Оптимизация ремонтных работ на радиоактивном оборудовании тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.04.11, кандидат технических наук Ташлыков, Олег Леонидович

  • Ташлыков, Олег Леонидович
  • кандидат технических науккандидат технических наук
  • 2006, Екатеринбург
  • Специальность ВАК РФ05.04.11
  • Количество страниц 200
Ташлыков, Олег Леонидович. Оптимизация ремонтных работ на радиоактивном оборудовании: дис. кандидат технических наук: 05.04.11 - Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности. Екатеринбург. 2006. 200 с.

Оглавление диссертации кандидат технических наук Ташлыков, Олег Леонидович

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. АНАЛИЗ И ИССЛЕДОВАНИЕ ПОТЕНЦИАЛА РАДИАЦИОННЫХ НАГРУЗОК ПРИ ПРОВЕДЕНИИ РЕМОНТНЫХ РАБОТ НА АЭС.

1.1. Особенности технологии ремонтных работ на радиоактивном оборудовании АЭС.

1.2. Основные пути возникновения радиационных нагрузок на ремонтный персонал АЭС.

1.3. Анализ современного состояния с дозовыми нагрузками на АЭС.

1.4. Распределение радиоактивности по элементам оборудования и трубопроводов, как основной фактор дозовых нагрузок на ремонтный персонал.

1.4.1. Реакторные установки с водным теплоносителем.

1.4.2. Особенности образования и переноса продуктов коррозии в технологическом контуре АЭС с реактором на быстрых нейтронах.

1.5. Влияние качества эксплуатации на распределение радиоактивности по элементам оборудования.

ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ОПТИМИЗАЦИИ ОТДЕЛЬНЫХ ЭТАПОВ РЕМОНТНЫХ РАБОТ С УЧЕТОМ ФАКТОРОВ, ОПРЕДЕЛЯЮЩИХ ДОЗОВЫЕ НАГРУЗКИ ПЕРСОНАЛА.

2.1. Технология ремонтных работ.

2.1.1. Отбор, планирование, составление графика работ.

2.1.2. Подготовка работ.

2.1.3. Выполнение работ.

2.1.4. Оценка работы и обратная связь.

2.2. Снижение дозовых затрат ремонтного персонала посредством воздействия на фактор расстояния.

2.3. Реализация снижения дозовых затрат ремонтного персонала посредством воздействия на фактор снижения уровня излучения от ф оборудования и систем АЭС.

2.3.1. Уменьшение радиоактивных отложений на поверхности оборудования.

2.3.2. Дезактивация оборудования.

1 2.3.3. Защитные экраны.

2.4. Основные направления оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых затрат персонала.

ГЛАВА 3. РАЗРАБОТКА АЛГОРИТМОВ МОДЕЛИРОВАНИЯ ДОЗОВЫХ ПОЛЕЙ ОТ РАДИОАКТИВНОГО ОБОРУДОВАНИЯ И

ТРУБОПРОВОДОВ.

3.1. Возможность алгоритмизации задачи оценки дозовых нагрузок при планировании ремонтного обслуживания АЭС.

3.2. Теоретическая база для разработки расчетных программ.

3.3. Алгоритм решения задачи определения поля гамма-излучения с использованием упрощенных формул.

3.4. Решение задачи определения поля гамма-излучения методом интегрирования.

3.4.1. Алгоритм программы.

3.4.2. Расчетные схемы источников различных геометрических форм.

3.5. Определение радиационных полей от системы оборудования и трубопроводов.

3.6. Определение мощности дозы излучения от неоднородного цилиндрического источника.

3.7. Разработка автоматизированной программы определения мощности дозы излучения в приложении Access 2001.

3.8. Использование математического моделирования при планировании ремонтных работ с учетом дозовых затрат ремонтного персонала. \

ГЛАВА 4. ОПТИМИЗАЦИЯ ДОЗОВЫХ ЗАТРАТ ДЛЯ МИНИМИЗАЦИИ ОБЛУЧЕНИЯ РАБОТНИКОВ ПРИ # ПЕРЕМЕЩЕНИИ В ЗОНЕ КОНТРОЛИРУЕМОГО ДОСТУПА.

4.1. Оптимизация траектории движения работников в радиационных полях.

4.2. Решение задачи методом динамического программирования.

4.3. Применение метода динамического программирования для оптимизации 1 траектории движения работника с целью минимизации облучения при перемещении.

ГЛАВА 5. МОДЕЛЬ УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКИХ КОМПЛЕКСОВ

ДЛЯ ПОДГОТОВКИ РЕМОНТНОГО ПЕРСОНАЛА АЭС.

5.1. Технологические особенности проекта Смоленского УТЦ.

Ф 5.2. Разработка методологии теоретической и практической подготовки ремонтного персонала АЭС.

5.3. Результаты внедрения методологии и учебно-методического обеспечения подготовки персонала для ремонта радиоактивного оборудования.

ВЫВОДЫ.

Рекомендованный список диссертаций по специальности «Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности», 05.04.11 шифр ВАК

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оптимизация ремонтных работ на радиоактивном оборудовании»

Атомная энергетика, как и любое промышленное производство, стремится к увеличению доходов и снижению затрат при условии поддержания достаточного уровня безопасности. Повышение доходов для АЭС означает увеличение до максимума времени эксплуатации, то есть снижение до минимума времени на плановые остановы реактора с целью перегрузки топлива и проведения регламентных ремонтных работ. Снижение издержек связано с сокращением эксплуатационных затрат в период нормальной эксплуатации, а также в период перегрузки топлива. Эти две задачи могут показаться противоречащими задаче поддержания достаточного уровня безопасности. Однако многолетний мировой опыт эксплуатации показал, что обеспечение безопасности АЭС тесно связано с решением основных производственных и экономических задач и никак не противоречит текущей работе станции [1]. Предпринимаемые на АЭС меры по предотвращению аварий и отказов направлены одновременно на повышение и коэффициента готовности1, и экономической эффективности станции.

Атомная энергетика России в последние годы демонстрирует устойчивую безаварийную работу со стабильным повышением эффективности использования установленной мощности АЭС. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составляет более семидесяти процентов (76,3% в 2003 г.), предполагается его дальнейшее повышение (на некоторых отечественных блоках КИУМ достигает 82-83%). Только за счет увеличения КИУМ в 2003 г. на 4,5% (по сравнению с предыдущим годом) выработка электроэнергии выросла в объеме, равноценном производству одного энергоблока мощностью более 1000 МВт [2]. Основой роста выработки

1 Коэффициент готовности (для простого режима эксплуатации) - это вероятность того, что объект окажется в работоспособном состоянии в произвольный момент времени, кроме планируемых периодов, в течение которых применение объекта по назначению не предусматривается: Kt(t)-tp/(tp+tB), где /р - суммарное время работы объекта за некоторый интервал эксплуатации, на котором определяется Кг; /„ - суммарное время восстановления работоспособности объекта после отказа за тот же период эксплуатации электроэнергии должна стать оптимизация ремонтных кампаний, продолжительность которых пока довольно велика.

Среднее время нахождения энергоблоков в текущих и капитальных ремонтах составляет до 20% (за рубежом этот показатель составляет 7-10%). Первопричины такого отставания находятся в проектах атомных станций времен СССР. При их разработке закладывался КИУМ на уровне 75 - 80%, что определялось возможностями оборудования и технологий того времени. Кроме того, энергетика СССР была устойчивым образованием с большим запасом по мощности. На многих зарубежных АЭС значение КИУМ составляет 85-90% и выше. Например, построенные по советским проектам АЭС с реакторами ВВЭР-440 Ловиса (Финляндия) и Пакш (Венгрия) входят в десятку лидеров по этому показателю, что свидетельствует о резерве роста у отечественных станций [3].

Спецификой технического обслуживания и ремонта (ТОиР) систем и оборудования АЭС является то, что многие работы могут проводиться только на остановленном энергоблоке и в условиях воздействия ионизирующих излучений. Кроме того, к ТОиР на АЭС предъявляются более высокие требования как с точки зрения ядерной и радиационной безопасности, качества ремонтных работ, так и с точки зрения готовности систем и оборудования, влияющих на безопасность.

В связи с переходом в отечественной радиационной защите на новые Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) [4] и Основные санитарные правила обращения с радиоактивными веществами (ОСПОРБ-99) [5], разработанные в соответствии с международными рекомендациями и правилами, остро встал вопрос по снижению в 2,5 раза пределов облучения персонала, и в первую очередь ремонтного, так как основной вклад в коллективную дозу облучения персонала АЭС вносят работы по техническому обслуживанию и ремонту.

На начальном этапе снижать дозы облучения удавалось в основном за счет выполнения организационных мероприятий административного повышения требований к качеству подготовки и проведения работ в зоне контролируемого доступа. Для дальнейшего снижения дозовых нагрузок персонала необходимо внедрение на АЭС принципа ALARA1 [6]. Основой применения этого принципа является процесс оптимизации2, в котором снижение коллективной дозы сопоставляется с затратами на дополнительные меры защиты. Социальный выигрыш за счет уменьшения дозы облучения состоит в устранении гипотетических радиобиологических последствий. Кроме социального выигрыша применительно к АЭС появляются два дополнительных фактора снижения издержек. Первый обеспечивает повышение эффективности эксплуатации реакторной установки благодаря облегчению доступа к ее узлам и системам вследствие снижения радиационных полей, второй - возрастание надежности узлов при их модернизации, принятой с целью снижения радиоактивных отложений (данный эффект непосредственно не связан с уровнями излучения).

Коэффициент готовности АЭС в целом и доступность ее систем и узлов обратно пропорциональны уровню излучения на рабочих местах персонала. При этом уровень облучения некоторых групп персонала (например, операторов, дозиметристов и т.д.) практически не влияет на готовность АЭС. Однако продолжительность остановок на регламентный ремонт непосредственно связана со значениями уровней излучения (например, вблизи парогенераторов, приводов СУЗ и т.д.). Поэтому, с точки зрения максимального значения коэффициента готовности АЭС, приоритетом

1 ALARA (сокращение "As Low As Reasonably Achievable" - «настолько низко насколько разумно достижимо») - этот термин является квинтэссенцией положения Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) о том, что «для любого отдельного источника в рамках данной практической деятельности значения индивидуальных доз, число облученных лиц и возможность подвергнуться облучениям, которые необязательно случатся, должны поддерживаться на столь низких уровнях, какие только могут быть разумно достигнуты с учетом экономических и социальных факторов».

Оптимизация - 1) нахождение наибольшего или наименьшего значения какой-либо функции; 2) выбор наилучшего (оптимального) варианта из множества возможных. Оптимум - (лат. optimum-наилучшее) - совокупность наиболее благоприятных условий, наилучший вариант решения какой-либо задачи или достижения какой-либо цели при данных условиях. должны пользоваться работы, прямо влияющие на время простоя, независимо ни от источника излучения (система или узел), ни от коллективной дозы [3].

Исследования, проведенные в США [7], показали, что продолжительность простоя зависит от дозы облучения только в тех случаях, когда ее значение близко к рабочим контрольным уровням. Частые смены групп в таких условиях и неизбежные при этом потери времени на радиометрический контроль и санобработку снижают производительность труда ремонтного персонала. Кроме того, при замене новые работники часть дозы получат еще до того как приступят к выполнению работы (бесполезная доза). Эта доза будет получена во время входа и выхода из зоны проведения работ, во время ознакомления с работой и подготовки инструментов. Дополнительным осложняющим фактором является необходимость применения средств индивидуальной защиты - респираторов, перчаток, спецобуви и т.п. В результате возрастает трудоемкость проведенной работы в сравнении с условиями меньших значений дозы облучения.

Эффективность работы энергоблоков, коэффициент использования установленной мощности находятся в прямой зависимости от продолжительности ремонтной кампании, а безопасность эксплуатации - от качества технического обслуживания и ремонта. При этом пристального внимания требует проблема качества ремонта, так как имеют место конкретные случаи остановки энергоблоков, происшедшие не в результате накопившихся дефектов, а вследствие некачественного технического обслуживания и ремонта систем и оборудования. Достаточно сложно привести точные цифры по дополнительным дозам облучения, вызванным так называемой «повторной работой», но чаще всего даются оценки от 5 до 15%

3].

Необходимость комплексного исследования оптимизации ремонтных работ с учетом процесса формирования дозовых нагрузок на персонал АЭС во время технического обслуживания и ремонта систем и оборудования обусловлена:

• доминирующим вкладом ремонтных работ в коллективную дозу персонала АЭС, а также ужесточением требований по облучаемости персонала после ввода в действие новых Норм радиационной безопасности (НРБ-99).

• возможностью выявления и всестороннего учета зарубежного, а также обобщения отечественного опыта при решении задач оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых нагрузок на персонал.

• недостаточной разработанностью проблемы, отсутствием в отечественных публикациях цельных и комплексных исследований, раскрывающих вопросы, связанные с решением задач оптимизации технического обслуживания и ремонта систем и оборудования АЭС с учетом дозовых затрат персонала. Имеющиеся в настоящее время исследования большей частью охватывают только отдельные аспекты, определяющие снижение дозовых затрат персонала.

• возможностью одновременного решения задач по снижению издержек и традиционных рисков для безопасности и сокращению до минимума продолжительности перерывов в эксплуатации, необходимых для регламентных работ.

В ходе диссертационного исследования всесторонне проанализированы как отечественные, так и зарубежные публикации по данной теме.

Предметом исследования является процесс эволюции путей решения задач снижения дозовых затрат персонала АЭС и оптимизации ремонтных работ. При этом наибольшее внимание уделено анализу проблем, возникающих при решении этих задач. В процессе диссертационного исследования проведены обобщение и анализ значительного массива экспериментальных данных по радиационной обстановке вблизи оборудования и трубопроводов радиоактивных контуров АЭС в различных условиях технического обслуживания и ремонта (при опорожнении или заполнении водой, до и после дезактивации, при использовании экранирования и т.д.), эффективности применения различных мероприятий по. снижению дозовых затрат ремонтного персонала.

Целью диссертационного исследования ставилось:

• разработать алгоритм и расчетную программу определения радиационных полей, создаваемых радиоактивными источниками на основе данных по качественному и количественному составу радиоактивных отложений на поверхности оборудования и трубопроводов для планирования дозовых затрат ремонтного персонала;

• разработать пути решения задач оптимизации ремонтных работ и снижения дозовых затрат ремонтного персонала, а также минимизации облучения при перемещении работников в радиационно-опасных зонах путем оптимизации траектории движения;

• разработать методологическую модель подготовки персонала для ремонта радиоактивного оборудования на базе Смоленского учебно-тренировочного центра.

Для достижения цели исследования решались следующие научные задачи:

1. Исследование, анализ и обобщение статистических данных по облучаемости ремонтного персонала АЭС, технологии ремонтных работ и использованию факторов снижения радиационного параметра, их эффективности, недостатков в организации работ.

2. Формулировка на основании указанного выше анализа предложений по оптимизации проведения радиационно-опасных работ по ТОиР на отдельных этапах (при планировании работ, подготовке, организации и анализу выполнения работ по ТОиР) для практического использования на АЭС концерна «Росэнергоатом» и других предприятиях атомной промышленности России.

3. Разработка алгоритма планирования дозовых затрат с использованием математического моделирования дозовых полей в зоне проведения работ по ТОиР и, исходя из этого, принятие мер по оптимизации радиационной защиты.

4. Разработка расчетной программы оптимизации перемещения персонала в радиационно-опасных зонах.

5. Разработка методологической модели подготовки персонала для ремонта радиоактивного оборудования.

Похожие диссертационные работы по специальности «Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности», 05.04.11 шифр ВАК

Заключение диссертации по теме «Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности», Ташлыков, Олег Леонидович

выводы

Проведенное диссертационное исследование позволило сформулировать ряд выводов для теоретической разработки и практического решения проблем, связанных с необходимостью оптимизации ремонтных работ на радиоактивном оборудовании.

1. Экологическая и экономическая приемлемость АЭС определяется дозовыми нагрузками, возникающими при обслуживании, ремонте, реконструкции, снятии с эксплуатации.

2. В результате анализа фактологических данных по облучаемости ремонтного персонала в период более 50-ти кампаний по ремонту основного оборудования АЭС впервые количественно установлена связь радиационных факторов и перепростоя энергоблоков АЭС в ремонте и как следствие снижение коэффициента использования установленной мощности.

3. Впервые разработаны математические модели и прикладные программные комплексы с использованием математического пакета Mathcad и приложения Access, определяющие дозовые поля для тел сложной геометрической формы (от систем трубопроводов и оборудования), позволяющие планировать облучаемость ремонтного персонала и мероприятия по ее снижению в условиях действующих АЭС.

4. Впервые разработана расчетная программа оптимизации дозовых затрат при технологическом перемещении персонала. Программа предлагается в качестве базовой для решения задачи оптимизации облучаемости персонала при проведении масштабных работ по модернизации, демонтажу радиоактивного оборудования при снятии АЭС с эксплуатации.

5. Проведена оценка эффективности основных мероприятий по снижению облучаемости ремонтного персонала на отдельных этапах организации технического обслуживания и ремонта и разработана концепция по их оптимизации.

6. Результаты диссертационного исследования использованы для оптимизации работ по ТОиР с учетом облучаемости персонала при модернизации и продлении ресурса оборудования АЭС с реакторами ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, проведении работ по замене парогенераторов, технологических каналов на АЭС концерна «Росэнергоатом» и в ПО «Атомэнергоремонт».

7. Разработанные материалы по оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых затрат персонала внедрены в процесс подготовки и повышения квалификации ремонтного персонала в Смоленском учебно-тренировочном центре, учебном комплексе НИИАР (г.Димитровград), учебно-тренировочных пунктах АЭС концерна «Росэнергоатом».

8. В рамках реализации головного проекта учебно-тренировочного центра (Смоленского УТЦ) для подготовки ремонтного персонала для АЭС России, Украины, Литвы с реакторами РБМК разработаны содержательная часть методологии подготовки ремонтного персонала и учебно-методическое обеспечение. Это позволило повысить качество ремонтного обслуживания оборудования и систем АЭС, сократить время пребывания работников в радиационно-опасных зонах, и, тем самым, снизить их облучаемость.

9. Разработанная концепция оптимизации ремонтных работ может являться основой для оптимизации работ на радиоактивном оборудовании неэнергетического назначения (атомные подводные лодки, химкомбинаты и т.д.).

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Ташлыков, Олег Леонидович, 2006 год

1. Ташлыков O.JL Ремонт оборудования атомных станций: Учеб. пособие для вузов / Под ред. С.Е.Щеклеина. Екатеринбург. Издательство УМЦ УПИ. 2003. 320 с.

2. Работа на результат // Вестник концерна «Росэнергоатом». 2004. №2. С.4-7.

3. Щеклеин С.Е., Ташлыков O.JL, Маркелов Н.И. Радиационный фактор в проблеме повышения коэффициента использования установленной мощности АЭС // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2004. -№1. -С.45-53

4. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99).-М.: Минздрав России, 1999.

5. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). М.: Минздрав России, 2000.

6. Практическая реализация методологии ALARA на АЭС. Методическое пособие. -М.: «Росэнергоатом», 1999. 186 с.

7. Базыкин О.С. Специфика ремонта атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1983. - 160 с.

8. Новиков А. Состояние радиационной безопасности АЭС России // Бюллетень по атомной энергии. 2002. №1. С. 26-32.

9. Рекомендации МКРЗ. Радиационная защита. Публикация 26 МКРЗ, пер. с англ., М., Атомиздат, 1978.

10. Ю.Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Пределы годового поступления радионуклидов в организм работающих, основанных на рекомендациях 1990 г. Публ. 60, ч. 1, 61 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994. - 192 с.

11. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Публ. 60, ч.2 МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994. - 207 с

12. Управление работами в атомной энергетике. Документы ОЭСР. Агентство по ядерной энергии. Воспроизведено МАГАТЭ. Вена, Австрия, 1998. 169 с.

13. Ампелогова Н.И., Симановский Ю.М., Трапезников А.А. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоиздат, 1982. -256 с ф 14.Гусев Н.Г., Дмитриев П.П. Радиоактивные цепочки: Справочник. - М.:1. Атомиздат, 1978. 88 с.

14. Романов В.П. Дозиметрист АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986.

15. Активность продуктов коррозии в теплоносителе и радиационная обстановка на I блоке Ленинградской АЭС / Н.В.Бутин, Ю.А.Егоров, А.П.Еперин и др. // Радиационная безопасность и защита АЭС. М.: Атомиздат, 1977. Вып. 3. С. 5-16.

16. Егоров Ю.А., Носков А.А. Радиационная безопасность на АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986.

17. Отчет по радиационной защите в период проведения непланового ремонта 1998-1999 гг. Чернобыльская АЭС. 1999.

18. Безопасность АЭС с канальными реакторами. Реконструкция активной зоны / Л.А.Белянин, В.И.Лебедев. Ю.В.Гарусов и др. М.: Энергоатомиздат, 1997.-256с.

19. Primarkreis.-Siemens Power Journal, 1994, №4. S.28-31.

20. Морган К. Выход радиоактивных веществ из реактора // Безопасность ядерной энергетики: Пер. с англ. Под ред. Дж.Раста и Л.Уивера. М.: Атомиздат, 1980. С. 39-59.

21. Методы уменьшения радиационной опасности при эксплуатации АЭС // Атомная техника за рубежом. 1980. №10. С. 17-22.

22. Progress in Reducing Occupational Exposure // Nuclear Engineering International. 1980. v.25, N 295. p. 29.

23. Колтик И.И. Атомные электростанции и радиационная безопасность. -Екатеринбург: УГТУ-УПИ, 2001. 368 с.

24. Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ. / Ф.Ран,

25. Ладейщиков В.В. Анализ дозовых нагрузок ремонтного персонала АЭС // Научные труды IV отчетной конференции молодых ученых ГОУ ВПО УГТУ-УПИ / Сборник тезисов. Издательство ГОУ ВПО УГТУ-УПИ. Екатеринбург. 2003. С. 372-373.

26. Экономичность и безопасность атомных электростанций (реакторы ВВЭР) / Аккерман Г., Адам Э., Кабанов Л.П. и др. Под ред. Т.Х.Маргуловой. М.: Высшая школа. 1984. -224 с.

27. Особенности формирования дозовых полей в помещениях с оборудованием АЭС с РБМК-1000 / Ю.А.Егоров, Г.Н.Красножен, А.А.Носков, А.Ф.Шамашов // Радиационная безопасность и защита АЭС. М.: Энергоиздат, 1982. С. 8592.

28. Программа работ по снижению дозозатрат персонала на АЭС с РБМК-1000 в соответствии с требованиями НРБ-99. -М.: Росэнергоатом, 2002. -12 с.

29. Применение опыта дезактивации энергоблоков АЭС с реакторами РБМК при их выводе из эксплуатации / В.М.Симановский, Н.И.Ампелогова,

30. B.Г.Крицкий и др. //Теплоэнергетика. 1999. №10. С. 51-55.

31. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1985.-288 с.

32. Поведение изотопов цезия при очистке натриевого теплоносителя холодными и специальными ловушками / В.Д.Кизин, Н.В.Красноярцев, В.И.Поляков, А.М.Соболев // Радиационная безопасность и защита АЭС. М.: Энергоатомиздат. 1987. Вып.12. С.35-46.

33. Радиоактивность в первом контуре быстрого реактора БОР-бО / В.В.Кизин, Е.С.Лисицын, В.И.Поляков, Ю.В.Чечеткин // Атомная энергия. 1978. Т.44. Вып. 6. С.493.

34. Герасимов В.В., Касперович А.И., Мартынова О.И. Водный режим атомных электростанций. М.: Атомиздат, 1976. -400 с.

35. Вуд К. Снижение дозы облучения за счет рациональной организации водно-химического режима реакторов LWR // Атомная техника за рубежом. 1991. №2. С.28-30.

36. Роль аммиака при оптимизации водно-химического режима первого контура реакторов типа ВВЭР / В.Г.Крицкий, П.С.Стяжкин, А.А.Слободов и др. // Теплоэнергетика. 1998. №7. С. 30-34.

37. Проблемы организации водно-химических режимов АЭС (по материалам 3-го международного семинара по водно-химическим режимам первых контуров АЭС) // Теплоэнергетика. 1998. №5. С. 69-79.

38. Березина И.Г., Крицкий В.Г., Стяжкин П.С. Особенности коррозионного поведения сплава Zr + l%Nb в теплоносителе АЭС с РБМК-1000 // Теплоэнергетика. 1998. №7. С.62-68.

39. Совершенствование технологии ведения водно-химического режима основных контуров АЭС с ВВЭР и РБМК // Вестник концерна «Росэнергоатом». 2004. №8. С44-45.

40. Юрманов В.А., Белоус В.Н. Совершенствование водно-химических режимов на АЭС // Атомная техника за рубежом. 2000. №1. С.3-17.

41. Альбом специализированного оборудования АЭС с серийными блоками ВВЭР-1000. М.: МХО Интератомэнерго. 1989. - 472 с.

42. Ташлыков O.J1. и др. Эксплуатация и ремонт ядерных паропроизводящих установок АЭС / О.Л.Ташлыков, А.Г.Кузнецов, О.Н.Арефьев. М.: Энергоатомиздат, 1995. Кн. 1.-256 с.

43. Анализ эффективности работы высокотемпературного механического фильтра на действующих АЭС с ВВЭР-1000 / В.Г.Крицкий, В.В.Царев, Н.А.Прохоров и др. // Теплоэнергетика. 1992. №7. С. 15-19.

44. Влияние высокотемпературной фильтрации на состав примесей теплоносителя первых контуров энергоблоков с ВВЭР-1000 / А.А.Ефимов, Л.Н.Москвин, Б.А.Гусев и др. // Теплоэнергетика. 1992. №10. С.49-52.

45. Айварс Р., Ландгрен К., Элкерт Дж. Снижение радиоактивности контура с помощью фильтров // Атомная техника за рубежом. 1981. №7. С.33-36.

46. Мартынова О.И. Влияние водно-химических факторов на уровни излучения на АЭС // Теплоэнергетика. 1982. №1. С.73-75.

47. Маяновский М.С. Разработка новых технологий и повышение эффективности японских АЭС // Атомная техника за рубежом. 2000. №3. С.20-24.

48. Ташлыков О.Л. и др. Эксплуатация и ремонт ядерных паропроизводящих установок АЭС / О.Л.Ташлыков, А.Г.Кузнецов, О.Н.Арефьев. М.: Энергоатомиздат, 1995. Кн. 2. 352 с.

49. Ташлыков О.Л., Браженко В.А. Анализ влияния технологии производства работ на дозовые затраты ремонтного персонала // Энерго- и ресурсосбережение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии /

50. Средства индивидуальной защиты персонала предприятий атомной промышленности и энергетики для работ с радиоактивными и токсичными веществами. Каталог-справочник.-М.: ГНЦ- Институт биофизики. 2003.-119 с.

51. Ташлыков O.JI. Требования к выходному контролю подготовки специалистов // Новые образовательные технологии в ВУЗе / Сборник тезисов Всероссийской научно-методической конференции. Екатеринбург. УГТУ-УПИ, 2001. С.159-160.

52. Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е., Маркелов Н.И. Математическое моделирование дозовых полей при планировании облучения ремонтного персонала // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2004. -№1. -С.39-44.

53. Аояма К., Танабэ К., Оки Я. Система контроля индивидуальных доз // Атомная техника за рубежом. 1999. №9. С.28-32.

54. Даттон Л. Контроль за дозовыми нагрузками в процессе технического обслуживания АЭС // Атомная техника за рубежом. 1994. №4. С.29-31

55. Ташлыков О.Л. О проблеме получения достоверных данных по дозовым нагрузкам ремонтного персонала АЭС // Научные труды II отчетнойконференции молодых ученых ГОУ УГТУ-УПИ / Сборник тезисов. Издательство ГОУ УГТУ-УПИ. Екатеринбург. 2002. С. 190-191.

56. Ташлыков O.JL, Щеклеин С.Е. О роли обратной связи в оптимизации ремонтных работ и снижении дозовых затрат персонала // Международный конгресс «Энергетика 3000» / Тезисы докладов 21-23 октября 2002 г. -Обнинск, ИАТЭ, 2002 г. С. 99-101.

57. Владиславлев В.В. Создание робототехники для нужд ядерной энергетики // Атомная техника за рубежом. 1992. №7. С.21-24.

58. Захарова Е.В., Казарин В.И., Мешкова Г.Н. Совершенствование способов дезактивации оборудования первого контура АЭС // Атомная энергия. 1995. Т.79. Вып. 1.С. 71-74.

59. Радиация под контролем // Вестник концерна «Росэнергоатом». 2003. №3. С. 18-20.

60. Шастин А.Г., Щеклеин С.Е., Козырев А.Е. Ультразвуковая дезактивация методом сканирования // Белоярской АЭС 40 лет / Сборник трудов научно-технической конференции. г.Заречный, 2004.

61. Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. Т.З. Рекомендации по приборному обеспечению дозиметрического и Ф радиометрического контроля в соответствии с НРБ-99 и ОСПОРБ-99. М.:

62. Румянцев В.В. Трудности, связанные с эксплуатацией и ремонтом парогенераторов на АЭС // Атомная техника за рубежом. 1991. №2. С. 14-20.

63. Глазунов В.О., Безруков Б.А., Долженков И.В. Внедрение принципа ALARA на АЭС России // Атомная энергия. 1999. Т.87. Вып. 5. С.335-337.

64. Ташлыков O.J1., Щеклеин С.Е. Планирование дозовых затрат ремонтного персонала с помощью компьютерного моделирования // Белоярской АЭС 40 лет / Сборник трудов седьмой научно-технической конференции. Том 3. г.Заречный, 2004. С. 172-179.

65. Коэффициент дозовой емкости основа планирования дозовых затрат персонала АЭС при ремонтных работах / В.П.Каплун, М.А.Лютов, А.А.Носков, А.Ф.Шамашов // Радиационная безопасность и защита АЭС. - М.: Энергоатомиздат. 1986. Вып. 10. С. 26-28

66. Иванов В.И., Машкович В.П. Сборник задач по дозиметрии и защите от излучений. -М.: Атомиздат, 1980.

67. Кимель JI.P., Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. М., Атомиздат, 1972.

68. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности.- М.: Энергоатомиздат, 1991. -352 с.

69. Кожевников А.Н., Рымаренко А.И., Цыпин С.Г. Новый подход к исследованию полей излучений от активного оборудования первого контура АЭС // Радиационная безопасность и защита АЭС. М.: Атомиздат. 1976. Вып. 2. С. 32-37.

70. Моисеев А.А. Таблицы перевода единиц основных дозиметрических и радиационных величин: Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1986. - 112 с.

71. Ташлыков O.JI. Планирование дозовых нагрузок ремонтного персонала АЭС // Научные труды IV отчетной конференции молодых ученых ГОУ ВПО УГТУ-УПИ / Сборник тезисов. Издательство ГОУ ВПО УГТУ-УПИ. Екатеринбург. 2003. С. 398-399.

72. Меламед И.И., Сергеев С.И., Сигал И.Х. Задача коммивояжера. Вопросы теории.// Автоматика и телемеханика, 1989, № 9, С. 3-34.

73. Меламед И.И., Сергеев С.И., Сигал И.Х. Задача коммивояжера. Точные алгоритмы.//Автоматика и телемеханика, 1989, № 10, С.3-29.

74. Меламед И.И., Сергеев С.И., Сигал И.Х. Задача коммивояжера. Приближенные алгоритмы // Автоматика и телемеханика, 1989, № 11, С. 3-26. ЮО.Лейтен А.К. Некоторые модификации задачи коммивояжера // Тр. ВЦ Тарт. ун-та, 1973. Вып. 28. С. 44-58.

75. Коротаева JI.H., Сесекин А.Н., Ченцов А.Г. Об одной модификации метода динамического программирования в задаче последовательного сближения. Журнал вычислительной математики и математической физики. Т. 29, №8,1989, с.1107-1113.

76. Александрян Р.А., Мирзаханян Э.А. Общая топология. М.: Высшая школа. 1979. 336 с.

77. Культура безопасности: Доклад Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG-4). Серия безопасности №75. Вена: МАГАТЭ, 1991.

78. Предложения и рекомендации по алгоритмизации планирования дозовых затрат перед проведением ТОиР, а также оптимизационные расчеты по использованию радиационной защиты были опробованы на энергоблоках АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

79. Руководитель Департамента по1. ТО и ремонту АЭС1. ЧжН. Дементьев1. Справка о внедрении

80. Комплект учебных материалов представляет собой содержательную часть системы специальных знаний, умений и навыков, обеспечивающую учебный процесс первичной подготовки и поддержания профессионального мастерства ремонтного персонала АЭС.

81. Важной составляющей созданных комплектов методических материалов являются визуальные средства поддержки учебного процесса: плакаты, слайды, мультимедийные лекции и т.д.

82. Общие описания теоретических и практических курсов произведены с рекомендациями по использованию учебного времени и форм проведения.

83. Методические рекомендации сопровождаются логическими пояснениями используемых стандартных и нестандартных принципов технологии подготовки ремонтного персонала.

84. Выходной контроль является важной составляющей частью процесса подготовки специалистов, во многом определяющей качество подготовки, поэтому, прежде всего он должен удовлетворять требованиям валидности.

85. Разработка комплекта учебных материалов проводилась в восемь этапов с согласованием каждого из них с заказчиком:

86. Разработка перечней тем теоретических курсов подготовки по каждой типовой программе первичной подготовки и поддержания профессионального мастерства ремонтного персонала АЭС.

87. Разработка содержательной части теоретических курсов.

88. Разработка планов проведения теоретических учебных занятий.

89. Разработка перечней тем практических курсов по каждой типовой программе, способов их реализации в учебном процессе.

90. Разработка календарного плана выполнения практических курсов.'

91. Разработка технических заданий и содержательной части практических занятий.

92. Разработка практических учебных занятий.

Обратите внимание, представленные выше научные тексты размещены для ознакомления и получены посредством распознавания оригинальных текстов диссертаций (OCR). В связи с чем, в них могут содержаться ошибки, связанные с несовершенством алгоритмов распознавания. В PDF файлах диссертаций и авторефератов, которые мы доставляем, подобных ошибок нет.