WWW.DISSERS.RU

БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА

загрузка...
   Добро пожаловать!

Pages:     || 2 | 3 |

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

Москва 2009

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 технических 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, профессор М.В. Рябчицкий

Общая характеристика работы.

Актуальность проблемы.

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

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

Кроме того, большую роль в формировании отношения общественного мнения к атомной энергии сыграли аварии на АЭС (1979г – авария на АЭС в Горисбурге, США; 1986г – авария на четвертом блоке Чернобыльской АЭС и др.).

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

Для решения целого комплекса задач, направленных на обеспечение безопасной эксплуатации АЭС путем снижения рисков принятия ошибочных решений со стороны персонала, приводящих к травматизму и профессиональным заболеваниям, а также к заболеваниям населения и загрязнению окружающей среды, было необходимо использование нового поколения информационно – вычислительных систем, к которым предъявлялись и эргономические требования.

В их числе - соответствие рабочих мест оперативного персонала 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 и др., а также обеспеченность работников средствами индивидуальной защиты (СИЗ), тяжесть и напряженность труда.

В контексте человеческого фактора обеспечения безопасности следует подчеркнуть, что персонал Чернобыльской АЭС не осознавал всю степень ответственности, которая лежала на нем при эксплуатации энергоблока с реактором типа РБМК–1000.

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

  • 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 результате технологических 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, законов теории вероятности и надежности, а также результатами расчетно-экспериментальных исследований.

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

Апробация и публикации. Результаты работы были доложены на 5-ой Международной научно-технической конференции “Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики” (г. Москва, 2006г.). Основные положения работы опубликованы в трудах этой конференции и в 8-и статьях в центральных научных журналах.

Объем и структура диссертации. Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения, выводов и 2 приложений. Работа изложена на 119 страницах машинописного текста, содержит 31 рисунок и 15 таблиц.

Библиографический список использованной литературы содержит 80 наименований.

  1. Основное содержание работы.

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

В первой главе проведен анализ технических особенностей и эксплуатации канальных реакторов с учетом влияния “человеческого фактора”. Рассмотрены существующие системы обеспечения безопасности персонала, населения и окружающей среды, в основу которых включена система ограничения радиоактивных выбросов.

Как показал анализ, причинами возникновения и развития аварийных процессов на объектах АЭС во многих случаях является непрофессиональные или ошибочные действия персонала. На основании рассмотренных данных выбрана концепция совершенствования информационно – измерительной системы, снижающей риски принятия ошибочных решений оперативным персоналом в случаях возникновения нештатных ситуаций.

В результате анализа так же установлено, что существующие системы контроля, управления, сбора и обработки информации на АЭС с РБМК-1000 требуют совершенствования в направлении увеличения: быстродействия; объема отображаемой информации с учетом эргономических и антропометрических характеристик человека; базы эксплуатационных данных и др.

Анализ показал, что при разработке новой версии информационно – измерительной системы на АЭС необходимо использовать возможности методики оценки рисков возникновения травмоопасных ситуаций и профзаболеваний персонала, предложенной 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 события, отказа любого из элементов системы безопасности: активного элемента 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).

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 6500С в течение ~24с, что трактуется как разрушение трубы при оценке радиационных последствий аварии. К этому моменту температура оболочек твэлов превышает 1200С практически по всей высоте ТВС, а максимальная температура достигает ~1430С.

В таблице 1 приведены дозы облучения населения на границе трёхкилометровой санитарно-защитной зоны при авариях с разрывами КМПЦ (в Зв (бэр)). Значения предельно-допустимых доз приведены для реакторов РБМК-1000 (в скобках) 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

Разрыв ТК в РП

0.005

0.3

ПДД

Pages:     || 2 | 3 |






© 2011 www.dissers.ru - «Бесплатная электронная библиотека»