четвертого энергоблока Ленинградской АЭС. Техническое задание 14.204 ТЗ, с. 6, 13-32.

62. Система СКАЛА. Техническое описание. ОАБ.402.060.ТО, с. 10-14, 140-150.

63. Система «Скала-микро(МЕ)». Зй блок ЛАЭС. Паспорт. ИНКА.421415.002-11 ПС, с. 6-11.

64. Техническая спецификация информационно- вычислительной системы технологического контроля для 3 энергоблока Кольской АЭС, Кольская АЭС, с. 17-28.

65. Типовое содержание технического обоснования безопасности атомных станций (ТС ТОБ АС-85) ПНАЭГ-1-001-85, М, 1987.

66. Хачатуров А.Е., Куликов Ю.А. «Основы менеджмента качества». М, 2003, с. 46.

67. РД ЭО 0487-03 «Типовые требования к порядку разработки технического задания, проведению испытаний и условиям применения систем и средств эксплуатационного неразрушающего контроля на объектах использования атомной энергии».

68. РД ЭО 0488-03, «Методические рекомендации по оценке достоверности средств и методик неразрушающего контроля».79.0ПБ 88/97, «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций».

69. Джумаев С.Д., Макаров А.К., Медведев В.Т. «Влияние травматизма, профзаболеваний на эффективность работы персонала» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», т. 109, №2, М, 2009, с.39-42.