СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДОВ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ КИБЕРНЕТИКИ В УПРАВЛЕНИИ АЭС

·                  территория ЗАЭС, в том числе геологические показатели, расположенные в непосредственной близости строения и сооружения, расстояния до населенных мест;

·                  элементы отработавшего ядерного топлива;

·                  оборудование для перемещения и хранения отработавшего ядерного топлива;

·                  зоны загрузки, транспортировки и хранения;

·                  критерии, по которым проектируется данное хранилище, в частности, экстремальные погодные и климатические условия, а также стихийные явления, в том числе землетрясения, смерчи и наводнения (рис.2.4);

Рис. 2.4. План площадки Запорожской АЭС.

Непосредственным местом хранения контейнеров стала бетонная площадка размером 64 метра в ширину на 186 метров в длину. Площадка строилась из армированного бетона. По всему периметру она обнесена двойной оградой и находится под постоянным контролем охранной системы с целью пресечения несанкционированных вторжений.

На действующей АЭС следует учитывать два вида радиационной опасности: ионизирующие излучения и радиоактивную загрязненность, которые являются следствием физических процессов, происходящих в активной зоне реактора.

Исходя из этого можно сформулировать основные задачи системы радиационного контроля на АЭС : постоянно обеспечивать в производственных помещениях контроль мощности эквивaлентной дозы у-излучения и плотности потока нейтронов; непрерывно контролировать работу технологических узлов АЭС, регистрируя увеличение концентрации радиоактивных веществ свыше допустимого значения в теплоносителях первого и второго контуров; постоянно контролировать концентрацию радиоактивных веществ и аэрозолей в производственных помещениях и системах вытяжной и приточной вентиляции; обеспечивать автоматическую подачу с дозиметрического пульта управления предупредительных звуковых и световых сигналов в случае превышения мощности эквивалентной дозы у-излучения или допустимой концентрации радиоактивного газа, находящегося в воздухе какого-либо производственного помещения АЭС.

Радиационный дозиметрический контроль является неотъемлемой частью системы радиационной безопасности и должен обеспечивать получение необходимой информации о состоянии радиационной обстановки на АЭС, во внешней среде, а также об эквивалентной дозе облучения персонала. Основным документом, определяющим обеспечение радиационной безопасности, являются правила радиационной безопасности.

Служба радиационного дозиметрического контроля АЭС состоит из групп: оперативного контроля за радиационной обстановкой; индивидуального дозиметрического контроля; ремонта и проверки дозиметрических приборов; радиационного дозиметрического контроля внешней среды.

Оперативный контроль за радиационной обстановкой АЭС состоит из планового и специального контроля, которые осуществляются с помощью комплекса аппаратуры контроля радиационной безопасности, состоящего из стационарных, переносных и индивидуальных дозиметрических приборов. Плановый контроль проводится в соответствии с заранее разработанным планом-графиком и включает следующие измерения:

-                 индивидуaльные эквивaлентные дозы внешнего облучения контролируемого персонала;

-                 мощности эквивалентной дозы у-излучения и плотности потока бета-частиц;

- плотности потока и мощности эквивалентной дозы нейтронов;

-                 концентрации и нуклидный состав радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе производственных помещений;

-                 уровень загрязнения радиоактивными веществами поверхностей оборудования, кожных покровов, спецодежды, средств индивидуальной защиты и личной одежды персонала;

- активность и радионуклидный состав выбросов радиоактивных газов и аэрозолей а атмосферу и сброса жидких радиоактивных отходов во внешнюю среду;

-                 активность жидких и твердых радиоактивных отходов, поступающих на захоронение;

-                 уровень загрязнения транспортных средств

Объектом радиационного контроля является АЭС и прилегающая к ней территории радиусом до 30 км. Наличие на АЭС источников ионизирующих излучений и радиоактивных веществ определяют радиационную обстановку АЭС и окружающей ее природной среды и может оказывать воздействие на персонал и проживающее вокруг АЭС население. Техническими и организационными мерами защиты персонала, населения и окружающей среды на АЭС действуют физические барьеры безопасности.

Функции контроля состояния защитных барьеров возлагаются на системы радиационного контроля внутри АЭС и автоматизированную систему контроля радиационной обстановки АСКРО.

АСКРО предназначена для выполнения информационно-вычислительных, управляющих и вспомогательных функций по контролю состояния радиационной безопасности ЗАЭС и района ее расположения в нормальном режиме эксплуатации и в аварийных ситуациях.

АСКРО, использующая средства вычислительной техники и телеметрических измерений обеспечивает значительно более широкий спектр информационных услуг:

-                 радиационный контроль состояния защитных барьеров с помощью измерений

-                 активность теплоносителя 1 контура, характеризующую герметичность оболочек ТВЭЛ

-                 активность технологических сред, связанных с оборудованием 1 контура, характеризующих его герметичность.

-                 объемной активности радионуклидов и мощности дозы гамма излучения в защитной оболочке и на возможных путях выхода радиоактивности из нее, характеризующих герметичность 1 контура в пределах гермоо6олочки, а также плотность самой гермооболочки.

-                 объемной активности радионуклидов в воздухе, а также мощности дозы гамма - излучения на местности в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения, характеризующих масштабы аварии и степень локализации радиоактивности в названных зонах.

АСКРО позволяет создавать банки данных на персонал, помещения, оборудование и текнологические системы станции, что значительно повышает качество оперативной информации и информации, получаемой при лабораторных измерениях.

В  настоящее  время  технологические процедуры,  выполняемые  персоналом на  сложных  и  небезопасных  энергетических,  силовых,  нефтехимических производствах  и  установках,  описываются десятками различных инструкций, составляющих  тысячи  страниц  текста. Время их  освоения составляет несколько  месяцев,  а  оперативная  переподготовка  персонала  затруднена.  В  то  же время  к  квалификации  оперативного персонала предъявляются высокие  требования, в связи с чем проводится периодическая  аттестация  персонала.  При этом  необходимо  отработать  штатные и  нештатные  аварийные  ситуации,  которые  часто  по  требованиям  безопасности  невозможно  смоделировать  на реальном объекте. В  настоящее время  деятельность  операторов  моделируется  на  полномасштабных  тренажерах,  а  компьютерные тренажеры  используются  только  для моделирования физических процессов. Появление мультимедиа технологий дает  возможность  использовать  в  тренажерах  изображения  и  звуки  реальных технологических  объектов.  Это  позволяет  реализовывать  новые  функции  в тренажерах. Кроме того, на ряде производств, в том числе,  на  АЭС  существуют помещения,  доступ в которые разрешается  один  или два раза в  год  и  на  очень ограниченное время.  За это  время  персонал должен  провести в  этих помещениях  профилактические  работы.  Используя  тренажеры с реальным  изображением  оборудования  таких  помещений,  можно  осуществлять  предварительную подготовку  персонала  и  точно распланировать весь процесс профилактики.

2.2 Исследование технологической имитационной модели АЭС с помощью прикладного пакета VisSim

Данная имитационная модель имеет пять входных сигналов. Рассмотрим каждый из них.

Первый входной сигнал показывает затраты реагентов в реакторе (F).

Второй входной сигнал – это концентрация реагентов на входе в реактор (Qн). Эти два сигнала делятся на две ветви.

На каждую из четырех ветвей ставится усилитель.

Третий входной сигнал – это начальная температура реагента на входе в реактор (Tн).

Четвертый определяет затраты хладогента на входе (Fc).

Пятый входной сигнал – это определение температуры хладогента на входе.

На остальных трех сигналах тоже стоят усилительные модули. 

Первый входной сигнал, первая ветвь идет на сумматор со знаком плюс. Первый входной сигнал, вторая ветвь идет на второй сумматор со знаком плюс. Второй входной сигнал, первая ветвь идет на первый сумматор со знаком плюс. Второй входной сигнал, вторая ветвь идет на второй сумматор со знаком минус. Третий входной сигнал идет на второй сумматор со знаком плюс. Четвертый входной сигнал идет на второй сумматор со знаком минус. Пятый выходной сумматор идет на  второй сумматор со знаком плюс.

Блок сумматор суммирует совокупность входных сигналов. Впрочем, для любого входного сигнала можно изменить знак, и он будет вычитаться.

Сигнал с первого сумматора идет на модель технологического процесса, сигнал разветвляется на три ветви:

- первая идет на обратную связь на первый сумматор со знаком минус. Вторая ветвь идет на осциллограф, третья ветвь идет на обратную связь на второй сумматор со знаком плюс. Со второго сумматора выходит сигнал на технологический модуль далее с технологического модуля сигнал разделяется на три ветви. Первая ветвь идет на обратную связь с первым сумматором со знаком плюс. Вторая ветвь идет на осциллограф, а третья ветвь идет на обратную связь со вторым сумматором со знаком минус.

Затем проводится эксперимент с изменением параметров модулей имитационной модели для определения наиболее эффективной частоты выходного сигнала.

Эксперимент №1

В данном эксперименте были изменены параметры технологического модуля модели, что привело к повышению концентрации продуктов реакции и к понижению температуры в данном реакторе на выходе.

Эксперимент №2

В эксперименте №2 были изменены параметры ускорительных модулей на входе второго сигнала. Следствием чего стало сильное колебание концентрации обогащенного урана(продукта) в реакторе и колебательное снижение температуры в реакторе на выходе.

              Эксперимент №3

В данном эксперименте были изменены параметры ускорительных модулей на входе второго сигнала. Следствием чего стало сильное колебание концентрации обогащенного урана(продукта) в реакторе и колебательное снижение температуры в реакторе на выходе.

В данном эксперименте были изменение параметров технологического модуля, а в частности параметры нумератора и деноминатора. В следствии, чего наблюдается на осциллографе резкое падение обоих выходных параметров (температуры и концентрации продуктов реакции), с течением процесса эти параметры восстанавливаются, но температура продолжает падать.

Эксперимент №4

              Вследствие продолжительных испытаний технологического модуля модели были найдены оптимальные параметры системы. Вследствие чего система приобрела оптимальную чистоту и максимальную стабильность.

ВЫВОДЫ

              Сегодня именно атомная энергетика должна стать тем универсальным средством, которое сможет в полной мере удовлетворить растущие потребности не только промышленности, но и социально-экономического развития нашей страны. Поэтому строительство атомных электростанций является одним из важнейших приоритетов в развитии энергосистемы Украины.

              Так как атомная энергетика – это специфическая область деятельности, то и внедряемые методы управления должны быть построены таким образом, чтобы они были применимы к этой области.

              Административные методы управления следует улучшать в следующем направлении:

              -механизм обеспечения мобильности, изменения профессиональной               ориентации и возможного манёвра кадровым потенциалом;

              -обновление персонала (привлечение молодых специалистов);

              -создание методов анализа социального климата;

              -улучшение структуру затрат на подготовку персонала АЭС и сделать её более эффективной.

              Социально-психологические методы в атомной энергетике, на мой взгляд, самые главные и к этим методам должно быть повышенное внимание. Все сотрудники АЭС связанны с большою напряжённостью труда и поэтому следует создание благоприятного климата для работы (строительство спортивных и оздоровительных центров).

              Также следует проводить:

              -постоянные тренинги по психологической устойчивости сотрудников