авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ РОССИЙСКАЯ БИБЛИОТЕКА - WWW.DISLIB.RU

АВТОРЕФЕРАТЫ, ДИССЕРТАЦИИ, МОНОГРАФИИ, НАУЧНЫЕ СТАТЬИ, КНИГИ

 
<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:   || 2 | 3 | 4 |

Научно-методические и практические основы разработки и внедрения базы данных для вывода из эксплуатации блока аэс с реакторной установкой рбмк-1000

-- [ Страница 1 ] --

На правах рукописи

УДК 621.311.25.004.7

ТИХОНОВСКИЙ Владислав Леонидович

научно-методические И ПРАКТИЧЕСКИЕ основы разработки и внедрения базы данных ДЛЯ вывОдА из эксплуатации блока АЭС с Реакторной установкой РБМК-1000

Специальность 05.14.03 – Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Москва – 2009

Работа выполнена в Закрытом акционерном обществе «НЕОЛАНТ» (ЗАО «НЕОЛАНТ) (г. Москва).

Научный руководитель доктор технических наук,

профессор

Б.К. Былкин

Официальные оппоненты доктор технических наук

И.И. Линге

кандидат технических наук

В.П. Сивоконь

Ведущая организация Открытое акционерное общество «Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций» (ОАО ВНИИАЭС)

Защита состоится «___» ________ 2010 года в _____часов ___минут

на заседании специализированного совета Д 520.009.06 при

РНЦ «Курчатовский институт» по адресу:

1231812, Москва, пл. академика Курчатова, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической

библиотеке РНЦ «Курчатовскй институт».

Автореферат разослан «___» _________ 2009 года.

Ученый секретарь

диссертационного Совета,

д.т.н., профессор В.Г. Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы.

Осуществление полного цикла работ по выводу из эксплуатации блока АЭС является масштабным организационным и техническим мероприятием, во многом сопоставимым по объему требуемых для его реализации временных, материальных и трудовых ресурсов с процессом первоначального сооружения блока.

Вывод из эксплуатации энергоблока АЭС – комплексный процесс, включающий несколько этапов, на которых осуществляется разработка программы вывода из эксплуатации, проведение комплексного инженерного и радиационного обследования, разработка проекта вывода из эксплуатации, дезактивация и демонтаж оборудования и т.д. На любом этапе вывода из эксплуатации принятие обоснованных решений может гарантироваться исключительно наличием и полнотой требуемой для этих целей информации.

Некоторые из работающих в Российской Федерации энергоблоков уже исчерпали свой проектный срок эксплуатации или подходят к его завершению. В период с 2000 по 2010гг. 15 блоков российских АЭС исчерпают проектный срок службы. Среди них первый и второй энергоблоки Ленинградской и Курской атомных станций с реакторами РБМК-1000, четыре энергоблока Билибинской АЭС с реакторами ЭГП-12, энергоблоки Нововоронежской АЭС с реактором типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и другие. В сложившихся в России экономических условиях эксплуатация этих блоков продлевается на 10-15 лет. Однако спустя этот промежуток времени работы по выводу из эксплуатации указанных блоков должны быть неизбежно начаты.



В мировой практике используют в основном два варианта вывода из эксплуатации энергоблоков атомных станций: немедленный демонтаж конструкций реактора (DECON) и отложенный демонтаж конструкций реактора, который осуществляют после определенного периода их безопасного сохранения (SAFSTOR).

Основной проблемой при выводе из эксплуатации блока АЭС является проблема переработки и удаления для последующего хранения или захоронения радиоактивных отходов, которые будут образовываться как при демонтаже реактора, так и радиоактивных конструкций блока. В настоящее время в России отсутствуют хранилища и могильники РАО, требуемые при выводе из эксплуатации блока атомной станции. Этот фактор, а также сложности с финансированием для осуществления немедленного демонтажа радиоактивных конструкций реактора определяют выбор варианта SAFSTOR как основного для вывода из эксплуатации блоков атомных станций в России. В частности, этот вариант был выбран при разработке программ вывода из эксплуатации блоков Ленинградской и Курской АЭС.

Вариант SAFSTOR характеризуется достаточно длительным временем сохранения радиоактивных конструкций блока под наблюдением. Например, при выводе из эксплуатации блоков ЛАЭС длительность этого этапа в программах вывода из эксплуатации принята не менее 50 лет. В таких условиях сохранение и передача всей необходимой информации последующим поколениям специалистов, которые будут осуществлять работы по демонтажу реакторной установки и оборудования энергоблоков, становится важной задачей, так как наличие достоверной информации напрямую влияет на безопасность и экономичность проведения работ по ВЭ. Тем более, что в силу ряда причин на действующих АЭС России в настоящее время хранение проектной и эксплуатационной документации организовано на недостаточном уровне, как правило, только на бумажном носителе. В течение срока эксплуатации часть информации безвозвратно утрачивается, бумажный носитель информации приходит в негодное состояние. Зачастую важные сведения об истории эксплуатации блока содержатся только в памяти специалистов АЭС и утрачиваются при их уходе со станции.

Очевидно, что кардинально изменить ситуацию с информационным сопровождением работ по ВЭ возможно только при создании специальной, целенаправленно обновляемой и поддерживаемой на протяжении всей длительности процесса ВЭ базы данных проектной и эксплуатационной информации блока АЭС, обеспечивающей ее долговременное и надежное хранение - базы данных по выводу из эксплуатации (БДВЭ) блока АЭС. Заблаговременное внедрение и наполнение такой базы данных по выводу из эксплуатации позволит централизованно сохранить и передать всю необходимую документацию и данные, требуемые для практического осуществления вывода из эксплуатации, будущим поколениям специалистов.

Представленная работа посвящена разработке и определению научно-методических и практических основ создания базы данных по выводу из эксплуатации блоков АЭС с РБМК, внедренной на Ленинградской АЭС, и внедряемой в настоящее время на Курской АЭС и Смоленской АЭС в рамках выполнения перечня мероприятий для подготовки к выводу из эксплуатации блоков в связи с завершением их проектного срока эксплуатации.

Цель работы.

Целью работы являлось определение научно-методических и практических основ разработки, внедрения и применения базы данных по выводу из эксплуатации применительно к блоку АЭС с РБМК и, в частности, блокам ЛАЭС, выполненной в виде программного обеспечения для ЭВМ.

Научная новизна.

Научная новизна работы заключается:

- в выявлении и всестороннем анализе факторов и ограничений, оказывающих влияние на способ практической реализации, информационную архитектуру, функциональные и технические возможности, аппаратно-программную среду для разработки и функционирования базы данных вывода из эксплуатации;

- в создании комплекса научно-методических подходов для учета влияния этих факторов и ограничений при разработке, внедрении и применении базы данных.

Практическая ценность.

Результаты работы использованы при создании и внедрении базы данных по выводу из эксплуатации блоков Ленинградской АЭС, создании в настоящее время ИС БДВЭ блоков Курской АЭС, ИС БДВЭ ПУГР ОАО «Сибирский химический комбинат» и ИС БДВЭ ПУГР «ПО «Маяк», а также приняты за основу при разработке руководящего документа Эксплуатирующей организации «Типовая структура базы данных для вывода из эксплуатации блока атомной станции» (РД ЭО 0582-2005) и Концепции «Отраслевой информационной системы вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов Госкорпорации «Росатом».

Автор выносит на защиту:

  • обоснование места и роли базы данных в процессе подготовки к выводу и выводе из эксплуатации блоков АЭС, определение типового жизненного цикла ИС БДВЭ блока АЭС в контексте завершающих этапов эксплуатации и этапов вывода из эксплуатации блока АЭС;
  • комплекс научно-методических и практических требований к информационному наполнению и содержанию информационных разделов БДВЭ;
  • обоснование выбора практического способа реализации базы данных по выводу из эксплуатации блока АЭС в виде информационной системы для ЭВМ, а также выбор архитектуры ИС БДВЭ и состава ее подсистем;
  • первоначальный состав инженерно-технической информации об оборудовании, системах, компонентах блока АЭС с РБМК, его площадки, подлежащей вводу в ИС БДВЭ на начальном этапе наполнения ИС БДВЭ блока АЭС с РБМК;
  • комплекс базовых требований к функциональным и техническим возможностям БДВЭ блока АЭС с РБМК при ее практической реализации как информационной системы для ЭВМ.

Личный вклад автора.

Личный вклад автора состоит в том, что в качестве руководителя работ он принимал участие в организации и проведении всего комплекса исследований, осуществлял сбор, подготовку, анализ и систематизацию исходных данных, необходимых для выполнения работы, осуществлял разработку требований к базе данных по выводу из эксплуатации, а также руководство и координацию работы групп специалистов, непосредственно осуществлявших создание базы данных.

Апробация диссертационной работы.

Основные результаты работы доложены и обсуждались на: 14-ой ежегодной конференции ЯО России (Россия, Калининская АЭС, 2003г.), международном семинаре по выводу из эксплуатации атомных энергоблоков и обращению с радиоактивными отходами (Украина, Чернобыльская АЭС, 2003г.) и миссии технической поддержки по проблемам обращения с РАО при выводе АЭС из эксплуатации (Украина, Чернобыльская АЭС, 2004г.), проводимых под эгидой ВАО АЭС-МЦ, Международной Конференции «РАДЛЕГ-РАДИНФО-2005» (Москва, 2005), Международной Конференции «РАДЛЕГ-РАДИНФО-2006» (Москва, 2006), IX Российской Научной Конференция «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях» (г. Обнинск, 2006г.), Международном техническом совещании по проекту ТАСИС R2.04/03 по выводу из эксплуатации блоков 1,2 НВАЭС (г..Нововоронеж, 2007г.); 6-ой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» - МНТК-2008, Научно-практической конференции «Вывод из эксплуатации объектов использования атомной энергии» (Вывод-2009, Москва, 2-5 июня 2009г.),

Международном совещании “Реализация мероприятий по подготовке к снятию с эксплуатации энергоблоков АЭС” (Чернобыльский центр, г. Славутич, Украина, 13-16 октября 2009 г), а также в ряде публикаций в научно-технических журналах.

Структура и объем диссертационной работы.

Структура содержания работы включает: список терминов и определений, список принятых сокращений, введение, шесть глав, заключение, приложение и список использованной литературы. Работа представлена на 154 страницах и включает 6 таблиц, 42 рисунка и 49 ссылок на литературные источники.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В первой главе приведен обзор и анализ международного опыта применения информационных систем в процессе ВЭ блоков АЭС и реакторных установок различного назначения.

В главе анализируются материалы современных публикаций МАГАТЭ, в которых подчеркивается необходимость сбора, надежного сохранения и постоянной актуализации всей необходимой для осуществления процесса вывода из эксплуатации проектно-конструкторской и эксплутационной информации и документации о компонентах, оборудовании, системах и строительных конструкциях выводимого из эксплуатации блока АЭС.

К такой информации публикации относят чертежи реакторной установки, модели и фотографии, отображающие ее реальное состояние по окончании строительства, последовательность и подробности сооружения блока, отклонения от проекта в компонентах и конструкциях.

На этапе эксплуатации блока в публикациях МАГАТЭ рекомендуется вести точные регистрационные записи. Эти записи следует оформлять таким образом, чтобы материалы, связанные с вопросами вывода из эксплуатации, можно было легко идентифицировать (например, чтобы можно было легко найти и обновить оценки имеющегося количества радиоактивных веществ). В дополнение к чертежам рекомендуется сохранять фотодокументы эксплуатационных этапов существования блока. В состав сохраняемой документации также рекомендуется включать:





- подробности истории эксплуатации, включая записи по следующим событиям:

  • аварии, приведшие к утечке или непреднамеренному выбросу радиоактивных веществ;
  • данные по обследованию радиационного фона, особенно для зон реактора, которые редко посещаются или доступ в которые особенно затруднен;
  • данные по сбросам жидких РАО, которые могут потенциально оказать воздействие на грунтовые воды;
  • данные по количеству РАО и их местоположению.

- описание произведенных на блоке модификаций и реконструкций, а также накопленного опыта технического обслуживания, включая:

  • обновленные после проведенных модификаций чертежи и фотографии, включая подробное описание использованных материалов;
  • специальные операции и методы ремонта или обслуживания (например, установка устройств современной радиационной защиты или методы удаления крупных фрагментов оборудования и конструкций).

Публикации МАГАТЭ содержат также рекомендации относительно применения макетов и моделей реактора и блока в целом для отработки процедур демонтажа как на стадии проектирования блока, так и непосредственно перед осуществлением демонтажных работ. На стадии проектирования блока применение макетов и моделей позволит более детально отработать и заранее учесть в проекте сооружения блока вопросы, связанные с демонтажем оборудования и выводом из эксплуатации. На стадии вывода из эксплуатации блока АЭС в процессе демонтажа оборудования применение масштабных макетов и моделей позволит производить отработку конкретных технологий демонтажа и подготовку персонала, что повысит эффективность и безопасность проведения демонтажных работ. В качестве инструмента создания таких макетов рекомендуется использовать компьютерное моделирование.

В главе рассмотрены конкретные примеры применения информационных технологий и баз данных в процессе вывода из эксплуатации блоков АЭС и реакторных установок различного назначения. Приведенный в главе материал свидетельствует о том, что за рубежом практическое применение информационных технологий в процессе вывода из эксплуатации реакторных установок началось с середины 80-х годов прошлого века. К этому времени во многих странах возникла необходимость вывода из эксплуатации реакторных установок первых поколений, сооруженных в 50-60-х годах XX века. Повсеместное распространение ЭВМ, рост их вычислительной мощности и, как следствие, возможность создания все более сложного программного обеспечения, обусловили применение информационных технологий для моделирования и сопровождения различных аспектов процесса ВЭ. Именно информационные технологии позволили в приемлемые сроки осуществлять планирование, оптимизацию и оценку результатов ВЭ на количественном уровне с достаточной степенью точности.

Изучение зарубежного опыта вывода из эксплуатации ядреных реакторов различного назначения свидетельствует о широком применении в этом процессе информационных систем. За рубежом задача сохранения и передачи будущим поколениям специалистов проектно-конструкторской и эксплуатационной документации успешно решается. В большинстве проектов информационная система используется уже не просто как удобное и надежное средство долговременного хранения документации, а как средство прогнозирования и управления процессом вывода из эксплуатации, что, естественно, было бы невозможным без наличия полной базы данных проектно-конструкторской и эксплуатационной информации.

Во второй главе рассмотрена российская нормативно-техническая и организационно-распорядительная документация, посвященная проблематике ВЭ блоков АЭС (нормативные документы Ростехнадзора и руководящие документа концерна «Росэнергоатом»), проанализировано содержание Программ ВЭ блоков первой и второй очередей ЛАЭС, содержание «Концепции отраслевой информационной системы вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов». Обобщены и проанализированы положения указанных документов с целью определения исходных требований к информационному наполнению и способу реализации БДВЭ блоков АЭС с РБМК.

В главе на основе анализа положений нормативных и других документов определяется базовые перечни информации, требуемой к ведению в БДВЭ, на основе которых в последующих главах формируются детальные перечни информации, вносимые в соответствующие информационные блоки БДВЭ.

По итогам выполненного анализа российских нормативных и руководящих документов, а также положений программ вывода из эксплуатации блоков первой очереди Ленинградской АЭС в главе делаются следующие выводы:

  • Как в публикациях МАГАТЭ, так и в положениях отечественных нормативно-технических документов содержится указание на необходимость начала сбора и архивирования информации, требуемой в процессе ВЭ блока АЭС, о компонентах, конструкциях, реакторе, оборудовании и системах блока еще на этапе его проектирования;
  • В плане состава информации, сохраняемой для целей ВЭ на этапах подготовки к выводу и вывода из эксплуатации блока АЭС, положения российских нормативных и руководящих документов, а также программ вывода из эксплуатации блоков первой и второй очереди ЛАЭС практически полностью совпадают с рекомендациями, изложенными в публикациях МАГАТЭ;
  • До выпуска в 2005 году РД ЭО 0582-2005 в отечественных нормативных и руководящих документах более-менее определенные требования к практической реализации ИС БДВЭ отсутствовали. Выпуск РД ЭО 0582-2005 обеспечил практическое закрепление идеологии о необходимости создания и применения БДВЭ в процессе ВЭ в виде информационной системы для ЭВМ.
  • Концепция ОИС ВЭ ЯРОО является первым отраслевым документом, который обобщает накопленный за последние четыре-пять лет опыт создания и применения ИС БДВЭ блоков АЭС и масштабирует его на другие типы объектов использования атомной энергии в рамках всей Госкорпорации «Росатом». В тоже время документ, соответствуя своему названию, носит достаточно высокоуровневый характер, и требует дальнейшей детализации.
  • В настоящий момент назрела необходимость разработки детализированных требований к различным аспектам создания и применения ИС ВЭ с учетом накопленного опыта создания ИС БДВЭ блоков АЭС и опыта ведущих отраслевых проектно-конструкторских организаций в области трехмерного проектирования новых блоков АЭС.

В третьей главе на основе результатов анализа, выполненного в предыдущих главах, определены место и роль БДВЭ в контексте завершающих этапов эксплуатации и в процессе вывода из эксплуатации блока АЭС.



Pages:   || 2 | 3 | 4 |
 

Похожие работы:










 
© 2013 www.dislib.ru - «Авторефераты диссертаций - бесплатно»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.