Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Анализ и исследование потенциала радиационных нагрузок при проведении ремонтных работ на АЭС І2
1.1. Особенности технологии ремонтных работ на радиоактивном оборудовании АЭС 13
1.2. Основные пути возникновения радиационных нагрузок на ремонтный персонал АЭС 16
1.3. Анализ современного состояния с дозовыми нагрузками на АЭС 23
1.4. Распределение радиоактивности по элементам оборудования и трубопроводов, как основной фактор дозовых нагрузок на ремонтный персонал 33
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 42
1.5. Влияние качества эксплуатации на распределение радиоактивности по элементам оборудования 50
ГЛАВА 2. Исследование возможности оптимизации отдельных этапов ремонтных работ с учетом факторов, определяющих дозовые нагрузки персонала 61
2.1. Технология ремонтных работ 61
2.1.1. Отбор, планирование, составление графика работ 61
2.1.2. Подготовка работ 69
2.1.3. Выполнение работ 72
2.1.4. Оценка работы и обратная связь 74
2.2. Снижение дозовых затрат ремонтного персонала посредством воздействия на фактор расстояния 77
3.3. Реализация снижения дозовых затрат ремонтного персонала посредством воздействия на фактор снижения уровня излучения от оборудования и систем АЭС 80
2.3.1. Уменьшение радиоактивных отложений на поверхности оборудования 80
2.3.2. Дезактивация оборудования 83
2.3.3. Защитные экраны 93
2.4. Основные направления оптимизации ремонтных работ с учетом дозовых затрат персонала 97
ГЛАВА 3. Разработка алгоритмов моделирования дозовых полей от радиоактивного оборудования и трубопроводов 100
3.1. Возможность алгоритмизации задачи оценки дозовых нагрузок при планировании ремонтного обслуживания АЭС 100
3.2. Теоретическая база для разработки расчетных программ 107
3.3. Алгоритм решения задачи определения поля гамма-излучения с использованием упрощенных формул 110
3.4. Решение задачи определения поля гамма-излучения методом интегрирования 114
3.4.1. Алгоритм программы 114
3.4.2. Расчетные схемы источников различных геометрических форм... 116
3.5. Определение радиационных полей от системы оборудования и трубопроводов 127
3.6. Определение мощности дозы излучения от неоднородного цилиндрического источника 131
3.7. Разработка автоматизированной программы определения мощности дозы излучения в приложении Access 2001 136
3.8. Использование математического моделирования при планировании ремонтных работ с учетом дозовых затрат ремонтного персонала 139
ГЛАВА 4. Оптимизация дозовых затрат для минимизации облучения работников при перемещении в зоне контролируемого доступа 142
4.1. Оптимизация траектории движения работников в радиационных полях.. 142
4.2. Решение задачи методом динамического программирования 144
4.3. Применение метода динамического программирования для оптимизации траектории движения работника с целью минимизации облучения при перемещении 148
ГЛАВА 5. Модель учебно-методических комплексов для подготовки ремонтного персонала АЭС 154
5.1. Технологические особенности проекта Смоленского УТЦ 154
5.2. Разработка методологии теоретической и практической подготовки ремонтного персонала АЭС 160
5.3. Результаты внедрения методологии и учебно-методического обеспечения подготовки персонала для ремонта радиоактивного оборудования 176
Выводы 182
Библиографический список 184
- Распределение радиоактивности по элементам оборудования и трубопроводов, как основной фактор дозовых нагрузок на ремонтный персонал
- Снижение дозовых затрат ремонтного персонала посредством воздействия на фактор расстояния
- Алгоритм решения задачи определения поля гамма-излучения с использованием упрощенных формул
- Применение метода динамического программирования для оптимизации траектории движения работника с целью минимизации облучения при перемещении
Введение к работе
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
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: Kr(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
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:
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.
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.
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.
Разработка расчетной программы оптимизации перемещения персонала в радиационно-опасных зонах.
Разработка методологической модели подготовки персонала для ремонта радиоактивного оборудования.
Распределение радиоактивности по элементам оборудования и трубопроводов, как основной фактор дозовых нагрузок на ремонтный персонал
В России, как и в других странах, в подавляющем большинстве эксплуатируются одноконтурные и двухконтурные АЭС. По трехконтурной схеме работает энергоблок №3 Белоярской АЭС с реактором БН-600. Источниками излучения на АЭС являются активная зона реактора, технологический контур, некоторые вспомогательные контуры, вентиляционные системы, оборудование, по которому транспортируются радиоактивные среды.
Активность теплоносителя и пленки отложений на внутренних поверхностях оборудования зависят от технологической схемы контура, вещества теплоносителя (для воды от ее рН), материалов активной зоны и технологического контура, содержания в них микропримесей, конструкции и надежности твэлов, расхода теплоносителя на очистку, поступления в теплоноситель продуктов коррозии и т.д. В результате образования неплотностей в парогенераторах двухконтурных АЭС, радиоактивные продукты из первого контура могут попасть во второй. Однако удельная активность рабочего тела и пленки отложений на поверхностях оборудования второго контура много меньше, чем первого.
Работы по ремонту оборудования технологического контура АЭС начинаются через несколько дней после остановки реактора, необходимых для его расхолаживания. За это время радионуклиды наведенной активности теплоносителя, а также короткоживущие продукты коррозии (ПК) и продукты деления (ПД) в теплоносителе и в отложениях на оборудовании и трубопроводах распадаются. Поэтому радиационная обстановка в помещениях АЭС с оборудованием основного технологического контура определяется у-излучением долгоживущих продуктов коррозии и деления. Практически все ПК сосредоточены в отложениях на поверхности оборудования и лишь малая их часть ( 1%) - в теплоносителе, поэтому радиационная обстановка в помещениях с оборудованием технологического контура определяется у-излучением ПК, находящихся в отложениях.
Установлено [30], что со временем эксплуатации АЭС мощность у-излучения у оборудования и в помещениях, где оно установлено, вне зависимости от мощности реактора на АЭС с PWR или ВВЭР за эффективный год работы возрастает на 0.07...0,30 мкЗв/с (в зависимости от вида оборудования), а на АЭС с BWR или РБМК - на 0,3...0,5 мкЗв/с; у отдельных видов оборудования мощность дозы увеличивается быстрее.
Важным моментом, особенно для реакторов РБМК, является надежный контроль герметичности оболочек твэлов с обоснованием критериев газовой неплотности оболочек, прямого контакта топлива с теплоносителем, выгрузки ТВС из реактора, позволяющие не допустить попадания топливной композиции и нелетучих продуктов деления в КМПЦ. Процесс развития микротрещин в оболочках через некоторое время приводит к контакту ядерного топлива с теплоносителем. В результате скорость выхода продуктов деления в теплоноситель возрастает в 20-50 раз.
При работе реактора полости поврежденного твэла заполнены перегретым паром, а при остановках они заполняются водой. Быстрое увеличение мощности реактора приводит к разрушению оболочки, особенно если в твэле велик объем полостей, а повреждение оболочки незначительно [13].
В некоторых случаях наблюдается связь между образованием продуктов коррозии и выходом в теплоноситель продуктов деления через разрушения в оболочках твэлов. Как будет рассмотрено ниже, крупнодисперсные частицы продуктов коррозии скапливаются в тупиковых «застойных» зонах раздаточных групповых коллекторов (РГК) реакторов РБМК-1000 из-за сепарации при течении по горизонтальному трубопроводу РГК (ДуЗОО). Это приводит к повышенному количеству разгерметизаций твэлов в ТВ С, загруженных в технологические каналы, запитанные от предтупиковой части РГК и попаданию продуктов деления в теплоноситель и паровой тракт турбинного зала. Разгерметизация твэлов в этом случае происходит по двум механизмам: локальной язвенной коррозии под «рыхлыми» отложениями и дебриз-фреттингом1 под воздействием наиболее грубодисперсных частиц [31].
Таким образом, если количество негерметичных твэлов не превышает допустимой величины, то закономерности изменения мощности дозы у-излучения в помещениях с оборудованием контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) или первого контура отображают закономерности накопления ПК на поверхностях этого оборудования со временем эксплуатации АЭС.
Формирования дозовых полей в помещениях АЭС с РБМК. Уже в начальный период эксплуатации АЭС с РБМК отмечается резкое увеличение мощности дозы у-излучения в помещениях и непосредственно у оборудования КМПЦ. Детальные исследования радиационной обстановки и наблюдения за ее динамикой в помещениях реакторной установки РБМК-1000 в различные периоды времени работы АЭС, проводимые под руководством профессора, д.т.н. Ю.А.Егорова [17], позволили выявить закономерности изменения мощности дозы у оборудования КМПЦ (рис. 1.14).
Снижение дозовых затрат ремонтного персонала посредством воздействия на фактор расстояния
Система контроля за ходом выполнения работ важна для успешного завершения комплекса работ. К контролю привлекается много людей, поэтому необходимо определить сферу ответственности каждого, создать систему координации работ и разрешения проблем, возникающих в процессе работ.
Для исключения высоких уровней облучения, необходимо устанавливать индивидуальные дозовые ограничения с проверкой до и после пребывания работников в зоне облучения [63]. На Курской АЭС одним из организационных мероприятий, направленных на снижение коллективной дозы является запрет входа в зону контролируемого доступа при достижении работником дозы облучения в 90% от контрольного уровня [64]. На АЭС в настоящее время проводят модификацию программ радиационного мониторинга, чтобы обеспечить использование электронной дозиметрии для контроля за дозами облучения работников в режиме реального времени [65].
Для разрешения проблем, возникающих при проведении работ (например, недостаток групп по вспомогательным работам, выявление незапланированных работ и т.д.) должен быть назначен ответственный руководитель, который обеспечит быструю и эффективную связь между различными группами и тем самым будут снижены дополнительные затраты времени и доз. Ежедневные совещания позволяют решать проблемы в режиме реального времени.
Для сокращения доз, получаемых при перемещении необходимо обеспечивать работников радиационной характеристикой рабочих участков, например, выдавая на входе в здание или на определенную отметку (особенно это важно при выполнении работ на мелкой арматуре) подробную карту с указанием участков с повышенным уровнем излучения. Карты могут быть включены в рабочие процедуры, выдаваемые работникам (например, на АЭС Paluel EDF [12] рабочая процедура содержит фотографии участка с указанием расположения клапана и значений мощности дозы).
Важную роль в успешном выполнении комплекса работ играет мотивация и подготовка работников. Работники должны быть ознакомлены с целями останова, оценками уровней доз. Непосредственно перед работой полезно проведение короткого инструктажа по радиационной защите.
Мотивация может быть различной. Исполнитель должен привлекаться к работе команды, выполняющей планирование, обучение, выполнение работы и обеспечение обратной связи. Руководители должны адекватно реагировать на предложения работников. Работникам необходимо показывать продвижение по пути решения поставленных задач (информационные бюллетени, оперативные совещания для сотрудников, проводимые руководящим составом). Для поддержания мотивации в работе эффективны награды, подарки и признание заслуг работников. Такие формы мотивации используют, например, в Швеции. На АЭС «Рингхалс», предусматривая материальное вознаграждение за снижение дозовых нагрузок [66].
Глубина выполнения анализа работы после ее завершения зависит от ее сути. Цель анализа - установить, какая часть работы была выполнена хорошо, а какая плохо, и что необходимо сделать для исправления этого. Полученный опыт поможет во время следующей работы (планирование, составление графика, выполнение самой работы, анализ работы). В результате рабочий процесс постоянно будет оптимизироваться и модифицироваться в соответствии с тенденциями современного развития техники.
Для обеспечения полноценной обратной связи выделяют внутренний (для самой АЭС) и внешний (для АЭС страны) уровни информации. Показатели оценки работы и опорные отметки, относительно которых показатели устанавливаются, должны носить многогранный характер. К распределению коллективных и индивидуальных доз необходимо добавить трудозатраты, количество работников, длительность работ, требуемые мероприятия по исправлению недостатков, простои и проблемы в работе и т.д. При анализе данных для оценки операций, которые выполнялись несколько раз и, возможно, при различных условиях радиационного воздействия, необходимо «нормализовать» дозы в соответствии с данными по мощности амбиентной дозы. Эта нормализация позволяет определить реальное время облучения при каждой работе. Как показывают результаты диссертационного исследования [67], в случае низкого радиационного фона работник тратит времени на выполнение операции больше, так как в этом случае уделяет радиационному фактору меньше внимания.
Обычно влияние мощности дозы учитывается работниками только для выполнения работы при высоком радиационном фоне. Для таких операций необходимо проводить специальный инструктаж, чтобы уменьшить возможное влияние мощности дозы на производительность труда и качество выполняемых работ. В некоторых случаях наблюдается противоположный эффект: когда одинаковые операции выполняются в разных радиационных условиях, то более низкая мощность амбиентной дозы приводит к большей продолжительности работы. На рис.2.6 приведены значения «нормализованной» коллективной дозы (которая фактически не зависит от времени облучения) и амбиентной дозы при выполнении пятнадцати повторяющихся циклов по техническому обслуживанию теплообменников системы расхолаживания первого контура АЭС в период 1984-1988 гг. [12].
Алгоритм решения задачи определения поля гамма-излучения с использованием упрощенных формул
Классические варианты расчета радиационной защиты представляют сложные с математической точки зрения программы (методики), реализуемые на вычислительных комплексах в специализированных организациях, и неприспособленны для оперативной оценки радиационных полей в условиях практической работы на АЭС и других предприятиях атомной промышленности.
Математическое моделирование радиационной обстановки при планировании ремонтных работ в условиях АЭС в настоящее время практически не применяется. Причиной этого является отсутствие прикладных программ, имеющих доступный интерфейс, позволяющий в производственных условиях АЭС оценивать параметры радиационной обстановки и проводить оценку доз облучения персонала. Для этих целей не требуется высокая точность расчетов, поэтому предлагаемые в диссертационной работе варианты расчетных инженерных программ позволят реализовать требования по прогнозированию радиационной обстановки в рабочих зонах и проводить планирование дозовых затрат персонала. Алгоритмы инженерных расчетных программ имеют различный уровень приближения при оценке параметров радиационной обстановки и могут быть использованы для соответствующих целей [82].
Реализация учета времени в предлагаемых расчетных программах, прошедшего с момента задания активности источников излучения на поверхностях оборудования и трубопроводов, позволяет выбирать оптимальный момент времени выполнения работ с учетом максимального снижения активности радионуклидов за счет радиоактивного распада. Представляет интерес использование предложенных программ при проведении работ по снятию с эксплуатации, так как в данном случае отсутствует первый источник оценки радиационной обстановки - «данные по дозам облучения из накопленного опыта». В настоящее время в комплексе мероприятий по снятию с эксплуатации энергоблоков АЭС проводятся работы по исследованию радионуклидного состава отложений на поверхности оборудования и трубопроводов систем этих энергоблоков [83]. Эти данные позволят повысить достоверность расчетов и определять приемлемые варианты демонтажа радиоактивного оборудования с учетом временных факторов.
Это направление имеет важное значение, поскольку в ближайшее десятилетие кроме энергоблоков первой очереди Белоярской и Нововоронежской АЭС, будут выводиться из эксплуатации ряд энергоблоков с реакторами ВВЭР-440 и РБМК-1000, так как дозовая емкость предстоящих работ весьма значительна.
Теоретической базой для расчетных программ, разработанных в диссертационной работе, служат фундаментальные труды отечественных ученых в области дозиметрии Н.Г.Гусева, В.П.Машковича, Л.Р.Кимеля, Ю.А.Егорова, В.Ф.Козлова и др.
При рассмотрении функций, описывающих поля точечных и протяженных источников ионизирующих излучений принимается экспоненциальный закон ослабления излучения в среде. Это закон строго соблюдается при распространении в среде нерассеянных частиц (без учета рассеянного излучения). Приведенные характеристики поля излучения справедливы для любого функционала поля излучения: плотности потока частиц ф, плотности потока энергии или интенсивности /, мощности поглощенной дозы D, мощности кермы к, мощности эквивалентной дозы Н [86]. Всякий объемный источник можно представить в виде суперпозиции точечных. Поэтому в общем виде определение функционала поля излучения от протяженных изотропных источников сводится к интегрированию функции ослабления точечного изотропного источника (точечного ядра) по длине, поверхности или объему протяженного источника. Иными словами, протяженный источник представляется суперпозицией точечных изотропных источников. Для иллюстрации общего подхода к расчету полей излучения объемных протяженных источников рассмотрим изотропный произвольный источник (рис.3.3) с равномерно распределенной по объему V объемной мощностью qv, коэффициентом самопоглощения в источнике jus и коэффициентами ослабления [лп в защитном слое dn. В этих формулах постоянным геометрическим параметром является лишь радиус-вектор детектора гпП, а радиусы-векторы элементарного объема источника rs и радиусы-векторы, характеризующие положение 1, 2, ..., «-1, п-й областей многослойной защиты, - переменными величинами. Приведенные функции ослабления для интенсивности / без изменения могут быть использованы и для определения поля излучения по другим функционалам. Если, например, в рассмотренном примере источник характеризуется объемной активностью Av, Бк/м3, то мощность воздушной кермы К, Гр/с, может быть получена путем замены в (3.4) - (3.6) параметра qv на произведение (47fAvTs), где Гз - керма-постоянная, Гр-м2/(с-Бк). Для объемных источников расчет выхода излучения для заданной точки представляет собой весьма трудоемкую задачу, поэтому для таких источников обычно используют таблицы или номограммы. Однако какими обширными ни были таблицы или номограммы расчета, они не могут охватить всех возможных случаев. Для наиболее сложных в расчетном плане источников цилиндрической формы в работах [86], [87], [88], [89] и др. опубликовано несколько вариантов функции выхода и ослабления излучения, имеющих разную степень сложности и точности. В большинстве вариантов решения не имеют аналитического вида, а количественное значение функций ослабления представлено в виде обширных таблиц. Использование этих данных для практических расчетов, как правило, неудобно и не всегда можно найти необходимую справочную информацию. В связи с этим, в процессе работы над диссертацией для оценки дозовых нагрузок при планировании ремонтного обслуживания АЭС были созданы варианты расчетных программ по определению полей гамма-излучения от радиоактивного оборудования и трубопроводов [80], [81], [90], [91].
Применение метода динамического программирования для оптимизации траектории движения работника с целью минимизации облучения при перемещении
Как уже указывалось в главе 2, последние годы интегральное плановое облучение персонала АЭС неуклонно снижается благодаря комплексу организационных мероприятий, в том числе, направленных на улучшение радиационной обстановки и на уменьшение времени пребывания персонала в зоне действия ионизирующих излучений. Однако для всех АЭС в мире характерно усложнение решения задачи поддержания облучения персонала на низком уровне в связи со старением оборудования и систем. Кроме того, в ближайшие годы предстоят значительные объемы работ по демонтажу радиоактивного оборудования при снятии АЭС с эксплуатации [1].
Достаточно высокие значения средней по энергоблокам коллективной дозы определяются в основном показателями облучаемости персонала АЭС с реакторами РБМК. Аналогичные показатели АЭС с ВВЭР существенно ниже и не уступают соответствующим показателям, достигнутым странами с развитой атомной энергетикой. И если на АЭС с ВВЭР при хорошей организации радиационной защиты персонала 80-90% коллективной дозы приходится на время ремонта энергоблоков, то на АЭС с РБМК это значение составляет примерно 50% [80]. В настоящее время не существует какого-либо одного мероприятия, способного существенно снизить облучаемость персонала. Поэтому в последние годы пристальное внимание обращено на оптимизацию организации радиационно-опасных работ.
Доза, получаемая при техническом обслуживании и ремонте, является суммой трех составляющих: дозы, полученной по пути к рабочей площадке и обратно, при перемещении между обслуживаемыми объектами; дозы, полученной при выполнении работ; дозы, полученной при подготовке к работе и завершении работ (уборке рабочего места, сдаче его и т.д.). Среди рассмотренных выше составляющих дозы облучения, подлежащих оптимизации, несомненный интерес представляет оптимизация дозовых затрат, получаемых персоналом при перемещении от объекта к объекту, поскольку данный вопрос практически не рассматривался в отечественной и зарубежной практике [96].
Снижение «транзитных доз», полученных в пути на рабочее место и от рабочего места до выхода из зоны контролируемого доступа, представляет собой важную задачу в общем процессе оптимизации облучения ремонтного персонала. Для сокращения доз, получаемых при перемещении, на ряде зарубежных станций используются подробные карты, которые можно получить при входе в реакторное здание и на различные отметки внутри здания. Это помогает сократить время перемещения работников, которые могут «потеряться» и поэтому получить ненужную дозу во время поиска их рабочего места. В частности, этот случай относится к работе на арматуре малого диаметра, которую часто трудно найти. Эти карты могут быть включены в рабочие процедуры, выдаваемые работникам (например, на АЭС Paluel EDF [12] выдаваемая работнику рабочая процедура содержит фотографии участка, где показано расположение клапана и указаны оцененные или измеренные значения мощности дозы).
Однако по имеющимся данным на предприятиях атомной энергетики и промышленности не используется оптимизация пути перемещения работников с целью сокращения доз, получаемых при перемещении.
Если при выполнении ремонтных работ выбор пути с минимальной дозой облучения во время перемещения не представляет сложности, так как количество обслуживаемых объектов ограничено одним-двумя, то при техническом обслуживании оборудования и систем минимизации облучения путем оптимизации перемещения в зоне контролируемого доступа требует использования специальных программ. Оптимизации траектории движения работников дает возможность минимизировать их облучение при перемещениях в рабочей зоне в помещении, на загрязненной территории.
Представленная задача аналогична известной в математике задаче коммивояжера [97], в которой торговец, начиная с некоторого города, хочет посетить каждый из (и-1) других городов один и только один раз. В каком порядке должен он посещать города, чтобы минимизировать суммарное пройденное расстояние (начальный и конечный города фиксированы)? Под «расстоянием» можно подразумевать время, издержки или другой измеритель (например, в данной работе - это доза облучения).
Задача сочетает простоту постановки и трудность решения вычислительного характера. В последние годы было предложено много методов решения задачи. Одни из них неэффективны, другие не гарантируют оптимального решения, некоторые требуют принятия интуитивных решений, а это затрудняет программирование для ЭВМ.
Среди методов такого типа наиболее эффективными (в вычислительном отношении) оказались основанные на идеях динамического программирования, поскольку гарантируют оптимальность, обеспечивают удобство программирования решения, а также являются универсальными, т.е. приспособлены для задач различного типа.
Замечание. Известно много обобщений задачи коммивояжера, связанных с решениями многочисленных практических задач (см. [97], [98], [99] и библиографию к ним). В частности, полезно отметить так называемую задачу коммивояжера «с выбором» [100], где рассмотрены вопросы о посещении кластеров в пространстве городов. В этом направлении можно отметить работу [101] и большую серию последующих публикаций, посвященных решению дискретно-непрерывной маршрутной задачи последовательного обхода множеств. Дальнейшим продвижением в решении таких задач, осложненных ограничениями в виде условий предшествования, является статья [102].
