Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Зарубежный опыт применения информационных систем при выводе из эксплуатации реакторных установок 13
1.1. Документация МАГАТЭ 13
1.2. АЭС Dodewaard, Нидерланды 16
1.3. АЭС Greifswald и АЭС Rheinsberg, Германия 17
1.4. Исследовательский реактор TRIGA, Республика Корея 21
1.5. Реактор JPDR, Япония 24
1.6. АЭС Fugen, Япония 27
1.7. Выводы к Главе 1 33
ГЛАВА 2. Отечественная нормативно - техническая документация, определяющая требования к базе данных при выводе из эксплуатации блока АЭС 35
2.1. Руководства по безопасности Ростехнадзора 35
2.2. Руководящие документы ОАО «Концерн Энергоатом» 38
2.3. Программы вывода из эксплуатации блоков Ленинградской АЭС 40
2.4. Концепция отраслевой информационной системы вывода из эксплуатации ядерно и радиационно-опасных объектов 43
2.5. Выводы к Главе 2 45
ГЛАВА 3. Место и роль бдвэ в процессе вывода из эксплуатации блоков АЭС 48
3.1. Исходные условия на ЛАЭС при начале работ по созданию ИС БДВЭ 48
3.2. Анализ способов практической реализации ИС БДВЭ 50
3.3. Жизненный цикл и применение ИС БДВЭ в контексте завершающих этапов жизненного цикла блоков АЭС 56
3.2. Выводы к Главе 3 66
ГЛАВА 4. Анализ и разработка базовых требований к информационному наполнению и информационной архитектуре ИС БДВЭ 69
4.1. Анализ и разработка базовых требований к информационному наполнению ИС БДВЭ 69
4.2. Идентификация объектов предметной области ИС БДВЭ 77
4.3. Анализ вариантов организации информационной архитектуры ИС БДВЭ 78
4.4. Способы доступа к информации в пользовательском интерфейсе ИС БДВЭ 81
4.5. Информационные, аналитические и обеспечивающие подсистемы ИС БДВЭ 86
4.4. Выводы к Главе 4 90
ГЛАВА 5. Требования к информационному наполнению ИС БДВЭ блока АЭС С РБМК 92
5.1. Классификация и группировка основных объектов предметной области ИС БДВЭ .93
5.2. Категорирование детализации информационного наполнения базовых функциональных информационных подсистем ИС БДВЭ 94
5.3. Определение базового состава и базовой детализации информации для основных объектов предметной области ИС БДВЭ БЛОКА АЭС С РБМК 100
5.4. Выводы к Главе 5 112
ГЛАВА 6. Разработка требований к практической реализации БДВЭ блока АС в виде информационной системы для ЭВМ 113
6.1. Требования к ИС БДВЭ в целом 113
6.2. Требования к функциям, выполняемым ИС БДВЭ 118
6.3. Требования к видам обеспечения 129
6.4. Выводы к Главе 6 130
Заключение 132
Список литературы 135
- Исследовательский реактор TRIGA, Республика Корея
- Программы вывода из эксплуатации блоков Ленинградской АЭС
- Жизненный цикл и применение ИС БДВЭ в контексте завершающих этапов жизненного цикла блоков АЭС
- Способы доступа к информации в пользовательском интерфейсе ИС БДВЭ
Введение к работе
Осуществление полного цикла работ по выводу из эксплуатации блока АЭС является масштабным организационным и техническим мероприятием, во многом сопоставимым по объему требуемых для его реализации временных, материальных и трудовых ресурсов с процессом первоначального сооружения блока.
Вывод из эксплуатации энергоблока АЭС - комплексный процесс, включающий несколько этапов, на которых осуществляется разработка локальной (объектовой) концепции вывода из эксплуатации, программы вывода из эксплуатации, проведение комплексного инженерного и радиационного обследования, разработка проекта вывода из эксплуатации, дезактивация и демонтаж оборудования, обращение с РАО и т.д. На любом этапе вывода из эксплуатации принятие обоснованных решений может гарантироваться исключительно наличием и полнотой требуемой для этих целей информации.
Некоторые из работающих в Российской Федерации энергоблоков уже исчерпали свой проектный срок эксплуатации или подходят к его завершению. Согласно [1] в период с 2000 по 2010гг. 15 блоков российских АЭС исчерпают проектный срок службы. Среди них первый и второй энергоблоки Ленинградской и Курской атомных станций с реакторами РБМК-1000, четыре энергоблока Билибинской АЭС с реакторами ЭГП-12, энергоблоки Нововоронежской АЭС с реактором типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и другие. В сложившихся в России экономических условиях эксплуатация этих блоков продлевается на 15-20 лет. Однако спустя этот промежуток времени работы по выводу из эксплуатации указанных блоков должны быть неизбежно начаты.
В мировой практике используют два основных варианта вывода из эксплуатации энергоблоков атомных станций: немедленный демонтаж реакторных конструкций (DECON) и отложенный демонтаж конструкций реактора, который осуществляют после определенного периода их безопасного сохранения (SAFSTOR).
Основной проблемой при выводе из эксплуатации блока АЭС является проблема переработки и удаления для последующего хранения или захоронения радиоактивных отходов, которые будут образовываться как при демонтаже реактора, так и радиоактивных конструкций блока. В настоящее время в России отсутствуют хранилища и могильники РАО, требуемые при выводе из эксплуатации блока атомной станции. Этот фактор, а также сложности с финансированием для осуществления немедленного демонтажа радиоактивных конструкций реактора определяют выбор варианта SAFSTOR как основного для вывода из эксплуатации блоков атомных станций в России. В частности, этот вариант был выбран при разработке программ вывода из эксплуатации блоков Ленинградской и Кур-
8 ской АЭС [2-7].
Вариант SAFSTOR характеризуется достаточно длительным временем сохранения радиоактивных конструкций блока под наблюдением. Например, при выводе из эксплуатации блоков первой и второй очереди ЛАЭС длительность этого этапа в программах вывода из эксплуатации принята не менее 50 лет [2-7]. В таких условиях сохранение и передача всей необходимой информации последующим поколениям специалистов, которые будут осуществлять работы по демонтажу реакторной установки и оборудования энергоблоков, становится важнейшей задачей, так как наличие достоверной информации напрямую влияет на безопасность и экономичность проведения работ по ВЭ. Тем более, что в силу ряда причин на действующих АЭС России в настоящее время хранение проектной и эксплуатационной документации организовано, как правило, только на бумажном носителе. В течение срока эксплуатации часть информации безвозвратно утрачивается, бумажный носитель информации приходит в негодное состояние. Зачастую важные сведения об истории эксплуатации блока АЭС содержатся только в памяти специалистов и утрачиваются при их уходе со станции.
Очевидно, что кардинально изменить ситуацию с информационным сопровождением работ по ВЭ возможно только при создании специальной, целенаправленно обновляемой и поддерживаемой на протяжении всей длительности процесса ВЭ базы данных проектной и эксплуатационной документации блока АЭС, обеспечивающей ее долговременное и надежное хранение - базы данных по выводу из эксплуатации (БДВЭ) блока АЭС. Заблаговременное внедрение и наполнение такой базы данных по выводу из эксплуатации позволит централизованно сохранить и передать всю необходимую документацию и данные, требуемые для практического осуществления вывода из эксплуатации, будущим поколениям специалистов.
Представленная работа посвящена разработке и определению научно-методических и практических основ создания базы данных по выводу из эксплуатации блоков АЭС с РБМК, внедренной на Ленинградской АЭС, и внедряемой в настоящее время на Курской АЭС и Смоленской АЭС в рамках выполнения перечня мероприятий для подготовки к выводу из эксплуатации блоков в связи с завершением их проектного срока эксплуатации [8-13].
В работе проанализирован международный опыт применения информационных систем в процессе ВЭ блоков АЭС и РУ различного назначения, требования отечественных нормативно-технических документов к применению БДВЭ в процессе ВЭ. Рассмотрены преимущества и недостатки различных способов организации БДВЭ, обоснована организация БДВЭ в виде информационной системы для ЭВМ - информационной системы базы дан-
ных по выводу из эксплуатации (ИС БДВЭ). Проанализировано применение и жизненный
цикл ИС БДВЭ в контексте завершающей стадии жизненного цикла блока АЭС. Разработана концептуальная программно-техническая архитектура ИС БДВЭ, определены основные функциональные подсистемы ИС БДВЭ, рассмотрены вопросы классификации и структурирования информации в ИС БДВЭ. Разработаны общие требования к информационному наполнению БДВЭ блока АЭС. На основе указанных требований сформирован базовый набор информации об оборудовании, системах, компонентах блока АЭС с РБМК, его площадки, подлежащей вводу в ИС БДВЭ на этапах подготовки к выводу и вывода из эксплуатации блока АЭС с РБМК. Разработаны базовые требования к реализации БДВЭ как информационной системы для ЭВМ, включая необходимые виды обеспечений. Представлены достигнутые результаты и план дальнейших работ по информационному наполнению и развитию ИС БДВЭ Ленинградской АЭС.
Структура содержания работы включает: список терминов и определений, список принятых сокращений, введение, шесть глав, заключение, приложение и список использованной литературы.
Работа представлена на 154 страницах и включает 6 таблиц, 42 рисунка и 49 ссылок на литературные источники.
В главе 1 приведен обзор и анализ международного опыта применения информационных систем в процессе ВЭ блоков АЭС и реакторных установок различного назначения.
В главе 2 проанализирована российская нормативно-техническая и организационно-распорядительная документация, посвященная проблематике ВЭ блоков АЭС, проанализировано содержание Программ ВЭ блоков АЭС с РБМК ОАО «Концерн Энергоатом», концепция «Отраслевой информационной системы вывода из эксплуатации ядерно и радиационно-опасных объектов Госкорпорации «Росатом». Обобщены и проанализированы данные с целью определения исходных требований к БДВЭ блока АЭС.
В главе 3 на основе результатов анализа, выполненного в предыдущих главах, проанализированы различные способы организации БДВЭ. Обоснован способ организации БДВЭ в виде информационной системы для ЭВМ - ИС БДВЭ. С учетом современных тенденций к продлению срока службы действующих блоков АЭС проанализирован жизненный цикл и применение ИС БДВЭ в контексте завершающих этапов эксплуатации и в процессе вывода из эксплуатации блока АЭС. Выделены пять фаз жизненного цикла ИС БДВЭ.
В главе 4 разработаны общие требования к информационному наполнению БДВЭ блока АЭС, определены основные логические информационные разделы БДВЭ. Осуществлен выбор оптимальной идеологии организации информационной архитектуры ИС БДВЭ и рассмотрены способы представления и доступа к информации ИС БДВЭ конечных поль-
10 зователей с учетом специфических задач, решаемых системой. С учетом проведенного
анализа определены основные информационные, аналитические и обеспечивающие подсистемы ИС БДВЭ.
В главе 5 разработаны требования к информационному наполнению ИС БДВЭ блока АЭС с РБМК базовой информацией, которая должна быть введена на начальных стадиях наполнения ИС БДВЭ еще при эксплуатации блока АЭС. С учетом многообразия всей информации о блоке АЭС предложенный в главе подход позволяет четко выделить оптимальное подмножество информации, первоначально вводимой в ИС БДВЭ блока АЭС с РБМК.
В главе б осуществлена разработка перечня требований к функциональным и техническим возможностям ИС БДВЭ, определены общие требования к видам обеспечений ИС БДВЭ.
В приложении, изложены практические результаты работ по созданию ИС БДВЭ блоков Ленинградской АЭС, выполненных в период с 2003 по 2009 гг., представлены планы дальнейшего развития работ по формированию ИС БДВЭ ЛАЭС.
Целью работы являлось определение научно-методических и практических основ разработки, внедрения и применения базы данных по выводу из эксплуатации применительно к блоку АЭС с РБМК и, в частности, блокам ЛАЭС, выполненной в виде программного обеспечения для ЭВМ.
Научная новизна работы заключается в выявлении и всестороннем анализе факторов и ограничений, оказывающих влияние на способ практической реализации, информационную архитектуру и информационное наполнение, функциональные и технические возможности, аппаратно-программную среду для разработки и функционирования базы данных вывода из эксплуатации, а также в создании комплекса научно-методических подходов для учета влияния этих факторов и ограничений при разработке, внедрении, наполнении и применении базы данных.
Практическая ценность работы. Результаты настоящей работы использованы при создании и внедрении базы данных по выводу из эксплуатации блоков Ленинградской АЭС, создании в настоящее время ИС БДВЭ блоков Курской АЭС и Смоленской АЭС, ИС БДВЭ ПУГР ОАО «Сибирский химический комбинат» и ИС БДВЭ ПУГР «ПО «МАЯК», а также приняты за основу при разработке руководящего документа Эксплуатирующей организации «Типовая структура базы данных для вывода из эксплуатации блока атомной станции» (РД ЭО 0582-2005) и Концепции «Отраслевой информационной системы вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов Госкорпорации «Росатом».
На защиту выносятся:
обоснование места и роли базы данных в процессе подготовки к выводу и выводе из эксплуатации блоков АЭС, определение типового жизненного цикла ИС БДВЭ блока АЭС в контексте завершающих этапов эксплуатации и этапов вывода из эксплуатации блока АЭС;
комплекс научно-методических и практических требований к информационному наполнению и содержанию информационных разделов БДВЭ;
обоснование выбора практического способа реализации базы данных по выводу из эксплуатации блока АЭС в виде информационной системы для ЭВМ, а также выбор архитектуры ИС БДВЭ и состава ее подсистем;
первоначальный состав инженерно-технической информации об оборудовании, системах, компонентах блока АЭС с РБМК, его площадки, подлежащей вводу в ИС БДВЭ на начальном этапе наполнения ИС БДВЭ блока АЭС с РБМК;
комплекс базовых требований к функциональным и техническим возможностям БДВЭ блока АЭС с РБМК при ее практической реализации как информационной системы для ЭВМ.
Личный вклад автора: в качестве руководителя работ он принимал участие в организации и проведении всего комплекса исследований, осуществлял сбор, подготовку, анализ и систематизацию исходных данных, необходимых для выполнения работы, осуществлял разработку требований к базе данных по выводу из эксплуатации, а также руководство и координацию работ групп специалистов, непосредственно осуществлявших создание базы данных.
Основные результаты работы доложены на: 14-ой ежегодной конференции ЯО России (Россия, Калининская АЭС, 2003г.), международном семинаре по снятию с эксплуатации атомных энергоблоков и обращению с радиоактивными отходами (Украина, Чернобыльская АЭС, 2003г.) и миссиях технической поддержки по проблемам вывода из эксплуатации и обращения с РАО при выводе из эксплуатации АЭС (Украина, Чернобыльская АЭС, 2004г. и 2008г.), проводимых под эгидой ВАО АЭС-МЦ, международной Конференции «РАДЛЕГ-РАДИНФО-2005» (Москва, 2005), международной Конференции «РАДЛЕГ-РАДИНФО-2006» (Москва, 2006), IX российской научной конференции «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях» (г. Обнинск, 2006г.), международном техническом совещании по проекту ТАСИС R2.04/03 по выводу из эксплуатации блоков 1,2 НвАЭС (г..Нововоронеж, 2007г.), 6-ой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» - МНТК-2008, Научно-практической конференции «Вывод из эксплуатации объектов
12 использования атомной энергии» (Вывод-2009, Москва, 2-5 июня 2009г.), Международном совещании "Реализация мероприятий по подготовке к снятию с эксплуатации энергоблоков АЭС" (Чернобыльский центр, г. Славутич, Украина, 13-16 октября 2009 г), а также в ряде публикаций в научно-технических журналах.
Исследовательский реактор TRIGA, Республика Корея
АЭС Dodewaard - одна из первых атомных станций в Нидерландах [18]. Ее мощность составляла 59МВт. В 1995 году в Нидерландах было инициировано исследование для определения предпочтительной стратегии вывода из эксплуатации блоков атомных станций. Рассматривались три альтернативных варианта: DECON, ENTOMB и SAFSTOR. В результате проведенных исследований был сделан вывод о том, что с точки зрения безопасности и обеспеченности необходимыми технологиями, все три методики одинаково приемлемы. По экономическим соображениям был сделан выбор в пользу варианта SAFSTOR. Таким образом, было решено в течение 40 лет осуществлять выдержку остановленной АЭС Dodewaard под наблюдением, после чего начать демонтаж ее оборудования и систем.
Принятое в 1996 году решение об останове АЭС Dodewaard основывалось на двух факторах. Во-первых, эта АЭС рассматривалась ранее как полигон отработки технологий и обучения специалистов для строительства новых АЭС. Однако, на время принятия решения вводить в эксплуатацию новые атомные станции в Нидерландах более не планировалось. Во-вторых, стоимость электроэнергии, производимой АЭС Dodewaard, была неконкурентоспособной на европейском рынке.
Согласно разработанному проекту, подготовка к выводу из эксплуатации АЭС Dodewaard должна была происходить в четыре этапа в период с 1997 по 2003гг. Для сопровождения этого процесса была разработана информационная система под названием D1S (Dodewaard Inventory System - Инвентаризационная система АЭС Dodewaard). В базу данных DIS были внесены результаты радиационного обследования помещений, отметок, зданий и сооружений станции. D1S создавалась с целью проведения анализа безопасности радиационного состояния станции, а также для учета РАО, образующихся в процессе вывода станции из эксплуатации. Требования к составу и структуре DIS были сформулированы специалистами, осуществлявшими разработку проекта вывода из эксплуатации АЭС Dodewaard. Разработка и внедрение DIS производились в три этапа. Первый этап формулировки требований к составу и структуре был осуществлен за четыре месяца в период с сентября по декабрь 1997 года. На втором этапе, в течение 1998 года, проводилась разработка программного обеспечения и сбор информации о радиационном состоянии станции. На третьем этапе, с 1999 по 2000 год, была завершена разработка DIS, осуществлено ее внедрение и произведено наполнение собранной информацией. Разработанная программная структура DIS позволяла производить описание компонентов АЭС с любым уровнем детализации, в зависимости от решаемых задач, на различных этапах вывода из эксплуатации.
АЭС Greifswald в Восточной Германии имела в своем составе 8 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-440. Вскоре после объединения Германии в 1989 году, блоки с 1 по 5 были закрыты, а строительство блоков с 6 по 8 заморожено. В тоже время были остановлены два энергоблока АЭС Rheinsberg с прототипами реакторов ВВЭР. В результате проведенных исследований о возможности модернизации и продолжения эксплуатации некоторых блоков этих АЭС, было принято решение вывести из эксплуатации все десять блоков. Таким образом, было положено начало самому большому в мире проекту по выводу из эксплуатации. На обеих станциях вывод из эксплуатации начался в 1995 году.
Для управления проектом вывода из эксплуатации немецкими фирмами NIS и EWN была разработана на основе СУБД ORACLE система управления проектом, названная PRISY (PRoject Information SYstem - "Информационная система управления проектом") [18]. PRISY использовалась для планирования хода выполнения проекта, осуществления учета демонтированного оборудования и материалов, контроля обращения с образующимися радиоактивными отходами. С ее помощью специалисты, реализующие проект вывода из эксплуатации, могли планировать и отслеживать, с учетом задаваемых ограничений, затраты времени персонала на выполнение работ, финансовые расходы, оборот материалов, выполнение работ по дезактивации и демонтажу оборудования. Актуальные сведения о ходе выполнения проекта регулярно вводились в базу данных для последующего анализа информации и принятия решений. При планировании операций PRISY учитывала порядка 500 различных параметров. Система оценивала радиационные, стоимостные и массовые характеристики.
Для управления логистическими операциями при проведении демонтажа оборудования в составе PRISY использовалась программа ReVK. Она решала задачи по учету оборота материалов и отходов, управлению транспортными средствами и складским хозяйством, выдачи разнообразных отчетов. В свою очередь, в состав ReVK входили две подпрограммы AVK и AVK-ELA. С помощью программы AVK осуществлялся контроль оборота радиоактивных материалов. Программа AVK-ELA применялась на завершающих стадиях захоронения РАО. Дополнительные программы в составе PRISY были разработаны для оценки требуемых объемов и финансовых вложений для размещения отходов, образовавшихся в результаты деятельности по выводу из эксплуатации. Для вычислений применялись оценки предполагаемой технологии демонтажа, ожидаемых демонтируемых масс, наличия свободных контейнеров и т.д.
Перед фактическим началом работ по выводу из эксплуатации была проведена инвентаризация всего оборудования и систем блоков, собрана информация о радиационном состоянии и наиболее существенных источниках радиоактивного загрязнения блоков. Эта информация была введена в базу данных и использовалась при планировании процесса вывода из эксплуатации блоков.
Использование PRISY обеспечило оптимальное принятие решений и использование ресурсов в процессе проведения вывода из эксплуатации блоков АЭС Greifswald и АЭС Rheinsberg.
Стоить отметить, что немецкой фирмой NIS разработан целый спектр программного обеспечения для сопровождения различных этапов вывода из эксплуатации блоков атомной станций. В частности, для оценки стоимости работ по выводу из эксплуатации и оптимизации проекта фирма NIS предложила использовать программный пакет STILLKO-2. В пакете применен подход разделения проекта на целый ряд небольших и наглядных составляющих (операций, работ). При таком подходе учитывается весь комплекс необходимых операций, исключающий их двойной учет при планировании. Выполнение отдельных работ может быть независимым от других, кроме того, возможна детализация отдельных составляющих, что позволяет совершенствовать проект в целом. При выполнении технико-экономических исследований, как показано на рис. 1.1, проект разбивается на несколько уровней [18].
Программы вывода из эксплуатации блоков Ленинградской АЭС
Документ определяет, что на этапе подготовки к выводу из эксплуатации блока АЭС должно быть проведено КИРО блока, а его результаты занесены в БДВЭ.
В разделе "Обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации блока АЭС" указано, что "в течение всего времени выполнения работ по выводу из эксплуатации должен осуществляться контроль, анализ и сравнение с исходными параметрами (на начало проведения работ по выводу из эксплуатации блока) радиационной обстановки в помещениях и на площадке блока АЭС".
После завершения каждого этапа вывода из эксплуатации блока АЭС в БДВЭ блока должны быть внесены сведения: об использованных технологиях и методах демонтажа; о дезактивации оборудования и конструкций блока АЭС; о количестве (массе/объеме), активности, нуклидном составе и агрегатном состоянии, образующихся и кондиционированных радиоактивных отходов и датах отправки их с площадки блока АЭС; о местах хранения радиоактивных отходов на площадке АЭС; о радиационной обстановке в помещениях и на площадке блока АЭС. Таким образом, этот НД указывает, что создание БДВЭ должно фактически начинаться на этапе проектирования блока АЭС, а ее наполнение и актуализация должны производиться в течение всего жизненного цикла блока. Очевидно, что требование учета создания БДВЭ уже на этапе проектирования БДВЭ возможно выполнить только для вновь создаваемых блоков. Правила в общем виде определяют состав информации, вносимый в БДВЭ на этапах жизненного цикла блока. При этом акцент делается на сведения, связанные с радиационной безопасностью работ по ВЭ. Правила не содержат каких-либо требований к срокам создания БДВЭ для уже существующих блоков, способу ее практической реализации, формату представления и хранения информации в БДВЭ, а также ее информационной структуре.
Руководство по безопасности РБ-013-2000 «Требования к содержанию программы вывода из эксплуатации блока атомной станции» [24] определяет требования к порядку разработки, структуре, содержанию и оформлению Программы вывода из эксплуатации блока атомной станции.
Руководство определяет, что в Программе вывода из эксплуатации блока АЭС должен быть отдельный раздел, посвященный разработке и использованию БДВЭ в процессе ВЭ. Указанный раздел должен содержать сроки начала работ по созданию БДВЭ и способы ее использования после завершения процесса вывода из эксплуатации блока АЭС в качестве основного архивного материала. Кроме того, в этом разделе должен быть разработан и представлен перечень сведений, необходимых для включения в БДВЭ блока АЭС.
Руководство определяет обязательный перечень сведений, которые должны быть представлены в БДВЭ. Данный перечень основан на перечне, приведенном в НП-012-99, и расширяется дополнительно сведениями по проектной и строительной документации, включая химический состав строительных материалов и оборудования, подвергшихся нейтронному облучению во время эксплуатации блока АЭС.
Таким образом, рассматриваемое РБ, также как и НД НП-012-99, не определяет каких-либо конкретных требований к практической реализации БДВЭ, указывая только на минимальный объем информации, которая должна быть внесена в БДВЭ. В тоже время РБ указывает на более конкретные сроки начала работ по созданию БДВЭ для блоков АЭС, которые в настоящее время подходят к завершению проектного срока службы. Согласно тексту РБ сроки начала работ по созданию БДВЭ должны быть определены в Программе вывода из эксплуатации, которая должна разрабатываться не позднее, чем за пять лет до окончания проектного срока службы блока АЭС.
Руководство по безопасности РБ-031-04 «Состав и содержание отчета по обоснованию безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции содержит перечень информации, которая необходима для разработки отчета по обоснованию безопасности при выводе из эксплуатации блока АЭС (ООБ ВЭ). Отчет входит в состав пакета документов, которые должны быть представлены в Ростехнадзор для получения лицензии на ВЭ блока АЭС. Это Руководство развивает и конкретизирует пункт 3.2. «Правил обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции» НП-012-99. В нем учтены рекомендации, относящиеся к выводу из эксплуатации атомных станций, сформулированные в документах МАГАТЭ и других международных организаций. Хотя в явном виде Руководство не содержит упоминание о БДВЭ блока АЭС, но оно конкретизирует основные положения НП-012-99 и все три нормативных документа Ростехнадзора (НП-012-99, РБ-013-200 и РБ-031-2004) представляют замкнутый пакет документов, которые вместе определяют: необходимость создания эксплуатирующей организацией (ЭО) БДВЭ; базовые требования к ее назначению и применению на этапах подготовки к выводу и вывода из эксплуатации блока АЭС; минимальный перечень информации, которая должна содержаться в ИС БДВЭ с точки зрения обеспечения безопасности проведения работ. Руководящий документ ОАО «Концерн Энергоатом» РД ЭО 0625-2005 «Подготовка к выводу из эксплуатации и вывод из эксплуатации блока атомной станции. Основные положения по организации работ» [25] устанавливает требования к организационно-технической деятельности при подготовке к выводу из эксплуатации и выводу из эксплуатации блоков атомных станций. Этот РД ЭО отводит БДВЭ роль интегрального хранилища проектно-конструкторской и эксплуатационной информации, которая может быть необходима для проведения работ на всех этапах вывода из эксплуатации блока АЭС. В РД ЭО, в частности, констатируется: проектом блока АЭС должно быть предусмотрено создание базы данных, обеспечивающей на этапе эксплуатации блока АЭС формирование информации, необходимой для планирования и выполнения работ по подготовке к ВЭ блока АЭС, в том числе и для разработки Программы ВЭ; для обеспечения информационной поддержки работ по подготовке к ВЭ и ВЭ блока АЭС программой ВЭ должно быть предусмотрено создание специальной базы данных для ВЭ (БДВЭ) блока АЭС в соответствии с РД ЭО 0582-2005 «Типовая структура базы данных для вывода из эксплуатации блока атомной станции»; база данных по ВЭ и отчет по результатам КИРО являются информационной основой для разработки проекта ВЭ и другой документации для ВЭ блока АЭС; результаты обследования по завершению этапа ВЭ блока АЭС должны быть документально оформлены, зарегистрированы в установленном порядке и сохранены в БДВЭ. Руководящий документ ОАО «Концерн Энергоатом» РД ЭО 0582-2005 «Типовая структура базы данных для вывода из эксплуатации блока атомной станции. Общие требования» [14] был разработан на начальной стадии работ по созданию ИС БДВЭ блоков 1,2 Ленинградской, Белоярской, Нововоронежской АЭС. Потребность в документе определилась, с одной стороны, из необходимости четче определить и нормативно закрепить требования по созданию ИС БДВЭ на завершающем этапе эксплуатации действующих блоков АЭС РФ как информационной системы для ЭВМ (так как нормативные документы Ростехнадзора (прежний Госатомнадзор), как было показано выше, достаточно концепту 39 ально подходят к изложению указанных требований). С другой стороны, по мере осуществления практических работ по созданию ИС БДВЭ блоков Ленинградской АЭС, а также проведения подобных работ другими коллективами разработчиков для Белоярской и По-воворонежской АЭС, выявилась необходимость в обобщении накопленного опыта и создании документа, регламентирующего основные требования к целям и задачам применения БДВЭ, ее информационной структуре и информационному наполнению, а также содержащего некоторые общие базовые требования к реализации БДВЭ в виде информационной системы для ЭВМ, процессам ее внедрения и сервисного сопровождения.
Жизненный цикл и применение ИС БДВЭ в контексте завершающих этапов жизненного цикла блоков АЭС
Концепция «Отраслевой информационной системы вывода из эксплуатации ядерно и радиационно-опасных объектов» [49] разработана в рамках реализации Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года». Документ определяет основные высокоуровневые организационно-технические аспекты создания и функционирования ОИС ВЭ ЯРОО. Концепция вобрала в себя опыт разработки ИС БДВЭ АЭС, накопленный в течение 2004-2009 годов. Действие Концепции распространяется на все ядерно и радиационно-опасные объекты Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» (АЭС, промышленные реакторы, исследовательские реакторы, хранилища РАО и ОЯТ и пр.).
Концепция определяет следующие основные характеристики ОИС ВЭ ЯРОО и ее элементов: 1) три уровня ОИС ВЭ ЯРОО: - Корпоративный уровень, функционирующий в интересах департаментов Госкорпорации «Росатом», управляющих структур ОАО «Атомэнергопром», являющихся заказчиками и участниками организации работ по выводу из эксплуатации, осуществляющих контроль и надзор за реализацией работ по ВЭ. - Интеграционный уровень, на котором происходит аккумулирование инженерной и технологической информации по основным аспектам вывода из эксплуатации однотипных групп объектов. - Локальный уровень для организации непосредственного информационного обеспечения планирования, проектирования и реализации инженерно-технических и иных работ по выводу из эксплуатации конкретных ЯРОО. 2) три блока ОИС ВЭ ЯРОО: - Информационно-управляющий блок (ИУБ), обеспечивающий решение задач управления проектами по ВЭ (планирование, координация, финансирование, контроль и надзор). ИУБ представляет собой совокупность систем управления проектами в области вывода из эксплуатации, включая проекты создания и развития ОДЦ, функционирующих на всех уровнях ОИС ВЭ ЯРОО. - Объектно-технологический блок (ОТБ), реализующийся на интеграционном и локальном уровнях и обеспечивающий интеграцию для каждого ЯРОО или их групп необходимого объема инженерно-технической информации по всем аспектам вывода из эксплуатации. - Предметно-технологический блок (ПТБ), функционирующий в интересах пользователей всех уровней ОИС ВЭ ЯРОО. Реализация программно-технической инфраструктуры данного блока осуществляется на корпоративном уровне. Задачами блока является обмен опытом и развитие рынка инжиниринговых услуг в сфере вывода из эксплуатации и обеспечения их экспортного потенциала. 3) общие требования к информационным системам, функционирующим на уровнях ОИС ВЭ ЯРОО и их взаимодействию; 4) общие требования по информационной безопасности в рамках ОИС ВЭ ЯРОО; 5) дальнейшие планы работ но практическому созданию ОИС ВЭ ЯРОО. С точки зрения настоящей работы интерес представляют требования, формулируемые Концепцией по отношению к локальным объектовым информационным системам вывода из эксплуатации ЯРОО (ЛИС ВЭ ЯРОО). Концепция определяет для сложных ЯРОО (блоки АЭС, ПУГР, крупные исследовательские реакторы) необходимость создания полнофункциональных ИС БДВЭ, включающих трехмерные модели объектов и их промплоща-док, в том числе, и геологические. Концепция рассматривает применение трехмерных моделей для решения расчетных задач, предварительного моделирования и оптимизации процедур демонтажа оборудования, систем и конструкций, разработки тренажеров для персонала. Учитывая, что для многих объектов Госкорпорации «Росатом» присутствуют определенные проблемы с наличием актуализированной документации, Концепция определяет целесообразность использования современных технологий получения актуальной пространственной информации об объекге - лазерного сканирования, фотограмметрии. Концепция впервые четко формулирует требование, что ЛИС ВЭ - это не только среда хранения и обработки инженерно-технической и радиационной информации, но и средство управления проектом ВЭ. Для этих целей в состав функциональных подсистем локальной ИС ВЭ должна быть включена подсистема управления проектом. Для локальных ИС ВЭ Концепция определяет следующие высокоуровневые функциональные подсистемы: Управления проектами. Данная подсистема обеспечивается информационной системой управления проектами (ИСУП), позволяющей осуществлять календарно-сетевой, ресурсное и финансовое планирование и контроль. Электронного архива. Данная подсистема обеспечивает хранение и управление массивами электронных и каталогами информации о бумажных проектно-конструкторских, организационно-технических, нормативных и иных документах, важных для целей ВЭ; Инженерных моделей. Данная подсистема обеспечивает средства создания, обновления, хранения и применения инженерных двух- и трехмерных моделей ЯРОО, его площадки, территории размещения. Управления данными. Данная подсистема обеспечивает средства хранения, классификации, структурирования, поиска и представления массивов данных, хранение которых производится не в виде содержимого электронных/бумажных документов, а в виде записей в таблицах базы данных локальной ИС ВЭ. К таким данным может относиться информация оборудованию, системам и другим компонентам ЯРОО, важным с точки зрения вывода из эксплуатации, данные о радиационной обстановке, поступающие как со штатных систем автоматизированного радиационного мониторинга ЯРОО, так и собираемые при ручном дозиметрическом контроле, данные о наличии и состоянии РАО и/или ОЯТ, хранилищ и могильников, установок по переработке РАО и т.д. Концепция следует последним отраслевым тенденциям, указывая, что создание ИС ВЭ должно производиться с учетом требований современных международных стандартов -ISO 15926.
Принятие Концепции является своевременным шагом, особенно с учетом нарастающего истечения сроков службы действующих блоков АЭС и широкого развертывания работ по ВЭ ЯРОО Госкорпорации «Росатом» в рамках ФЦП ЯРБ 2008-2015 (таких как АЭС, ПУГР, исследовательские реакторы, хранилища РАО и ОЯТ). Однако по многим вопросам, затронутым в Концепции, требуется осуществление более детальной проработки. Одним из таких важнейших вопросов является вопрос категорирования ЯРОО и определения степени функциональности создаваемой ИС ВЭ (например, целесообразности включения в ее состав трехмерных моделей объектов) в зависимости от сложности ЯРОО, выбранного для него варианта ВЭ, сложности радиационной обстановки на объекте и т.д.
Способы доступа к информации в пользовательском интерфейсе ИС БДВЭ
После окончательного останова блоков должен быть произведен анализ информации, имеющейся в ИС БДВЭ, с учетом которого будет проведено комплексное инженерное и радиационное обследование (КИРО) остановленных блоков и площадки первой и второй очереди. Результаты КИРО должны быть занесены в ИС БДВЭ и использованы при планировании всех работ по выводу из эксплуатации блоков и явятся информационной основой для разработки всей требуемой проектно-конструкторской, технической и другой документации, в том числе и при разработке проектов вывода из эксплуатации.
Для проведения КИРО на ЛАЭС разработана и утверждена соответствующая "Программа комплексного инженерного и радиационного обследования для вывода из эксплуатации блока первой очереди Ленинградской АЭС" [26], содержание которой учитывалось при разработке требований к информационному содержанию БДВЭ. Программа КИРО включает частные программы обследования в соответствии с уровнями объектов обследований: 1-ый уровень - санитарно-защитная зона и площадка станции; 2-ой уровень - здания и сооружения блока на его площадке; 3-ий уровень - отдельные помещения блока, его зданий и сооружений; 4-ый уровень - конструкции, системы и оборудование блока в его помещениях. Целями обследований объектов, выполняемых в соответствии с вышеназванными ча стными программами, будут являться оценки: радиоактивного загрязнения конструкций и узлов реактора, а также систем, обору дования, помещений, зданий, сооружений и коммуникаций блока. физического состояния зданий, сооружений, систем, коммуникаций и оборудования блока. работоспособности систем, включая системы контроля, и оборудования, которые предполагается использовать в процессе проведения работ по выводу из эксплуатации блока. радиационной обстановки на площадке и в санитарно-защитной АЭС, включая гидрогеологические исследования водоносных горизонтов в местах возможного выхода радиоактивности в целях определения возможных путей миграции радионуклидов с грунтовыми водами. На основе результатов КИРО разрабатываются рекомендации и технические решения по ведению работ на этапах вывода из эксплуатации блоков, которые должны быть внесены в ИС БДВЭ и учтены в проектной документации по выводу из эксплуатации. Выполнение работ на этапах вывода из эксплуатации может сопровождаться проведением дополнительных ("локальных") КИРО. Таким образом, обследования блоков будут проводиться по мере необходимости на протяжении всех этапов заключительной стадии жизненного цикла блока для получения информации, требуемой и влияющей на проведение работ. Результаты "локальных" КИРО также должны сохраняться в ИС БДВЭ и будут использоваться для выработки рекомендаций и принятия решений на этапах вывода из эксплуатации. На завершающих этапах вывода из эксплуатации ИС БДВЭ будет содержать достаточный объем информации об оборудовании, системах, конструкциях реактора и других компонентах блока для создания на основе ИС БДВЭ системы управления проведением отдельных работ в рамках ВЭ. К таким работам, например, можно отнести планирование демонтажа оборудования, управление захоронением РАО, расчеты финансовой стоимости конкретных работ. Для решения таких задач функциональность ИС БДВЭ необходимо будет расширить за счет включения в ее структуру дополнительных аналитических модулей или за счет ее интеграции с соответствующими специализированными коммерческими программными продуктами. опыта выполнения работ по созданию ИС БДВЭ ЛАЭС; целесообразностью создания общеблочной ИС БДВЭ для сдвоенных блоков АЭС с РБМК; реалиями сегодняшнего дня, связанными с тенденцией продления срока службы блоков АЭС с РБМК; положений проекта Концепции ОИС ВЭ ЯРОО Госкорпорации "Росатом", рассматривающую ИС БДВЭ шире, нежели чем только систему, обеспечивающую только информационную поддержку; целесообразностью применения современных информационных технологий, таких как лазерное сканирование, автоматизированная идентификация. Содержание таблицы не соответствует напрямую истории развития работ по созданию ИС БДВЭ 1-2 блоков ЛАЭС, но на основании накопленного опыта в процессе выполнения данной работы можно с достаточной степенью определенности утверждать, что подобная организация работ для других блоков АЭС с РБМК (и с реакторами других типов) будет являться оптимальной. В таблице 3.2 вводятся собственные фазы жизненного цикла ИС БДВЭ, отличные от стадий создания автоматизированных систем, установленных ГОСТ 34.x. Это связано с необходимостью определить фазы эволюционирования системы в целом в течение срока порядка 50 и более лет. Внутри каждой такой фазы может параллельно выполняться множество работ для различных подсистем ИС БДВЭ, находящихся на разных стадиях создания и применения уже в терминологии ГОСТ 34.x.
