Совершенствование системы безопасности персонала аэс на основе информационно-измерительной системы "Скала-микро"

Вид материала

Автореферат

Содержание Общая характеристика работы. Во введении обоснована актуальность темы диссертации, сформированы цели, задачи и методика исследований. K - коэффициент, характеризующий скорость разрушения или потери защитных свойств при действующем уровне производственного фактор NОП – количество работающих на рабочих местах с высокой потенциальной опасностью травмирования или профзаболевания; N Основные результаты работы Личный вклад

Подобный материал:

• Обработка и передача измерительной информации, 85.54kb.
• Артеменко Юрий Николаевич исследование и разработка информационно-измерительной системы, 450.64kb.
• Рекомендации руководителю о способах управления социально-психологическим климатом, 954kb.
• Планирование и совершенствование работы с персоналом Поддержка и развитие способностей, 351.5kb.
• Система радиационной безопасности ир ввр-м, 257.59kb.
• Анализ и проектирование системы управления персоналом в организации, 39.41kb.
• Анализ и разработка системы мотивации персонала (сотрудников) предприятия на основе, 65.86kb.
• Анализ и разработка системы мотивации персонала (сотрудников) предприятия на основе, 65.89kb.
• Цифровая обработка сигналов, 219.17kb.
• Задачи: Ознакомление с основными направлениями оптимизации издержек на персонал в организации, 27.85kb.

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).

В


Рис.1 Распределение мощности при «самоходе»:

а) начальный момент времени; б) по истечении 5 с
ыявлено, 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 1200ºС практически по всей высоте ТВС, а максимальная температура достигает ~1430ºС.

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	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 (рис. 2) 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 1/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 активной зоны	 10-5	 10-4
Вероятность большого выброса РПД	 10-7	 10-5

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».

В
Рис. 3. Структура комплекса вывода информации (ВИ)
ажнейшей особенностью КСКУЗ (рис.3) 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. 4).

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 несимметрии напряжения, которые приводят к погрешностям в работе средств автоматики и измерений, вопросам электробезопасности и электромагнитной совместимости средств автоматики, передачи и отображения информации.

С


Рис. 4. Структурная схема стенда-полигона КСКУЗ
целью совершенствования системы безопасности персонала, контроля и управления АЭС разработана система «СКАЛА-МИКРО», в которой отказ любого активного или пассивного элемента оборудования не приводит к ухудшению функционирования системы за счет дублирования источников информации и резервирования питания (рис. 5).

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 средствами 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.




Рис. 5 - Структура системы “СКАЛА-микро”


В четвертой главе рассмотрены вопросы оценки рисков возникновения 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 устройства; 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

, (1)

где p_оп – вероятность существования определенного риска; p_изб - 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.

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:

, (2)

где i = 1,…, – учитываемые факторы рабочей среды при выполнении работы; X_max, X_i – максимальная бальная оценка факторов и наиболее вероятные бальные оценки уровня рассматриваемых факторов соответственно; t₁, t₂ – относительные 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

, (3)

где m – число случаев воздействия опасного или вредного производственного фактора на человека, использующего средства защиты; T_сзк – продолжительность использования защитных средств в k -ом конкретном случае; T_р – время выполнения работы.

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

, (4)

где K - коэффициент, характеризующий скорость разрушения или потери защитных свойств при действующем уровне производственного фактора; T_i(t_i) - случайные длительности воздействия фактора на средства защиты в моменты времени t₁, t₂,…,t_k (i = 1,2,…,k).

Если m  56, то независимо от вида закона распределения случайных величин T и  значение и величины T_сз образуют систему двух асимптотически нормальных случайных величин (нормальный закон на плоскости).

Следовательно, безопасность человека может быть определена с помощью вероятности

, (5)

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

, (6)

Используя параметры распределения определяемые с помощью: математических ожиданий M_T, M_ случайного интервала времени между моментами воздействия фактора на человека, работающего в средствах защиты и величины возникающего повреждения в результате такого воздействия; дисперсии D_T, D_ случайного интервала времени между воздействиями факторов на средства защиты и случайной величины повреждения, обусловленного таким воздействием, можно определить вероятность p_(T) с помощью функции Лапласа

, (7)

где - табличный интеграл (x - аргумент).

Значение аргументированного времени безотказной работы средств защиты

, (8)

где  = p_(T) – доверительная вероятность безотказной работы средств защиты в течение времени гарантийной наработки; - гамма процентный гарантийный ресурс защитных средств по наработке на отказ.

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

, (9)

где T_ - гамма-процентный гарантийный срок службы средств защиты в заданных условиях эксплуатации; B – безразмерный параметр.

, (10)

где - математические ожидания случайных величин T и  в виде функции времени

; ; (11)

D_Т, D_ – дисперсии случайных величин T и .

; . (12)

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.

В пятой главе предлагается методика прогнозирования и оценки рисков травматизма и профзаболеваний, которая позволяет не только прогнозировать риски, но и планировать 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 j – технологического (технического) устройства может быть рассчитан с помощью равенства:

, (13)

где n_j – количество устройств j – ого типа; Bj – бальная оценка уровня потенциальной опасности.

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

, (14)

где m – количество видов оборудования j – ого вида; k – количество типовых происшествий; B_ТП – балл опасности типового происшествия; СП – рассматриваемое структурное подразделение.

Для расчета рисков можно пользоваться следующим аналитическим выражением

, (15)

где i – вид негативного события; – частота профессиональных заболеваний, 1/год; – частота легких травм, 1/год; – частота тяжелых травм (несчастных случаев), 1/год; - частота несчастных случаев со смертельным исходом, 1/год; N_СП.Ч – средняя списочная численность.

Следовательно, величина комплексного риска

, (16)

где Y_i – 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 S_стр.В на одного работающего в СП:

. (17)

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

, (18)

где - показатель (балл), наработанный СП по результатам аттестации рабочих мест, N_ОП – количество работающих на рабочих местах с высокой потенциальной опасностью травмирования или профзаболевания; N_общ._СП - общее количество работающих; B_сп.ч – бальный показатель (балл) частоты возникновения профзаболеваний и несчастных случаев; B_кр.СП – показатель (балл) комплексного риска появления профзаболеваний и травматизма

, (19)

где R_ком.СП – уровень комплексного риска профзаболеваний и травматизма в конкретном структурном подразделении; - 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-ого технического устройства определяем по формуле:

, (20)

где ; F_jфакт – фактическое количество опасного фактора рассматриваемого устройства j – ого типа; F_jном – номинальное количество опасного фактора.

Следовательно, суммарный уровень потенциальной опасности конкретного СП АЭС

Q,

где n_j – количество оборудования j – ого типа;

n – 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 главе приведен анализ программного обеспечения рабочих станций оператора. В разработанные ранее информационные системы предложено внести 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 риска 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 А.В. «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 А.В. «Атомное направление НПП ВНИИЭМ. Эволюция развития» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», том 104, М, 2007 г., с. 5 - 12.
   
7. 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 г., с. 120 - 130.
   
8. 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 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.