Механическое удерживание земляных масс: Механическое удерживание земляных масс на склоне обеспечивают контрфорсными сооружениями различных конструкций...
Папиллярные узоры пальцев рук - маркер спортивных способностей: дерматоглифические признаки формируются на 3-5 месяце беременности, не изменяются в течение жизни...
Топ:
Марксистская теория происхождения государства: По мнению Маркса и Энгельса, в основе развития общества, происходящих в нем изменений лежит...
Теоретическая значимость работы: Описание теоретической значимости (ценности) результатов исследования должно присутствовать во введении...
Характеристика АТП и сварочно-жестяницкого участка: Транспорт в настоящее время является одной из важнейших отраслей народного хозяйства...
Интересное:
Искусственное повышение поверхности территории: Варианты искусственного повышения поверхности территории необходимо выбирать на основе анализа следующих характеристик защищаемой территории...
Берегоукрепление оползневых склонов: На прибрежных склонах основной причиной развития оползневых процессов является подмыв водами рек естественных склонов...
Финансовый рынок и его значение в управлении денежными потоками на современном этапе: любому предприятию для расширения производства и увеличения прибыли нужны...
Дисциплины:
 2019-05-27 |
 211 |
из
5.00
|
Заказать работу |
|
|
|
|
Международная научно-техническая конференция
"Полувековое обеспечение
Безопасности АЭС
С ВВЭР
в России и за рубежом"
ТЕЗИСЫ ДОКЛАДОВ
Нововоронежская АЭС, 24-26 сентября 2014 года
С О Д Е Р Ж А Н И Е
Пленарное заседание.
История и развитие атомной отрасли в России и мире.................................................. 12
1.1 Асмолов В.Г., ОАО «Концерн Росэнергоатом»
Обеспечение безопасности и повышение эффективности атомной
энергетики России............................................................................................................. 13
1.2 Фёдоров А.И., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Необходимость виброакустической паспортизации систем охлаждения
активной зоны энергоблока №4 НВ АЭС для повышения уровня
безопасности при повторном продлении срока эксплуатации................................... 14
1.3 Журбенко А.В., НИЦ «Курчатовский институт»
От ВВЭР-210 к ВВЭР-440. Опыт создания и совершенствования............................. 15
1.4 Васильченко И.Н., ОАО ОКБ «Гидропресс»
Конструкция активной зоны от ВВЭР-1 к АЭС-2006 для НВ АЭС........................... 15
1.5 Воронцов В.В., ОАО «Атомэнергопроект»
Динамика развития технических решений по проектам АЭС нового
поколения с реакторной установкой типа ВВЭР......................................................... 16
1.6 Гордон Б.Г., ФБУ «НТЦ ЯРБ»
Вопросы безопасности при использовании атомной энергии.................................... 17
1.7 Кириченко А.М., ВАО АЭС МЦ
ВАО и АЭС – синергия обеспечения безопасности..................................................... 17
1.8 Шестаков Ю.М., ОАО «ВНИИАЭС»
Движение к нулевому отказу ядерного топлива в России.......................................... 19
|
|
1.9 Логинов А.М., ОАО «ВНИИАЭС»
Продление срока эксплуатации АЭС с ВВЭР до 60 лет.............................................. 20
1.10 Янке Р. «AREVA GmbH» (Германия)
Управление тяжелыми авариями – международные рекомендации и
практическая реализация................................................................................................. 21
1.11 Потапов В.Я., ФГУП ВО «Безопасность»
Новые требования к культуре безопасности................................................................. 22
1.12 Ларина С.В., ФБУ «НТЦ ЯРБ»
Миссия и Пост-миссия Международного агентства по атомной энергии
"Комплексная оценка регулирующей деятельности по обеспечению
ядерной и радиационной безопасности в Российской Федерации........................... 23
1.13 Торубаров Ф.С., ФГБУ ГНЦ «ФМБЦ им. А.И. Бурназяна»
Медицинские аспекты управления профессиональной надежностью
оперативного персонала АЭС....................................................................................... 24
1.14 Рясный С.И., МЭИТУ «МЭИ»
Управление ресурсом оборудования при инженерной поддержке
эксплуатации АЭС......................................................................................................... 25
1.15 Витковский И.Л., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Эволюция алгоритмов управления технологическими процессами за
период эксплуатации 5 блока Нововоронежской АЭС............................................. 26
1.16 Маслов М.И., ОАО «Атомэнергоремонт»
Повышение эффективности ТОиР систем и оборудования АС по
обеспечению безопасности при эксплуатации действующих и
строящихся АС................................................................................................................ 26
1.17 Свитцов А.А., ООО НПФ "Гелла-ТЭКО"
Геополимерный нефелиновый бетон – новый строительный материал
из отходов апатитового обогащения........................................................................... 29
2 Секция 1. Ядерная безопасность, эксплуатация и обращение
с топливом..................................................................................................... 30
|
|
2.1 Долгов А.Б., ОАО «ТВЭЛ»
Ядерное топливо для российских энергетических реакторов. Этапы
эволюции, текущее состояние и перспективные направления развития................... 31
2.2 Фальков А.А., ОАО «ОКБМ Африкантов»
Развитие ядерного топлива на базе ТВСА в целях совершенствования
технико-экономических характеристик и обеспечения безопасности
топлива ВВЭР.................................................................................................................. 32
2.3 Новиков Ю.Б., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Основные результаты исследований ядерного топлива на
Нововоронежской АЭС................................................................................................... 33
2.4 Саунин Ю.В., ОАО «Атомтехэнерго»
Становление и развитие систем внутриреакторного контроля для АЭС
с ВВЭР............................................................................................................................... 34
2.5 Боев И.А., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Развитие и современный опыт измерений реактивности и нейтронно-
физических характеристик ВВЭР на Нововоронежской АЭС.................................. 35
2.6 Лиханский В.В., ФГУП «ГНЦ РФ ТРИНИТИ»
Разработка расчетных средств и методик для повышения эффективности
использования ядерного топлива на АЭС с ВВЭР....................................................... 36
2.7 Быков В.И., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Гамма-спектрометрический контроль ИРГ в технологических средах на
Нововоронежской АЭС................................................................................................... 36
2.8 Калмыков С.Н., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Опыт Нововоронежской АЭС по использованию данных по активности
ИРГ в теплоносителе 1-го контура при контроле состояния 2-го
физического барьера при работе энергоблоков на мощности..................................... 37
2.9 Андреев В.В., ОАО НПО «ЦНИИТМАШ»
Перспективы производства в России транспортно-упаковочных
комплектов с корпусами из высокопрочного чугуна с шаровидным
графитом............................................................................................................................ 38
2.10 Тимофеев А.В., ОАО «ОКБМ Африкантов»
Опыт работ ОАО "ОКБМ Африкантов" по созданию и поставкам
перегрузочного оборудования для атомных станций................................................ 39
2.11 Бубликова И.А., журнал «Глобальная ядерная безопасность»
|
|
Анализ вклада Ростовской АЭС в содержание 137Cs в объектах
окружающей среды тридцатикилометровой зоны...................................................... 39
2.12 Кужиль А.С., НИЦ «Курчатовский институт»
Опыт разработки и внедрения систем внутриреакторного контроля на
Энергоблоках.................................................................................................................. 40
2.13 Сударев О.С., ОАО «Атомтехэнерго»
Определение термина "Ядерно-опасные работы". История и
современное состояние.................................................................................................. 41
2.14 Краснюк В.И., ФГБУ ГНЦ «ФМБЦ им. А.И. Бурназяна»
Основные медицинские последствия аварии на Чернобыльской АЭС и
АЭС Фукусима: итоги и нерешенные проблемы....................................................... 42
2.15 Филиппова Ю.Ю., ОАО «ВНИИАЭС»
Обращение с ОЯТ на АЭС ОАО "Концерн РОСЭНЕРГОАТОМ".
Проблемы и решения..................................................................................................... 42
2.16 Бубликова И.А., журнал «Глобальная ядерная безопасность»
Анализ динамики онкологической заболеваемости населения тридцати
километровой зоны Ростовской АЭС.......................................................................... 43
3 Секция 2. Эксплуатация тепломеханического оборудования и ведение
водно-химических режимов............................................................................. 45
3.1 Тробиц Михаэль., АЭС Гундремминген Kernkraftwerkes Gundremmingen
Атомная энергетика в Германии..................................................................................... 46
3.2 Колягина И.А., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Совершенствование водно-химического режима первого и второго
контуров от ВВЭР-210 до ВВЭР-1000........................................................................... 46
3.3 Тренькин В.Б., ОАО «МЗ "ЗиО-Подольск»
Перспективные разработки сепараторов пароперегревателей и
подогревателей высокого давления............................................................................... 47
3.4 Бусырев В.Л., Филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Ленинградская АЭС»
Проблемы поддержания водно-химического режима контура охлаждения
обмоток статора генератора типа ТВВ-500-2 на АЭС с РБМК и пути их
|
|
решения.............................................................................................................................. 47
3.5 Щукин А.П., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Опытно – демонстрационный инженерный центр по выводу блоков из
эксплуатации»
Безопасный вывод из эксплуатации 1,2 блоков НВ АЭС........................................... 48
3.6 Макарычев Д.В., ОАО «ОКБМ им. Африкантова»
Насосы нового поколения для систем безопасности АЭС.
Эксплуатационные и конструктивные преимущества................................................ 49
3.7 Морозов А.В., ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ»
Экспериментальное обоснование работоспособности пассивных систем
безопасности Нововоронежской АЭС-2........................................................................ 50
3.8 Лескин С.Т., НИЯУ «МИФИ»
Распознавание аномалий состояний оборудования АЭС по данным
оперативного технологического контроля.................................................................... 51
3.9 Будько И.О., ООО НИЦЭ «ЦЕНТРЭНЕРГО»
Внедрение технологии гидродинамической отмывки "карманов"
коллекторов парогенераторов ПГВ-1000М энергоблока №2
Балаковской АЭС.............................................................................................................. 52
3.10 Краснов С.В., ОАО «АТОМПРОЕКТ»
Особенности систем безопасности, применяемых на АС с реакторам
типа ВВЭР, спроектированных и разработанных
ОАО "АТОМПРОЕКТ".................................................................................................. 53
3.11 Щекин Д.В., ОАО «ОКБМ им. Африкантова»
Системы пассивного отвода тепла энергоблоков АЭС-2006.
Конструктивные особенности и экспериментальная отработка
теплообменного оборудования..................................................................................... 54
3.12 Изюмов С.В., НИЦ «Курчатовский институт»
Исследование комбинированного VUV/UV/O3/H2O2 способа деструкции
органических соединений и метода удаления кислорода из конденсата................. 54
3.13 Дементьев А.В., ООО «Фрейссине» (Франция)
Модернизация системы преднапряжения защитной оболочки на АЭС с
ВВЭР................................................................................................................................ 55
3.14 Есин С.Б., ОАО НПО «ЦКТИ»
Опыт проектирования и эксплуатации оборудования системы
регенерации высокого давления отечественных и зарубежных АЭС..................... 56
3.15 Щедрин М.Г., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Очистка радиоактивных вод на ионоселективном сорбенте "Термоксид"............... 56
3.16 Горбатых В.П., МЭИТУ «МЭИ»
Резервы повышения надежности оборудования АЭС............................................... 57
3.17 Пипченко Г.Р., ФБУ «НТЦ ЯРБ»
Применение моделей для экспресс-оценки состояния функций
безопасности АЭС с реакторами типа ВВЭР в целях оказаний научно-
технической поддержки информационно-аналитическому центру
|
|
Ростехнадзора.................................................................................................................. 58
3.18 Тимошинова Т.С., «ВГТУ»
Использование водородной паротурбинной энергоустановки для
тушения пожаров на объектах АЭС............................................................................. 59
4 Секция 3. Эксплуатация электротехнического оборудования и КИПиА................... 60
4.1 Литвинов В.Н., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Опыт эксплуатации электротехнического оборудования
Нововоронежской АЭС.................................................................................................. 61
4.2 Гришанина О.Е., ОАО «ВНИИЭМ»
ВНИИЭМ: от первого до шестого энергоблока Нововоронежской АЭС................. 62
4.3 Данилов А.Д., ВГТУ
Повышение безопасности эксплуатации АЭС при использовании
интеллектуальных мехатронных робототехнических комплексов............................ 63
4.4 Июдина О.С., ЗАО «Диаконт»
Обеспечение и обоснование безопасности новых и модернизируемых
систем управления технологическим оборудованием АЭС с
использованием методов ВАБ........................................................................................ 64
4.5 Быков А.В., ООО "Инновационная фирма СНИИП АТОМ"
Опыт разработки и внедрения систем внутриреакторного контроля на
энергоблоках Нововоронежской АЭС........................................................................... 65
4.6 Молявин А.Н., ЗАО "Диапром"
Совершенствование систем диагностирования РУ АЭС с ВВЭР............................... 65
4.7 Матвеев А.Л., ОАО «НИКИЭТ»
Разработка алгоритмического обеспечения СКТ трубопроводов и
оборудования контуров давления АЭС......................................................................... 66
4.8 Кольцов В.А., ФГУП "ФНПЦ НИИИС им.Ю.Е. Седакова"
Перспективные разработки программно-технических средств для
АСУ ТП АЭС.................................................................................................................... 67
4.9 Антонюк О.В., ОАО «Силовые машины»
Модернизация тихоходных турбогенераторов типа ТВВ-1000-4 с
повышением мощности до 1170 МВт для АЭС с ВВЭР-1000..................................... 67
4.10 Коробкин В.В., ИТЦ "Ядерная энергетика" ЮФУ
Один из детерминистских подходов к оценке безопасности
информационно-управляющих систем атомных станций на этапе
проектирования.............................................................................................................. 68
4.11 Сафонов С.И., ООО "Московский завод "ФИЗПРИБОР"
Опыт и современные подходы МЗ "ФИЗПРИБОР" к построению
автоматизированных систем, важных для безопасности АЭС................................. 69
4.12 Шведа Франтишек., АЭС Дукованы (Чехия)
Модернизация АСУТП на АЭС Дукованы................................................................. 70
4.13 Рыжков А.В., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Этапы модернизации программно-технических комплексов
автоматизированных систем управления турбиной на примере
5 энергоблока НВ АЭС.................................................................................................. 71
4.14 Колтунов О.В., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Опыт модернизации верхнего уровня АСУ ТП на примере
5 энергоблока НВ АЭС.................................................................................................. 72
5 Секция 4. Радиационная безопасность, обращение с радиоактивными
Отходами........................................................................................................... 73
5.1 Наливайко Е.М., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Реализация на Нововоронежской АЭС требований Федерального закона
«Об обращении с радиоактивными отходами» № 190-ФЗ от 11.07.2011 г................. 74
5.2 Юсси Хелске., FORTUM (Финляндия)
Окончательное захоронение радиоактивных отходов в Финляндии......................... 76
5.3 Росновский С.В., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Обоснование сроков хранения, объемов, активности, радионуклидного
состава хранилищ твердых радиоактивных отходов спецпункта
Нововоронежской АЭС.................................................................................................... 77
5.4 Полонский А.В., ОАО «ВНИИАЭС»
Пути сокращения объемов радиоактивных отходов на НВ АЭС............................... 78
5.5. Семенова И.В., ФГУП «РАДОН»
Практический опыт научно-образовательной деятельности на базе
действующих технологий обращения с радиоактивными отходами........................ 79
5.6 Наливайко Е.М., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Разработка и внедрение Комплекса извлечения и подготовки к
переработке твердых радиоактивных отходов КОИ ТРО-1......................................... 80
5.7 Полканов М.А., ФГУП «РАДОН»
Опыт термической переработки радиоактивных отходов атомных
электростанций в ФГУП "РАДОН"................................................................................ 82
5.8 Адамович Д.В., ФГУП «РАДОН»
История и перспективы сотрудничества ФГУП "РАДОН" с атомными
электростанциями России............................................................................................... 83
5.9 Приступа С.А., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Проектные решения обращения с радиоактивными отходами на
4 очереди НВАЭС........................................................................................................... 84
5.10 Росновский С.В., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Хранилище для временного хранения 10000 контейнеров с РАО............................ 85
5.11 Флоря С.Н., ФГУП «РосРАО»
Промышленная установка очистки жидких радиоактивных отходов от
Трития.............................................................................................................................. 86
5.12 Масанов О.Л., ФБУ «НТЦ ЯРБ»
Совершенствование технологий переработки ЖРО АЭС (кубовых
остатков и гетерогенных пульп) в процессах псевдоожижения............................... 87
5.13 Булка С.К., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Совершенствование системы учета и контроля радиоактивных веществ
и радиоактивных отходов на Нововоронежской АЭС............................................... 87
5.14 Коротков А.С., ОАО «ВНИИАЭС»
Паспортизация РАО на Российских АЭС: проблемы и пути решения.................... 89
5.15 Бушмин А.В., ООО «ЦВЭ»
Обращение с РАО на объектах использования атомной энергии с
разработкой транспортно-технологического оборудования..................................... 90
5.16 Лебедев Я.В., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Нововоронежская атомная станция»
Сорбционно-мембранная очистка жидких радиоактивных сред............................... 94
5.17 Ужахов Т.С., ЗАО «СОКБ «Вектор»
Опыт внедрения автоматизированных систем учета РАО в филиалах
концерна «Росэнергоатом»............................................................................................ 94
5.18 Ламшин А.К., ООО «РАДИКО»
Обзор линейки продуктов всех авторов и их организаций....................................... 95
6 Секция 5. Контроль металла и управление ресурсом..................................................... 97
6.1 Вопилкин А.Х., ООО «НПЦ«ЭХО +»
Системы автоматизированного УЗ контроля сварных соединений
реакторных установок ВВЭР, разработанных НПЦ «ЭХО+»................................... 98
6.2 Фиоль Аменгуаль Мариано Хосе, Iberdrola (Испания)
Риск-информированный контроль металла (RI-ISI) реакторов
типа ВВЭР......................................................................................................................... 99
6.3 Ходаков В.Д., ОАО НПО «ЦНИИТМАШ»
Анализ опыта монтажных работ на трубопроводах ГЦТ Ду850 блока №6
НВ АЭС (блока №1 НВ АЭС-2)..................................................................................... 100
6.4 Титов С.И., филиал ОАО «Концерн Росэнергоатом»
«Кольская атомная станция»
Контроль состояния металла оборудования и трубопроводов и
диагностика оборудования Кольской АЭС................................................................. 101
6.5 Кораблева С.А., ФБУ «НТЦ ЯРБ»
Компьютерная база данных по дефектам металла оборудования и
трубопроводов АЭС....................................................................................................... 101
6.6 Вахтель В.М., ФГБОУ ВПО «ВГУ»
Применение методов ядерного гамма-резонанса и резерфордовского
обратного рассеяния при обследовании поверхностных слоев металла
оборудования и трубопроводов ВВЭР......................................................................... 102
6.7 Горбатых В.П., МЭИТУ «МЭИ»
Коррозионное образование, как средство повышения надежности
металлоемкого оборудования АЭС.............................................................................. 103
6.8 Голубева О.В., ФГУП ЦНИИКМ «Прометей»
Материаловедческое обоснование продления срока эксплуатации
приводов СУЗ типа ЛШП РУ ВВЭР-1000 5-го энергоблока
Нововоронежской АЭС................................................................................................. 104
6.9 Мухотдинов Р.Р., ФБУ «НТЦ ЯРБ»
Руководства по безопасности "Унифицированные методики контроля
основных материалов (полуфабрикатов), сварных соединений и
наплавки оборудования и трубопроводов атомных энергетических
установок......................................................................................................................... 105
6.10 Левчук В.И., ООО «НСУЦ «ЦМиР»
Управление ресурсными характеристиками парогенераторов
5-го энергоблока Нововоронежской АЭС на примере использования
системы on-line мониторинга эксплуатационной нагруженности.......................... 105
6.11 Карасев Н.И., ОАО «НИКИМТ-Атомстрой»
Предэксплуатационный и эксплуатационный автоматизированный и
неразрушающий контроль металла оборудования и трубопроводов АЭС
с реакторными установками типа ВВЭР и РБМК.................................................... 106
6.12 Еремин А.А., ООО «НСУЦ «ЦМиР»
Разработка и опытное внедрение системы мониторинга
эксплуатационной повреждаемости металла сварного соединения
приварки горячего коллектора к корпусу реактора парогенератора
5-го энергоблока Нововоронежской АЭС................................................................. 107
6.13 Шур Н.А., ФГУП ЦНИИКМ «Прометей»
Исследование характера и причин образования трещин в сварных
соединениях стали 20К деаэратора Нововоронежской АЭС.................................. 108
6.14 Зварыкин И.И., ООО «Русурс»
Определение зон кавитационного износа в трубопроводах методами
вычислительной гидродинамики............................................................................... 108
6.15 Фиш С.Г., ООО «Ресурс»
Актуальные и перспективные задачи технического диагностирования
подземных трубопроводов АЭС................................................................................. 109
ПЛЕНАРНОЕ ЗАСЕДАНИЕ
В.Г. Асмолов
ОАО "Концерн Росэнергоатом", г. Москва, Россия
В докладе представлена информация об опыте безопасной эксплуатации блоков АЭС Российской Федерации и основных итогах за 2013 год. По состоянию на 01.01.2014 в эксплуатации находились 33 энергоблока общей мощностью 25,2 ГВт (эл.). Суммарное производство электроэнергии атомными станциями России в 2013 году составило
172, 2 млрд кВт.ч (около 16,5% общего объема производства электроэнергии в России). Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 77,9%.
Достижение таких показателей обеспечено работами, направленными на повышение уровня безопасности и надежности эксплуатации энергоблоков АЭС, повышение эффективности производства электроэнергии, на совершенствование технического обслуживания и ремонта, на модернизацию, продление срока службы энергоблоков действующих АЭС, совершенствование структуры управления.
В докладе рассмотрены мероприятия, способствующие повышению эффективности работы АЭС, приведена динамика нарушений в работе АЭС и состояния радиационной безопасности на АЭС России, а также сформулированы задачи и технико-экономические цели для атомной генерации Концерна на 2014 год.
В 2014 году основные параметры производственной программы ОАО "Концерн Росэнергоатом" следующие:
- целевой показатель выработки – 172,6 млрд кВт.ч;
- планируемое значение КИУМ - 75,9%.
Особое место в докладе занимают мероприятия, проводимые ОАО "Концерн Росэнергоатом" и направленные на продление срока службы энергоблоков действующих АЭС. По состоянию на 01.01.2014 выполнены работы по продлению сроков эксплуатации 19 энергоблоков АЭС. Ведутся работы по продлению сроков эксплуатации на 10 энергоблоках АЭС.
Представлены сведения по графику перевода энергоблоков ВВЭР-100 на работу с повышенной мощностью 104%Nном.
Приводятся основные направления работ по целевой модернизации энергоблоков АЭС с целью повышения их безопасности и надежности и результаты этих работ.
Приведена информация по работам, связанным с восстановлением ресурсных характеристик РБМК.
Приведены этапы и основные результаты работ по реализации концепции вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС.
В докладе также приведена информация о текущем состоянии сооружаемых АЭС и планах по сооружению АЭС в горизонте до 2030 года.
В докладе сформулированы выводы из уроков аварии на АЭС "Фукусима" и отмечены некоторые меры, принятые на российских АЭС с целью недопущения развития подобных аварий.
Приводится информация по сотрудничеству с ВАО АЭС, в том числе по созданию Регионального кризисного центра Московского центра ВАО, по партнерским проверкам ОАО "Концерн Росэнергоатом" и атомных станций.
В докладе приведена информация по миссиям OSART на АЭС, в частности, приведены результаты контрольного визита OSART на Смоленской АЭС.
Основные выводы доклада следующие:
- руководством и коллективом ОАО "Концерн Росэнергоатом" обеспечена безопасная эксплуатация энергоблоков АЭС России;
- ОАО "Концерн Росэнергоатом" доказана способность адекватно, быстро и эффективно реагировать на новые вызовы в области безопасной эксплуатации АЭС;
- система обеспечения безопасности российских АЭС, основанная на концепции глубокоэшелонированной защиты, не нуждается в пересмотре и является основной технической политики эксплуатирующей организации ОАО "Концерн Росэнергоатом";
- ОАО "Концерн Росэнергоатом" в полной мере обеспечивает выполнение полномочий и ответственности эксплуатирующей организации, определенных законодательством Российской Федерации в области использования атомной энергии.
А.И. Федоров
К.Н. Проскуряков
ОТ ВВЭР-210 К ВВЭР-440.
А.В.Журбенко
И.Н. Васильченко
ВОПРОСЫ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
Б.Г. Гордон
ФБУ «НТЦ ЯРБ»
Существующий понятийный аппарат нормативных правовых актов в области использования атомной энергии достаточно развит для решения вопросов обеспечения безопасности атомных станций (АС) и формирования стратегии дальнейшего развития атомной энергетики.
В докладе приведены основные определения различных видов безопасности и предложена их классификация, устанавливающая логические сутевые взаимосвязи между ними. Эти связи позволяют чётко разделить разнообразные виды деятельности по обеспечению безопасности АС.
Проанализированы основные аспекты этих видов и определены приоритеты заинтересованных ведомств и организаций в атомной сфере.
Рассмотрена последовательность формирования свойства ядерной безопасности АС и ответственность участников использования атомной энергии за обеспечение безопасности, основанная на всей истории развития ядерных реакторов.
Сделаны выводы об оптимальной стратегии развития атомной энергетики, вытекающей из изложенных представлений.
А.М. Кириченко; В.А. Шваров
В.П. Поваров; А.И. Федоров
Г. Нововоронеж, Россия
В 2014 году атомная отрасль отмечает три эпохальных юбилея: 60 лет атомной промышленности России; 50 лет Нововоронежской АЭС - первой АЭС с ВВЭР; 25 лет всемирной ассоциации организаций эксплуатирующих атомные станции (ВАО АЭС). Экономический подъем в послевоенные годы середины прошлого века требовал большего колличества генерирующих мощностей, что подвигло к развитию атомного промышленного комплекса и пуску первой АЭС в мире в г. Обнинске в 1954 г. После наработки необходимой научно-экспериментальной базы принято решение о строительстве АЭС с ВВЭР, которая была введена в работу и успешно эксплуатируется уже в течении 50 лет! Крупнейшая техногенная авария на Чернобыльской АЭС заставила задуматься о необходимости более тесного сотрудничества и обмена мировым опытом эксплуатации реакторных установок, в результате, создание ВАО АЭС четверть столетия назад!
Основная миссия ВАО АЭС – максимально повышать безопасность и надежность АЭС во всем мире, прилагая совместные усилия для оценки, сравнения с лучшими достижениями и совершенствования эксплуатации посредством взаимной поддержки, обмена информацией и использования положительного опыта. В состав ВАО АЭС входит 35 стран, 118 компаний, 210 АЭС, 540 реакторов, включая реакторы находящиеся в эксплуатации, стадиях строительства и снятия с эксплуатации. Для поддержки своих членов в ВАО АЭС существуют:
· Программа обмена опытом эксплуатации (Operating Experience, ОЕ);
· Программа партнерских проверок (Peer Reviews, PR);
· Программа профессионального и технического развития (Professional and Technical Development, P&TD);
· Программа технической поддержки и обмена технической информацией (Technical Support and Exchange, TS&E).
Кроме того, для сравнительной оценки АЭС и выявления направлений для повышения уровня эксплуатации станции, существует программа Показатели ВАО АЭС (Performance Indicators). Комиссии по реформированию ВАО АЭС, созданной в апреле 2011г. в ответ на аварию на АЭС Фукусима, было поручено определить, какие изменения должна реализовать ВАО АЭС на основе уроков, извлеченных из этих событий, чтобы помочь в предотвращении или ликвидации подобных случаев в будущем, а также чтобы устранить недостатки в работе ВАО АЭС. В результате, за последние годы, проведены кардинальные изменения в работе организации - расширен объем программ ВАО АЭС с включением вопросов управления проектными основами и аварийными ситуациями; создан Региональный Кризисный Центр (РКЦ); внедрен институт представительств ВАО АЭС на станциях; повышен уровень информационного обмена и.т.д. Данные меры призваны улучшить качество поддержки станций и сосредоточить внимание как на предотвращение аварий, так и на локализацию их последствий.
История Нововоронежской АЭС, как и история развития технологии с реакторами ВВЭР берет свое начало с 1957 года, когда было принято решение о строительстве на Дону АЭС с энергетическим реактором, охлаждаемым водой под давлением. Выбор этого типа реактора определил все последующее развитие Нововоронежской АЭС. Первый энергоблок мощностью 210 МВт, был пущен в 1964г. На уровне того времени это был самый мощный ядерный энергоблок не только в Советском Союзе, но и в мире. В процессе эксплуатации 1 блока впервые были опробованы режимы работы на повышенной мощности 240 и 280 МВТ, при этом был выявлен ряд направлений улучшения конструкции и технологии, которые были реализованы в проектах последующего энергоблока №2 (ВВЭР-365), введенного в эксплуатацию в 1969 году. Энергоблоки №3 и №4 Нововоронежской АЭС с ВВЭР-440 первого поколения (В-179) проектировались в 60-е годы и были введены в 1971 и 1972 годах соответственно. Они стали прообразом энергоблоков второго поколения, успешно эксплуатируемыми до настоящего времени в России и за рубежом. В 1972г., НВ АЭС дала старт международному сотрудничеству в области атомной энергетики, организовав визит руководителя Кубы Ф. Кастро. Далее – сооружение, наладка и пуск энергоблоков АЭС Норд (ГДР); АЭС Козлодуй (Болгария); АЭС Ловиза (Финляндия); АЭС Богунице (ЧССР); АЭС Пакш (Венгрия) и других, с непосредственным участием специалистов из Нововоронежа. Энергоблок №5 - головной блок серии ВВЭР-1000 второго поколения с реактором типа В-187 (пущен в 1980г.). Технические решения, реализованные на 5 блоке, послужили основой при проектировании, сооружении и эксплуатации блоков ВВЭР-1000 с реактором типа В-302, В-320, введенных в эксплуатацию на АЭС России, Украины, Чехии, Болгарии. В процессе полувековой эксплуатации, Нововоронежская АЭС, являлась первопроходцем по совершенствованию технологий, модернизации оборудования и систем. В частности, проведены уникальные работы по совершенствованию ядерного топлива ВВЭР и режимам его эксплуатации; развитию методов КГО; совершенствованию водно-химического режима первого и второго контуров от ВВЭР-210 до ВВЭР-1000; совершенствованию методов диагностики и контроля металлов. Впервые проведены крупномасштабные модернизации систем и оборудования энергоблоков ВВЭР-440;1000 и реализованы мероприятия по продлению их сроков эксплуатации. В настоящее время реализуются мероприятия по выводу блоков из эксплуатации и сооружению энергоблоков нового поколения ВВЭР-1200. Каждый энергоблок НВ АЭС является первенцем соответствующего проекта и станция стала своеобразным полигоном, на котором отрабатывается технология ВВЭР.
Синергия — суммирующий эффект взаимодействия двух или более факторов, характеризующийся тем, что их действие существенно превосходит эффект каждого отдельного компонента в виде их простой суммы. Это определение, как нельзя лучше подходит для характеристики позитивной роли сотрудничества ВАО АЭС и атомных станций в целях реализации принципа непрерывного развития для повышения безопасности. НВ АЭС + ВАО АЭС = 25+50, но ≠75, а значительно больше. Полувековой опыт эксплуатации ВВЭР притягивает неподдельный интерес других станций к взаимодействию с НВ АЭС для пополнения своего багажа знаний. Ключевая роль в организации данного сотрудничества отведена ВАО АЭС. История взаимодействия НВ АЭС и ВАО АЭС включает в себя 3 партнерские проверки (в 1999г.; в 2004г.; в 2011г.); 2 повторные партнерские проверки (в 2007г.; в 2013г.). Ежегодно проводятся не менее 2-х миссий технической поддержки по различным направлениям деятельности, семинары и бенч-маркинговый визиты. В рамках текущего взаимодействия Нововоронежская АЭС не стоит на месте, довольствуясь имеющимся опытом первопроходца ВВЭР, а постоянно стремиться к совершенствованию и внедрению лучших мировых практик, является открытой площадкой и абсолютным лидером среди АЭС, входящих в состав Московского центра ВАО АЭС. Так за 2014г. между НВ АЭС и ВАО АЭС уже проведено 8 мероприятий и планируется 3. В течении неполного текущего года станция предоставила 12 экспертов для участия в программах ВАО АЭС. Польза совместной работы очевидна и ощутима, а результат не заставил себя долго ждать – по итогам конкурса 2013г. НВ АЭС стала третьей среди АЭС России, и лучшая АЭС России по культуре безопасности. Многие международные эксперты отмечают значительную динамику развития станции и большую работу руководства и персонала в части внедрения международных стандартов и опыта.
Будущее Нововоронежской АЭС и ВАО АЭС, что оно нам готовит? Из отчета комиссии по реформированию ВАО АЭС после событий на АЭС Фукусима выделяется цитата «…ядерная отрасль изменилась бесповоротно и чтобы двигаться вперед ВАО АЭС должна стать намного сильнее и иметь больше влияния на своих членов. … если этого не удастся достичь, ВАО АЭС должна будет закрыть свои двери и сложить с себя роль лидера и мирового сторонника ядерной безопасности». Исходя из данного заключения становиться очевидным, что единственно верный путь будущего – постоянное совместное развитие ВАО АЭС и АЭС в целях развития отрасли и повышения уровня защищенности станций от аварий. Услуги ВАО АЭС по поддержке своих членов должны быть востребованы, привлекательны, качественные, дополнять а не дублировать, быть составной частью деятельности АЭС. Уровень доверия к ВАО АЭС со стороны станций должен непрерывно повышаться. ВАО АЭС должна представлять международные стандарты совершенства в атомной энергетике, а станции <
|
|
|
Своеобразие русской архитектуры: Основной материал – дерево – быстрота постройки, но недолговечность и необходимость деления...
Организация стока поверхностных вод: Наибольшее количество влаги на земном шаре испаряется с поверхности морей и океанов (88‰)...
Общие условия выбора системы дренажа: Система дренажа выбирается в зависимости от характера защищаемого...
Таксономические единицы (категории) растений: Каждая система классификации состоит из определённых соподчиненных друг другу...
© cyberpedia.su 2017-2024 - Не является автором материалов. Исключительное право сохранено за автором текста.
Если вы не хотите, чтобы данный материал был у нас на сайте, перейдите по ссылке: Нарушение авторских прав. Мы поможем в написании вашей работы!