Методы и алгоритмы поддержки принятия решений на заключительных стадиях жизненного цикла объектов использования атомной энергии тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Бочкарев Валерий Вячеславович

• Бочкарев Валерий Вячеславович
• кандидат наук
• 2024

Оглавление диссертации кандидат наук Бочкарев Валерий Вячеславович

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1. Анализ состояния рассматриваемых в диссертации проблем

1.1. Характеристика деятельности по ВЭ

1.1.1. Требования нормативно-правовых актов в области использования атомной энергии к планированию, подготовке к выводу и ВЭ ОИАЭ,

а также к обращению с образующимися РАО

1.1.2. Отечественный опыт организации деятельности по ВЭ. Подходы Госкорпорации «Росатом»

1.1.3. Зарубежный опыт организации планирования, подготовки и ВЭ

и обращения с РАО. Рекомендации МАГАТЭ и АЯЭ ОЭСР

1.1.4. Управленческие решения при планировании, подготовке

и осуществлении ВЭ и предъявляемые к ним требования

1.2. Общие требования к методическому и математическому обеспечению специализированных систем поддержки принятия решений (СППР)

при ВЭ ОИАЭ

1.2.1. Краткая характеристика развития СППР и их особенностей

1.2.2. Требования к функциям специализированных СППР и область их применения при ВЭ ОИАЭ

1.3. Задачи исследований

Глава 2. Методическое обеспечение обоснования решений при ВЭ ОИАЭ и обращении с РАО

2.1. Подходы к оптимизации решений, принимаемых при планировании деятельности по ВЭ ОИАЭ

2.2. Методический аппарат выработки решения по ВЭ ОИАЭ

2.2.1. Формирование возможных вариантов решений и оценка значений их факторов

2.2.2. Комплексная оценка возможных вариантов решения и выбор оптимального решения по ВЭ ОИАЭ

2.2.3. Подход к выбору и оценке стабильности оптимального варианта

ВЭ ОИАЭ

2.2.4. Алгоритм выбора оптимального варианта решения с учетом

результатов анализа их стабильности

Глава 3. Апробация разработанного методического обеспечения

3.1. Подготовка решений по ВЭ предприятий ядерного топливного цикла на примере объекта ФГУП «Радон»

3.2. Подготовка решений по обращению с материалами, загрязненными радионуклидами, при ВЭ ПУГР И-1 АО «ОДЦ УГР»

3.3. Подготовка решений по выбору оптимального варианта обращения

с РАО КГМК

Заключение

Список использованных источников

Приложение 1. Порядок моделирования ОИАЭ и входящих в его состав

объектов, параметры моделей

Приложение 2. Порядок моделирования производственных процессов (технологических операций), реализуемых при ВЭ ОИАЭ (части ОИАЭ). Порядок подготовки сценариев выполнения работ по ВЭ ОИАЭ

ВВЕДЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методы и алгоритмы поддержки принятия решений на заключительных стадиях жизненного цикла объектов использования атомной энергии»

Актуальность темы

Одной из особенностей современного этапа развития атомной отрасли как в Российской Федерации, так и во всем мире является устойчивая тенденция увеличения числа объектов использования атомной энергии (ОИАЭ), достигающих заключительных стадий их жизненного цикла (ЖЦ) - эксплуатации в режиме окончательного останова и вывода из эксплуатации. В ближайшие годы и десятилетия предприятиям отрасли предстоит выполнить большой объем работ по подготовке к выводу из эксплуатации (ВЭ) и ВЭ множества ОИАЭ различных категорий (блоков атомных станций, исследовательских реакторов, объектов ядерно-топливного цикла и др.), нормативный (проектный) срок эксплуатации которых истек или истекает в связи с исчерпанием ресурса их систем (элементов) либо по иным причинам.

Как правило, подготовка к выводу и ВЭ ОИАЭ связаны с выполнением большого объема работ разнообразных видов (в том числе с обращением с радиоактивными отходами) в условиях их взаимного влияния друг на друга, с применением сложных технологий и оборудования. Такие работы, наряду с высокой трудоемкостью и значительными затратами материально-технических и финансовых ресурсов на их проведение, сопряжены с радиационными опасностями для окружающей среды, населения и выполняющего работы персонала. В соответствии с положениями Федерального закона ФЗ-170 «Об использовании атомной энергии», ВЭ ОИАЭ является одним из видов деятельности в области использования атомной энергии, подлежит лицензированию и должен выполняться в строгом соответствии с требованиями безопасности, содержащимися в федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии. Выполнение этих требований основано на выработке, обосновании, принятии и реализации управленческих решений, как организационных, так и технических, обеспечивающих безопасный ВЭ ОИАЭ и связанное с ним обращение

с радиоактивными отходами (РАО), с минимально возможными затратами материально-технических и финансовых ресурсов. К таким решениям следует отнести прежде всего решения по выбору варианта ВЭ, определению перечня планируемых организационных и технических мероприятий, последовательности и сроков их выполнения, применяемых при этом технологий и технических средств.

Необходимость управления множеством влияющих друг на друга специфичных производственных процессов при подготовке и осуществлении ВЭ требует обеспечения сквозного планирования и контроля выполнения работ с учетом их взаимосвязи и технологической последовательности. Задачи такого планирования включают как распределение по времени и видам работ людских и материально-технических ресурсов, так и планирование, и контроль стоимости и продолжительности работ по ВЭ.

К основным видам процессов, осуществляемых при выводе из эксплуатации ОИАЭ, относятся такие, как:

- дезактивация и демонтаж (снос) оборудования, зданий, сооружений и строительных конструкций на площадке ОИАЭ;

- обращение с образующимися при ВЭ РАО;

- создание, при необходимости, дополнительных барьеров безопасности;

- реабилитация загрязненной территории площадки ОИАЭ.

Источниками опасностей при этом могут являться:

- активность отработавшего ядерного топлива (ОЯТ);

- наведенная активность и загрязнение радионуклидами конструкционных материалов, оборудования и помещений ОИАЭ;

- наличие токсичных, пожароопасных и химически-активных веществ в технологических узлах и оборудовании ОИАЭ;

- зачастую неудовлетворительное техническое состояние оборудования, зданий и сооружений на площадке ОИАЭ к моменту начала работ по его ВЭ.

Накопленный к настоящему времени опыт планирования, подготовки и осуществления проектов ВЭ ОИАЭ показывает, что решения, основанные лишь на экспертных оценках, на практике далеко не всегда оказываются оптимальными.

Основными причинами этого являются:

- неполнота и недостоверность исходной информации, используемой для выработки и принятия решений;

- трудности интерпретации, анализа и обработки больших объемов информации экспертами и согласования экспертных оценок в разных предметных областях.

Реализация таких решений зачастую приводит к негативным последствиям, таким, например, как вынужденное увеличение затрат на ВЭ, срыв плановых сроков его завершения и другим. Сказанное приводит к выводу о необходимости более строгого математического обоснования разрабатываемых решений. При этом следует отметить, что точность результатов расчетов, используемых для обоснования, критически зависит от полноты и достоверности исходных данных об ОИАЭ, неопределенность которых в той или иной степени присуща практически любому из них, и особенно - ОИАЭ, относящимся к объектам наследия, которые созданы до установления современных требований к обеспечению ядерной и радиационной безопасности.

Поскольку ОИАЭ и осуществляемая на нем деятельность по ВЭ образуют сложную систему, решения по управлению которой приходится принимать в условиях:

- критической зависимости результатов выполняемых расчетов от неопределенности исходных данных об ОИАЭ;

- необходимости анализа больших объемов информации различной природы,

представляется целесообразным основывать поиск и обоснование таких решений на методах системного анализа, теории принятия решений

и с применением системы поддержки принятия решений, реализуемой в виде программ для ЭВМ.

Таким образом, в описанных условиях актуальной задачей является основанная на системном подходе разработка комплекса расчетных методик, моделей и алгоритмов, обеспечивающих формирование, анализ и оценку альтернатив управленческих решений, обоснование выбора наиболее приемлемых из них в ходе планирования, подготовки и осуществления процессов ВЭ ОИАЭ и обращения с РАО, в том числе полученных при ВЭ.

Исходя из сказанного, целью настоящей диссертационной работы является разработка системного подхода к поддержке принятия решений по управлению выводом из эксплуатации и обращению с РАО на заключительных стадиях ЖЦ ОИАЭ.

Для достижения поставленной цели в работе решаются следующие задачи.

1. Разработка на основе анализа деятельности по выводу из эксплуатации ОИАЭ и обращению с РАО порядка выработки управленческих решений при ее осуществлении, а также метода выбора оптимального решения.

2. Адаптация метода выбора оптимального варианта решения с учетом влияния неопределенности исходных данных и исследования его на стабильность, разработка реализующего его алгоритма.

3. Проверка работоспособности разработанного порядка, адаптированного метода и алгоритмов для поддержки принятия решений по выводу из эксплуатации ОИАЭ и обращению с РАО.

Научная новизна работы заключается в:

- разработке порядка выработки управленческих решений при планировании, подготовке к выводу и выводе из эксплуатации ОИАЭ, а также при обращении с РАО;

- разработке процедур моделирования ОИАЭ и производственных процессов, осуществляемых в ходе деятельности по выводу их из эксплуатации;

- разработке алгоритма выбора оптимального варианта решения в условиях неопределенности исходных данных, с учетом результатов анализа их стабильности;

- определении состава факторов, характеризующих возможные варианты решений при осуществлении деятельности по выводу из эксплуатации и обращению с РАО.

Практическая значимость и реализация результатов работы. Теоретические и практические результаты работы использованы:

при разработке руководств по безопасности при использовании атомной энергии РБ-153-18 «Рекомендации по обоснованию выбора варианта вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии» (утв. приказом Ростехнадзора от 29.12.2018 №2 666) и РБ-008-21 «Рекомендации по разработке концепции вывода из эксплуатации объекта использования атомной энергии» (утв. приказом Ростехнадзора от 30 июля 2021 г. № 265);

при разработке программ для ЭВМ:

- «Программное обеспечение выбора и анализа в динамическом режиме оптимального варианта процесса ВЭ ОИАЭ "NUCLEAR DYNAMICAL DECOMMISSIONING ANALYSIS (NDDA)» (Свидетельство о регистрации программы для ЭВМ 2021611627, 02.02.2021. Заявка № 2021610817 от 28.01.2021);

- «SELECTION AND STABILITY OF THE OPTIMAL OPTION FOR DECOMMISSIONING A NUCLEAR FACILITY ("SSOODNF")» (Свидетельство о регистрации программы для ЭВМ 2021612087, 11.02.2021. Заявка № 2021610822 от 28.01.2021);

- «Программное обеспечение "NUCLEAR DECOMMISSIONING ALTERNATIVE MODIFIED ANALYSIS ("NDAMA")» (Свидетельство о регистрации программы для ЭВМ 2021663458, 17.08.2021.

Заявка «Программа выбора и реализации в динамическом режиме временного сетевого графика процесса ВЭ ОИАЭ);

- «THE PROGRAM FORSELECTION AND IMPLEMENTATION OF THE TEMPORARY NETWORK SCHEDULE ("SITNS")» (Свидетельство о регистрации программы для ЭВМ 2021663476, 17.08.2021. Заявка № 2021662424 06.08.2021);

при проведении НИОКР «Разработка системы поддержки принятия оптимальных решений (СППОР)», выполнявшейся в НИЯУ «МИФИ» по договору от 16.09.2019 № 313/1685-Д.

Основные положения, выносимые на защиту:

- порядок выработки управленческих решений при осуществлении планирования, подготовки к выводу и ВЭ ОИАЭ, а также обращении с образующимися РАО, обеспечивающий их оптимальность и обоснованность;

- состав факторов, характеризующих возможные варианты решений при осуществлении деятельности по ВЭ и обращению с РАО, обеспечивающий учет предъявляемых технико-экономических требований и требований ядерной и радиационной безопасности (ЯРБ);

- адаптированный метод выбора оптимального варианта решения с учетом влияния неопределенности исходных данных и исследования его на стабильность, обеспечивающий обоснование управленческих решений при осуществлении деятельности по ВЭ ОИАЭ и обращении с образующимися РАО.

Апробация работы. Основные результаты исследований были представлены и обсуждались на следующих конференциях и мероприятиях:

- Всероссийская конференция с международным участием «Информационно-телекоммуникационные технологии и математическое моделирование высокотехнологичных систем» (Москва, РУДН, 2014, 2015, 2018 гг.);

- «Научная сессия НИЯУ МИФИ» (Москва, НИЯУ МИФИ, 2014, 2015 гг.);

- Круглый стол «Оптимизация решений по безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии» (Госкорпорация «Росатом» совместно с ИБРАЭ РАН, 27-29 мая 2015 г.);

- Международная научно-практическая конференция «Чернобыль - 30 лет спустя» (Санкт-Петербург, 14 апреля 2016 г.);

- Научно-технический совет ФБУ «НТЦ ЯРБ» «Научно-методическое сопровождение мероприятий федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016 - 2020 годы и на период до 2030 года» (Москва, 17 ноября 2016 г.);

- 10th International Congress on Ultra Modern Telecommunications and Control Systems and Workshops (ICUMT) (Москва, 5-9 ноября 2018 г.),

а также включены в отчеты о выполнении НИОКР «Разработка системы поддержки принятия оптимальных решений (СППОР)», выполнявшейся в НИЯУ «МИФИ» в 2019-2021 годах по договору от 16.09.2019 №№ 313/1685-Д.

Глава 1. Анализ состояния рассматриваемых в диссертации проблем

1.1. Характеристика деятельности по ВЭ

1.1.1. Требования нормативно-правовых актов в области использования атомной энергии к планированию, подготовке к выводу и ВЭ ОИАЭ, а также к обращению с образующимися РАО

Анализ законодательства Российской Федерации в области использования атомной энергии, в том числе федеральных законов от 09.01.1996 № З-ФЗ «О радиационной безопасности населения» [1], от 10.01.2002 № 7-ФЗ «Об охране окружающей среды» [2], от 30.03.1999 № 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» [3], от 21.11.1995 № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» [4], от 11.07.2011 № 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации» [5], показал практическое отсутствие в них требований к порядку планирования, подготовки и ВЭ ОИАЭ. Указанные требования содержатся в определенных статьей 6 170-ФЗ [4] федеральных нормах и правилах в области использования атомной энергии (ФНП) - «нормативных правовых актах, устанавливающих требования к безопасному использованию атомной энергии, включая требования безопасности объектов использования атомной энергии, требования безопасности деятельности в области использования атомной энергии, в том числе цели, принципы и критерии безопасности, соблюдение которых обязательно при осуществлении деятельности в области использования атомной энергии».

На рис. 1 представлены основные ФНП, включающие требования безопасности в отношении ВЭ ОИАЭ.

Основным документом отечественной нормативной базы по ВЭ ОИАЭ являются НП-091-14 «Обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Общие положения» [6], в которых

установлены основные принципы и общие требования обеспечения безопасности при ВЭ всех категорий ОИАЭ. Следует также отметить:

- НП-001-15 [7], НП-016-05 [8], НП-033-11 [9], НП-022-17 [10], НП-038-16 [11] - содержат основные общие требования безопасности конкретных категорий ОИАЭ на всех, в том числе заключительных, стадиях полного жизненного цикла ОИАЭ;

- НП-012-16 [12], НП-057-17 [13], НП-028-16 [14], НП-037-11 [15], НП-007-17 [16], НП-097-16 [17] - детализируют требования безопасности при ВЭ конкретных категорий ОИАЭ.

Общие требования обеспечения безопасности при ВЭ ОИАЭ

НП-091-14

ВЭ ОИАЭ. Общие положения Общие требования обеспечения безопасности конкретных категорий ОИАЭ

НП-001-15 НП-016-05 НП-033-11 НП-022-17 НП-038-16

АС ЯУ ЯТЦ ИЯУ Суда с ЯУ РИ

Частные требования безопасности при ВЭ конкретных категорий ОИАЭ

НП-012-16 НП-057-17 НП-028-16 НП-037-11 ВЭ судов с ЯУ и РИ НП-007-17 НП-097-16

ВЭ блока АС ВЭ ЯУ ЯТЦ ВЭ ИЯУ ВЭ ПУГР ВЭ ПХ РАО

Рис. 1. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии, регламентирующие планирование, подготовку к выводу и ВЭ ОИАЭ

Положения перечисленных документов в отношении ВЭ включают в том числе требования безопасности, выполнение которых предполагает принятие эксплуатирующей организацией управленческих решений на всем протяжении полного ЖЦ ОИАЭ для обеспечения безопасного ВЭ ОИАЭ.

Подход к планированию, подготовке и ВЭ, принятый в Российской Федерации, представлен на рис. 2.

КОНЦЕПЦИЯ X АКТУАЛИЗИРОВАННАЯ X ПРОГРАММА

вывода из эксплуатации / КОНЦЕПЦИЯ \ вывода из

вывода из эксплуатации / эксплуатации

Рис. 2. Документы планирования ВЭ, разрабатываемые в течение полного ЖЦ

ОИАЭ (в соответствии с подходом, принятым в Российской Федерации)

На ранних стадиях ЖЦ (размещение, проектирование, сооружение) -должна быть разработана концепция ВЭ, содержащая:

- описание возможных вариантов ВЭ и предполагаемых конечных состояний при реализации возможных вариантов ВЭ;

- критерии и обоснование выбора варианта ВЭ;

- основные меры по обеспечению безопасности при обращении с РАО, образующимися при ВЭ;

- порядок сбора и хранения в базе данных по ВЭ (БД ВЭ) ОИАЭ информации, важной для обеспечения безопасности при ВЭ ОИАЭ.

Кроме того, следует отметить требования НП-091-14 [6] о наличии в проектной документации ОИАЭ и рекомендации по их выполнению РБ-008-21 «Рекомендации по разработке концепции вывода из эксплуатации объекта использования атомной энергии» [18] о наличии в концепции ВЭ ОИАЭ технических и организационных решений, направленных на повышение уровня безопасности будущих работ по ВЭ ОИАЭ, в том числе:

- по выбору конструкционных материалов для конструкций, систем и оборудования ОИАЭ, обеспечивающему снижение уровня их активации

при эксплуатации и тем самым минимизацию количества образующихся при ВЭ РАО;

- по конструктивным и компоновочным решениям систем и оборудования ОИАЭ, обеспечивающим снижение их радиоактивного загрязнения, упрощение демонтажных работ и, как результат, минимизацию облучения персонала, выполняющего работы по ВЭ;

- по обеспечению несущей способности строительных конструкций, зданий и сооружений, а также ресурса (работоспособности) необходимых для ВЭ систем и оборудования ОИАЭ не только на стадии эксплуатации (на период назначенного срока службы), но и вплоть до окончания работ по ВЭ (на период ВЭ);

- по использованию предусмотренных в проектной документации ОИАЭ систем дезактивации, систем переработки и кондиционирования РАО, транспортно-технологических систем для выполнения работ на стадии ВЭ - дезактивации строительных конструкций, демонтажа систем и оборудования, обращения с образующимися РАО, а также по удалению из хранилищ эксплуатационных РАО, по обеспечению физической защиты, учета и контроля РВ и РАО при ВЭ ОИАЭ.

На стадии эксплуатации ОИАЭ должны быть обеспечены:

- сбор, документирование и хранение в БД ВЭ ОИАЭ информации, важной для обеспечения безопасности при ВЭ ОИАЭ;

- актуальное состояние концепции ВЭ ОИАЭ.

На заключительных стадиях ЖЦ ОИАЭ обеспечивается выполнение мероприятий и работ по подготовке к выводу и ВЭ.

При подготовке к ВЭ ОИАЭ, обеспечивается:

- разработка программы ВЭ, содержащей для выбранного варианта ВЭ перечень основных мероприятий по ВЭ, порядок, условия и планируемые сроки их проведения, последовательность и ориентировочный график выполнения этапов ВЭ ОИАЭ, а также краткую характеристику планируемых конечных состояний ОИАЭ после завершения отдельных этапов работ;

- удаление ОЯТ и (или) ЯМ, радиоактивных технологических сред из оборудования, систем и помещений ОИАЭ;

- проведение комплексного инженерного и радиационного обследования (КИРО) ОИАЭ, результаты которого предназначены и в дальнейшем используются в качестве исходных данных для разработки проектной документации ВЭ (ПД ВЭ);

- актуализация программы ВЭ по результатам КИРО;

- дезактивация зданий, сооружений, конструкций, систем и оборудования ОИАЭ в объеме, необходимом для выполнения работ по ВЭ;

- переработка и кондиционирование РАО, накопленных на ОИАЭ за время его эксплуатации, их размещение в хранилище РАО и (или) транспортирование за границы площадки ОИАЭ на хранение или захоронение;

- подготовка работников (персонала) для выполнения работ по ВЭ ОИАЭ;

- подготовка эксплуатационной документации систем и оборудования при проведении работ по ВЭ ОИАЭ;

- разработка для выбранного варианта ВЭ ПД ВЭ ОИАЭ, выполняемая с учетом результатов КИРО.

Следует отметить, что под ПД ВЭ ОИАЭ в ФНП понимается совокупность проектных и конструкторских документов, разработанных для выбранного варианта ВЭ ОИАЭ, где предусмотрены порядок, технические средства и организационные мероприятия по обеспечению ВЭ ОИАЭ, включая [6]:

- последовательность и ориентировочный график выполнения этапов ВЭ ОИАЭ;

- конкретные виды работ на каждом этапе по ВЭ ОИАЭ с указанием последовательности и технологий их выполнения;

- необходимые людские, финансовые и материально-технические ресурсы на каждом этапе ВЭ ОИАЭ.

В ФНП содержатся требования безопасности, предъявляемые к ПД ВЭ ОИАЭ и направленные на обеспечение безопасности при выполнении работ по ВЭ, в соответствии с которыми в ПД ВЭ ОИАЭ должны быть предусмотрены, в том числе [6], [12]-[17]:

- методы и средства обеспечения радиационной безопасности (минимизации облучения работников (персонала)), экологической безопасности, пожаро- и взрывобезопасности, безопасности обращения с РАО, образующимися при ВЭ ОИАЭ, включая их переработку и захоронение);

- меры по осуществлению радиационного контроля;

- меры по обеспечению физической защиты, учета и контроля РВ и РАО.

На стадии ВЭ, если радиационная обстановка на ОИАЭ препятствует

безопасному и своевременному выполнению работ по ВЭ, программа ВЭ ОИАЭ должна быть уточнена.

После завершения работ, предусмотренных в программе ВЭ, должно быть проведено заключительное обследование ОИАЭ (инженерное и радиационное обследование зданий, сооружений, помещений, систем и элементов, а также радиационное обследование площадки выводимого из эксплуатации ОИАЭ, включая радиационное обследование материалов, оставшихся на площадке ОИАЭ) по программе, разрабатываемой в соответствии с требованиями как НП-091-14 [6], так и НП-007-17 [16], НП-012-16 [17], НП-028-16 [14], НП-057-17 [13], НП-097-16 [17]. Рекомендации по проведению заключительного обследования содержатся в РБ-124-16 [19].

Следует отметить, что при реализации проектов ВЭ обращение с РАО, образующимися при ВЭ, является, как показывает практика, одним из наиболее затратных и наиболее опасных с точки зрения радиационного фактора производственным процессом [20]. Кроме того, следует понимать, что необходимость обеспечения радиационной безопасности при обращении с РАО не ограничивается временными рамками проекта по ВЭ ОИАЭ,

а распространяется на весь период потенциальной опасности РАО, образовавшихся при выполнении мероприятий проекта - речь идет о защите в том числе и будущих поколений. Именно этим обстоятельством определяется особая важность управленческих решений, принимаемых в отношении обращения с РАО при планировании, подготовке и осуществлении ВЭ ОИАЭ, масштабность возможных негативных последствий при принятии ошибочных решений, а также необходимость в рамках настоящей работы более детального рассмотрения этого процесса, образующего самостоятельный технологический цикл, сопряженный с ЖЦ ОИАЭ.

Согласно статье 3 170-ФЗ [4], РАО относятся к объектам использования атомной энергии. Понятие стадий обращения с РАО в 170-ФЗ [4] в отношении данной категории ОИАЭ явно не определено, однако упоминается в статье 8, часть 2 190-ФЗ [5], а в статье 10, часть 5 190-ФЗ [5] применяются (без их определения) термины «стадия образования РАО», «стадии обращения с РАО».

Основными стадиями при обращении с РАО (в том числе образующимися при ВЭ) принято считать следующие.

Сбор и сортировка РАО

Работы на этой стадии заключаются в первичной сортировке отходов с разделением их на РАО и не относящиеся к радиоактивным, а также разделении первичных ТРО и ЖРО по различным категориям и группам для переработки по принятым технологиям и для подготовки к последующему хранению и захоронению. Эти работы выполняются в местах либо их образования, либо переработки с учетом радиационных и физико-химических характеристик в соответствии с системой классификации отходов и с учетом методов последующего обращения с ними.

Кондиционирование РАО

Кондиционирование РАО заключается в уменьшении занимаемого ими объема и переводе в форму, удобную для транспортирования, хранения

и захоронения, осуществляемыми для повышения безопасности обращения.

Хранение РАО

Особенности этой стадии - раздельное хранение отходов разных категорий и групп, обеспечение их безопасной изоляции в течение всего срока хранения и возможность последующего их извлечения.

Транспортирование РАО

Безопасное перемещение РАО между местами их образования, переработки, хранения и захоронения с использованием специальных грузоподъемных и транспортных средств.

Захоронение РАО

Заключается в размещении РАО в ПЗРО для обеспечения их безопасной изоляции от человека и окружающей среды.

Прежде всего, необходимо отметить установленные в НП-091-14 [6] требования к обращению с РАО при ВЭ ОИАЭ, в том числе необходимость:

- радиационного контроля всех образующихся при ВЭ материалов и отделении РАО от материалов, пригодных для повторного ограниченного или неограниченного использования, и нерадиоактивных отходов;

- обеспечения физической защиты, учета и контроля РАО, находящихся на временном хранении в помещениях и на площадке ОИАЭ.

Далее - требования НП-058-14 «Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения» [21], в соответствии с требованиями п. 21 которых безопасное обращение с образующимися и (или) накопленными РАО должно обеспечиваться на всех этапах ЖЦ ОИАЭ, включая ВЭ.

Наряду с общими принципами обеспечения безопасности при обращении с РАО, включая:

- обеспечение защищенности работников (персонала), населения и окружающей среды от радиационного воздействия РАО;

- учет взаимосвязи процессов образования РАО и обращения с ними;

- защита будущих поколений и исключение необоснованной необходимости обеспечения безопасности при обращении с РАО;

- контроль за образованием и накоплением РАО на минимальном практически достижимом уровне;

- предотвращение аварий, смягчение их последствий,

в НП-058-14 [21] содержатся общие требования безопасности при обращении;

- с удаляемыми РАО перед захоронением;

- с накопленными особыми и удаляемыми РАО (требования к обоснованию отнесения ПХ накопленных РАО к пункту размещения и пункту консервации особых РАО и обеспечению безопасности пунктов хранения особых РАО(см. [22], [23]));

- с РАО при захоронении их в ПЗРО, а также требования к ПЗРО;

- с РАО, образующимися при добыче и переработке урановых руд и минерального и органического сырья с повышенным содержанием природных радионуклидов;

- с РАО, накопленными в поверхностных (промышленных) водоемах-хранилищах ЖРО и хвостохранилищах;

- с РАО, образующимися при реабилитации территорий, загрязненных РВ.

Конкретные требования к обеспечению безопасности при обращении с РАО, а именно, при их сборе, переработке, хранении, кондиционировании содержатся:

- для ЖРО - в НП-019-15 [24];

- для ТРО - в НП-020-15 [25].

Обращение с ГРО сводится к их локализации, сбору и обработке для снижения их выхода в окружающую среду, и приводит к образованию ТРО.

Требования безопасности при осуществлении этих процессов аккумулированы в НП-021-15 [26].

В НП-093-14 [27] устанавливаются:

- общие критерии приемлемости РАО для захоронения;

- требования к разработке и установлению критериев приемлемости РАО для захоронения в определенный ПХРО;

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Бочкарев Валерий Вячеславович, 2024 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

1. Федеральный закон от 09.01.1996 № З-ФЗ «О радиационной безопасности населения».

2. Федеральный закон от 10.01.2002 № 7-ФЗ «Об охране окружающей среды».

3. Федеральный закон от 30.03.1999 № 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения».

4. Федеральный закон от 21.11.1995 № 170-ФЗ «Об использовании атомной энергии».

5. Федеральный закон от 11.07.2011 № 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации».

6. НП-091-14 «Обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Общие положения».

7. НП-001-15 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций».

8. НП-016-05 «Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла».

9. НП-033-11 «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок».

10. НП-022-17 «Общие положения обеспечения безопасности судов и других плавсредств с ядерными реакторами».

11. НП-038-16 «Общие положения обеспечения безопасности радиационных источников».

12. НП-012-16 «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции».

13. НП-057-17 «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла».

14. НП-028-16 «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок».

15. НП-037-11 «Правила безопасности при выводе из эксплуатации судов и иных плавсредств с ядерными установками и радиационными источниками».

16. НП-007-17 «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов».

17. НП-097-16 «Требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации пунктов хранения радиоактивных отходов».

18. РБ-008-21 «Рекомендации по разработке концепции вывода из эксплуатации объекта использования атомной энергии».

19. РБ-124-16 «Рекомендации по проведению заключительного обследования выводимого из эксплуатации объекта использования атомной энергии».

20. Абрамова А.А., Дорофеев А.Н., Бочкарев В.В. и др. К вопросу оценки объема ядерного наследия в атомной промышленности и на иных объектах мирного использования атомной энергии в России. Ядерная и радиационная безопасность, № 3(73), 2014.

21. НП-058-14 «Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения».

22. Абалкина И.Л., Барчуков В.Г., Бочкарев В.В. и др., под общей редакцией Линге И.И. «Научно-техническое пособие по подготовке обосновывающих материалов для принятия решения об отнесении радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам». Москва: ИБРАЭ РАН, 2014 - 157 с.

23. Линге И.И., Абалкина И.Л., Дорогов В.И., Ведерникова М.В., Курындина Л.А., Бочкарев В.В. и др. «Развитие подходов к обоснованию отнесения РАО к особым РАО». Москва, препринт ИБРАЭ РАН, № ЮКАЕ-2014-04, 2014.

24. НП-019-15 «Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности».

25. НП-020-15 «Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требования безопасности».

26. НП-021-15 «Обращение с газообразными радиоактивными отходами. Требования безопасности».

27. НП-093-14 «Критерии приемлемости радиоактивных отходов для захоронения».

28. НП-055-14 «Захоронение радиоактивных отходов. Принципы, критерии и основные требования безопасности».

29. НП-069-14 «Приповерхностное захоронение радиоактивных отходов. Требования безопасности».

30. Концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения, утвержденная приказом Госкорпорации «Росатом» от 15.07.2014 № 1/645-П.

31. Абалкина И.Л., Бирюков Д.В., Ведерникова М.В., Дорогов В.И., Илюшкин А.И., Иорданов А.С., Ковальчук Д.В., Линге И.И., Ободинский А.Н., Савкин М.Н., Самойлов А.А., Абрамов А.А., Дорофеев А.Н., Комаров Е.А., Линге Ин. И., Курындина Л.А., Бочкарев В.В., Хамаза А.А., Щадилов А.Е., Шарафутдинов Р.Б., Ковальчук А.А., Каманин А.Н., Куликов А.А., Иванова О.И., Косова О.Е., Лавров К.Н., Старкова М.В., Барчуков В.Г., Кочеткова О.А. «Инвентаризация ядерно и радиационно опасных объектов. Ожидаемые результаты и перспективы их использования». Москва, препринт ИБРАЭ РАН, № ШКАЕ-2014-05, 2014. -39 с. - 158 экз.

32. Бочкарев В.В. и др. Тезисы доклада на НТС ФБУ «НТЦ ЯРБ» от 17.11.2016 г.: «Научно-методическое сопровождение мероприятий федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016 - 2020 годы и на период до 2030 года» по подготовке к выводу и выводу из эксплуатации объектов ядерного наследия и по обращению с особыми радиоактивными отходами» в обеспечение мероприятия «Разработка и практическое использование при выводе из эксплуатации

ядерно и радиационно опасных объектов новых высокоэффективных технологий».

33. Бочкарев В.В. и др. Доклад на НТС Дивизиона ЗСЖЦ.: «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016 - 2020 годы и на период до 2030 года» по подготовке к выводу и выводу из эксплуатации объектов ядерного наследия и по обращению с особыми радиоактивными отходами» от 29 ноября 2016 г.

34. А.А. Абрамов, А.Н. Дорофеев, Е.А. Комаров, Ин. И. Линге, И.Л. Абалкина, М.В. Ведерникова, Д.В. Бирюков, А.С. Иорданов, И.И. Линге, Д.В. Ковальчук, Д.В. Крючков, С.С. Уткин, Р.М. Алексахин, А.А. Хамаза, В.В. Бочкарев, О.А. Супатаева, В.В. Кононов, В.Л. Тихоновский, О.П. Иванов, В.И. Павленко, С.Г. Семенов, А.В. Чесноков. Заключительный том трехтомной монографии «Проблемы ядерного наследия и пути их решения», посвященный завершающему этапу жизненного цикла объекта использования атомной энергии — выводу из эксплуатации. «Проблемы ядерного наследия и пути их решения. Вывод из эксплуатации». Под общей редакцией академика РАН Л.А. Большова, Н.П. Лаверова, чл.-кор. РАН И.И. Линге. М.: 2015, 316 с.

35. Единые отраслевые методические указания по организации работ по выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии, утвержденные приказом Госкорпорации «Росатом» от 23.12.2019 № 1/1447-П.

36. Единые отраслевые методические рекомендации по разработке локальной концепции вывода из эксплуатации объекта использования атомной энергии, утвержденные директором по государственной политике в области РАО, ОЯТ и ВЭ ЯРОО от 27.11.2017.

37. Единые отраслевые методические рекомендации по разработке программ работ по выводу из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов, утвержденные директором по государственной политике в области РАО, ОЯТ и ВЭ ЯРОО Госкорпорации «Росатом» от 17 июля 2017 года.

38. IAEA, Decommissioning of Facilities. IAEA Safety Standards Series, GSR part 6, Vienna, 2014.

39. IAEA, Decommissioning of Nuclear Power Plants, Research Reactors and Other Nuclear Fuel Cycle Facilities, SSG-47, Vienna, 2018.

40. IAEA, Обращение с радиоактивными отходами перед захоронением. Общие требования безопасности. Часть 5 № GSR Part 5. МАГАТЭ, Вена (2010).

41. IAEA, Захоронение РАО. Специальные требования безопасности, SSR-5, МАГАТЭ, Вена (2011).

42. NEA .№ 7374, Preparing for Decommissioning During Operation and after Final Shutdown, OECD, Paris, 2018.

43. IAEA, Радиационная защита и безопасность источников излучения: Международные основные нормы безопасности. Общие требования безопасности. Часть 3 № GSR Part 3. МАГАТЭ, Вена (2015).

44. Karayanakis, Nicholas Mark. Computer-assisted simulation of dynamic systems with block diagram languages. CRC Press. ISBN 0-8493-8971-2, 24 June 1993.

45. Безель Я.В. Этапы развития автоматизированных систем управления авиацией и ПВО / Вестник Концерна ПВО Алмаз-Антей. - 2015. - № 2. -С. 90-94. - ISSN 2542-0542.

46. Gate delays - at airports - are minimised for united by Texas Instruments' explorer, By CBR Staff Writer, 25 Nov 1987, (https://techmonitor.ai/techonology/gate_delays_at_airports_are_minimised_fo r_united_by_texas_instruments_explorer)

47. Little I.D.C. Models and Managers: The Concept of a Decision. // Management Science. - 1970. - 16, № 8, p. B 466-485.

48. Gorry G.A., Scott Morton M.S. A Framework for Management Information Systems. // Sloan Management Review. - 1971. - 13, № 1, p. 55-70.

49. Thierauj R.J. Decision Support Systems for Effective Planning and Control. -Englewood Cliffs, N.J.: Prentice-Hall, Inc., 1982. - 536 p.

50. Sprague R.H. A Framework for Development of the Decision Support Systems. // MIS Quarterly. - 1980. - 4, № 4, - p. 1-26.

51. Ginzberg M.J., Stohr E.A. Decision Support Systems: Issues and Perspectives. // Processes and Tools for Decision Support. / Ed. by H.G. Sol. - Amsterdam: North-Holland Publ. Co., 1983. - p. 9-31.

52. В. В. Бочкарев, Б. Д. Бриллиантов, А. В. Крянев и др. Структура системы поддержки принятия оптимальных решений при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Вестник НИЯУ «МИФИ». 2020, т. 9, № 3, с. 256-261.

53. В.В. Бочкарев, Б.Д. Бриллиантов, А.В. Крянев. Структура системы поддержки принятия оптимальных решений при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. VI Международная конференция «Лазерные, плазменные исследования и технологии -ЛАПЛАЗ-2020». Сб. научных трудов, 2020 с. 123.

54. Batsulin A.A., Bochkarev V.V., Brilliantov B.D., Klimanov S.G., Litvinenko O.Yu., Mamai D.V., Sliva D.E., Smirnov D.S., Smirnov S.A., Stryapushkin P.A., Tereshkin V.I., Khanbikova D.T., «The structure of the support system for making optimal decisions during the decommissioning of nuclear facilities» Int. J. Nuclear Governance, Economy and Ecology, Vol. 5, No. 1, 2021.

55. Емец П.Е., Ковалевич О.М., Крянев А.В., Шарафутдинов Р.Б. Математические модели расчета инвестиционной эффективности вывода из эксплуатации ЯРОО. Препринт МИФИ 002-2007. М.: МИФИ, 2007, 27 с.

56. Емец П.Е., Ковалевич О.М., Крянев А.В., Неретин В.А., Шарафутдинов Р.Б. Системный подход при финансировании мероприятий по выводу из эксплуатации ЯРОО, классифицируемых в зависимости от категории их ЯРО. Препринт МИФИ 005-2007. М.: МИФИ, 2007, 23 с.

57. Емец П. Е., Крянев А. В. Методика оценки экономической эффективности вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов // Бюллетень по атомной энергии. 2008. № 11. С. 4-7.

58. Емец П. Е., Крянев А. В. Инвестиционная эффективность вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов (ЯРОО) // Ядерная и радиационная безопасность, 2011. № 1 (59). С. 10-19.

59. Бочкарев В.В., Абакумова А.С. «О необходимости дифференцированного подхода к регулированию безопасности объектов «ядерного наследия». Сборник тезисов международной научно-практической конференции Санкт-Петербург 14 апреля 2016 года «Чернобыль - 30 лет спустя. Радиационно-гигиенические аспекты преодоления последствий аварии на ЧАЭС», УДК 614.876, ББК 5126, ФБУН научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В. Рамзаева, 2016.

60. Хамаза А.А., Бочкарев В.В. и другие. О возможности применения комплексного показателя потенциальной опасности в качестве основы дифференцированного подхода к регулированию безопасности объектов «ядерного наследия». Ядерная и радиационная безопасность, № 1(79), 2016.

61. Бочкарев В.В. и др. Особенности разработки системы моделирования и поддержки принятия решений при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Ядерная и радиационная безопасность 1(107), 2023, с. 28-38.

62. Бочкарев В.В., Крянев А.В., Ханбикова Д.Т. Ранжирование ядерно и радиационно опасных объектов, эксплуатация которых прекращена / Информационно-телекоммуникационные технологии и математическое моделирование высокотехнологичных систем: материалы Всероссийской конференции с международным участием. - М.: РУДН, 2014. С. 195 - 197.

63. Бочкарев В.В., Крянев А.В., Ханбикова Д.Т., Ю.Г. Устинова. «Схема ранжирования ядерно- и радиационно опасных объектов с использованием нечетких чисел». «Информационно-телекоммуникационные технологии и математическое моделирование высокотехнологичных систем»: материалы Всероссийской конференции с международным участием, Москва, РУДН, 20-24 апреля 2015 г., с. 225-227, ISBN 978-5-209-05753-6.

64. В.В. Бочкарев, И.А. Устинина. Круглый стол «Оптимизация решений по безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии» 27 - 29 мая 2015 г. Госкорпорация «Росатом» совместно с ИБРАЭ РАН. Тезисы докладов: «О состоянии работ по переработке ФНП» и «Об определении состава и границ ЯРОО для целей ВЭ».

65. Е.С. Кундышева. Математические методы и модели в экономике; под науч. ред. Б.А. Суслакова. - М.: Издательско-торговая корпорация «Дашков и К°», 2017. - 286 с.

66. РБ-153-18 «Рекомендации по обоснованию выбора варианта вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии».

67. Бочкарев В.В., Крянев А.В., Ханбикова Д.Т. Ранжирование ядерно и радиационно опасных объектов при выводе из эксплуатации. Аннотации докладов научной сессии НИЯУ МИФИ, 2014, т.2. Экспериментальная электроника и сенсорика. Радиационные технологии. Теоретическая физика и математическое моделирование (прикладная математика). НИЯУ МИФИ, 2014, стр.228 (0,5 с.), ISBN 978-5-7262-1907-3.

68. Бочкарёв В.В., Бриллиантов Б.Д., Крянев А.В. Применение математических методов при выборе оптимального варианта обращения с радиоактивными отходами. Ядерная и радиационная безопасность 4(98), 2020, с. 36-46.

69. Абакумова А.С., Бочкарев В.В., Крянев А.В. Обоснование выбора варианта вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Ядерная и радиационная безопасность, № 3(87), 2018.

70. Бочкарев В.В., Бриллиантов Б.Д., Климанов С.Г., Крянев А.В., Смирнов Д.С. Обоснование оптимальных технических и организационных решений при выводе из эксплуатации ОИАЭ с учетом обеспечения ЯРБ, Радиоактивные отходы, вып. 4, с. 60-64, 2021.

71. Саати Т.Л. Принятие решений. Метод анализа иерархий. - М.: Радио и связь, 1993. - 320 с.

72. Valeriy V. Bochkarev, Alexandr V. Kryanev, Dmitry S. Smirnov. Mathematical decision support model for the decommissioning of nuclear power facilities. 10th International Congress on Ultra Modern Telecommunications and Control Systems and Workshops (ICUMT), 2018, pp. 453-458.

73. Абакумова А.С., Бочкарев В.В., Крянев А.В. Анализ устойчивости выбора варианта вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Письма в ЭЧАЯ, 2019, Т.16, №1 (220), с.76-83.

74. Abakumova A.S., Bochkarev V.V., Ivanov V.V., Kryanev A.V. Analysis of the Stability of Choosing the Decommissioning Option for Objects of Atomic Energy Use. Physics of Particles and Nuclei Letters, v. 16, № 1, 2019, pp. 7074.

75. Бочкарев В.В., Бриллиантов Б.Д., Крянев А.В., Климанов С.Г., Слива Д.Е., Смирнов Д.С. Свидетельство о гос. регистрации компьютерной программы № 2021612087 Программа для ЭВМ «Selection and Stability of the optimal option for decommissioning a nuclear facility ("SSOODNF").

76. Бочкарев В.В., Бриллиантов Б.Д., Крянев А.В., Климанов С.Г. Свидетельство о гос. регистрации компьютерной программы № 2021611627 Программа для ЭВМ «Программное обеспечение выбора и анализа в динамическом режиме оптимального варианта процесса ВЭ ОИАЭ "Nuclear Dynamical Decommissioning Analysis ("NDDA").

77. НП-103-17 «Требования к обеспечению безопасности пунктов размещения особых радиоактивных отходов и пунктов консервации особых радиоактивных отходов.

Приложение 1

Порядок моделирования ОИАЭ и входящих в его состав объектов,

параметры моделей

Модель ОИАЭ имеет иерархическую структуру, она строится путем декомпозиции всего ОИАЭ на подобъекты различных уровней:

- территория площадки ОИАЭ, отдельные здания, сооружения, отдельно расположенные строительные конструкции на территории площадки ОИАЭ - подобъекты 1-го уровня;

- выделенные участки территории площадки ОИАЭ, подвалы, этажи, чердаки зданий и сооружений - подобъекты 2-го уровня;

- отдельные помещения в зданиях и сооружениях - подобъекты 3-го уровня);

- отдельные системы и оборудование, размещенные (смонтированные) в одном помещении - подобъекты 4-го уровня).

- отдельные системы и оборудование, размещенные (смонтированные) в нескольких помещениях, на нескольких этажах, в нескольких зданиях (сооружениях) - подобъекты уровня, определяемого в соответствии с их масштабом). Либо такие системы (оборудование) следует условно разбить на условно самостоятельные системы (оборудование) - подобъекты 4-го уровня.

Иерархическая структура ОИАЭ, используемая для моделирования его либо его части, представлена на рис. П1.1.

Следует отметить, что чаще всего подобъект 2-го уровня включен в подобъект 1 -го уровня (подвал, этаж, чердак являются частью здания, сооружения), подобъект 3-го уровня - часть подобъекта 2-го уровня (помещения составляют подвалы, этажи, чердаки), подобъекты 4-го уровня находятся (являются частью) в подобъектах 3-го уровня (системы и оборудование, как правило, находятся в помещениях). Но так бывает не всегда.

ОИАЭ

Рис. П1.1. Иерархическая структура ОИАЭ для построения его модели

Один характерный пример - система не привязана к зданиям, сооружениям, помещениям (например, система спецканализации -заглубленная труба на территории площадки ОИАЭ), и к территории площадки она отношения не имеет. Формально можно отнести ее к подобъекту 1-го уровня, но целесообразнее рассматривать как отдельный независимый подобъект 4-го уровня.

Другой пример - трубопровод для перекачки ЖРО из места образования (производственного здания - подобъект 1-го уровня) в удаленно расположенную заглубленную емкость (сооружение - подобъект 1 -го уровня) - такой трубопровод также следует рассматривать как систему - отдельный независимый подобъект 4-го уровня.

И третий пример, наиболее наглядно иллюстрирующий включение в иерархическую структуру ОИАЭ систем, распределенных по разным зданиям, сооружениям, этажам, помещениям - система вентиляции, которая проходит через многие помещения в здании, являющаяся, очевидно, подобъектом 4-го уровня. В общем случае, она может рассматриваться как часть подобъектов 3-го уровня (проходит через помещения), и также как часть подобъектов 2-го уровня (если идет через весь этаж), и как часть подобъекта 1-го уровня (обеспечивает здание целиком). Но такой подход к моделированию ОИАЭ не позволит моделировать различные стратегии выполнения работ по ВЭ (этаж за этажом, помещение за помещением и т.д) и, кроме того, затрудняет моделирование демонтажа части такой системы в случае, если предусматривается другую часть оставить не демонтированной после завершения ВЭ ОИАЭ. Для выхода из этого затруднения при моделировании таких протяженных, распределенных систем следует декомпозировать их на части (подобъекты 4-го уровня), относящиеся к подобъектам 3-го уровня (помещениям). В модели здания вентиляция всего здания представляется как совокупность вентиляции помещения 1, вентиляции помещения 2 и так далее.

Модели подобъектов ОИАЭ являются типовыми. Для каждого типа подобъектов разработана номенклатура описывающих их параметров, в том числе характеристик радиоактивного загрязнения и радиационной обстановки в местах проведения работ, приведенная в Приложении 1. Указанная номенклатура обеспечивает всей необходимой информацией о подобъектах и их состоянии проведение расчетов частных показателей вариантов решений для любого сценария реализации процессов ВЭ (обращения с РАО).

В табл. П1.1 - П1.5 представлены параметры, используемые при моделировании ОИАЭ и его подобъектов.

Параметры моделей подобъектов ОИАЭ

Параметры модели, указанные в пунктах 2 и 3 табл. П1.1 (площадь загрязненного участка - площадь оконтуренного загрязнения и глубина загрязнения), необходимы для оценки объема загрязненного грунта.

Параметры модели, указанные в пунктах 4 - 6 табл. П1.1, необходимы для оценки характеристик РАО и оценки обращения с ними, а также для оценки дозовых нагрузок при выполнении работ по ВЭ.

Таблица П1.1. Параметры модели территории (участка территории) площадки ОИАЭ (подобъект 1 -го уровня)

№ п/п Наименование параметра Единица измерения

1 Общая площадь кв. м

По загрязненному участку 1

2 Площадь загрязненного участка кв. м

3 Глубина загрязнения м

4 Удельная активность загрязненного грунта Бк/куб. м

5 Удельная активность отдельных радионуклидов Бк/куб. м

6 Мощность дозы на поверхности Зв/час

По загрязненному участку 2 и т.д.

Параметр, указанный в пункте 6 табл. П1.1 («Мощность дозы на поверхности»), предназначен только для расчета дозовой нагрузки на персонал, причем только от внешнего облучения. Следует отметить, что название этого параметра является в настоящее время условным, и будет уточнено (определено окончательно) по результатам опытной эксплуатации СППОР. Следует выделить 2 причины этой неопределенности.

Первая - отсутствие единого формата представления результатов КИРО в отношении загрязнения земельных участков. Например, в одних отчетах по результатам КИРО приводятся значения мощности дозы на поверхности, в иных - на различных высотах от поверхности (наиболее характерные значения - 10 см, 1 м). Вторая причина заключается в различных условиях облучения персонала, выполняющего работы по реабилитации загрязненной территории, в зависимости от применяемой технологии. В качестве примеров можно привести условия формирования дозы облучения при ручной выемке загрязненного грунта (работник стоит на земле, оптимальным параметром является мощность дозы на высоте 1 м) и при механизированной выемке (работник занимает место оператора экскаватора, расчетную оценку дозы удобнее проводить от мощности дозы на поверхности).

Параметры модели здания (сооружения, имеющего помещения) в составе ОИАЭ (подобъект 1-го уровня)

Моделирование здания (сооружения, имеющего помещения) в составе ОИАЭ (подобъект 1-го уровня) имеет следующие особенности.

Модель здания (сооружения, имеющего помещения) - это совокупность моделей этих помещений и, дополнительно, параметров здания (сооружения), которые необходимы для моделирования:

- дезактивации внешних поверхностей здания (сооружения) - площадь загрязнения фасадных стен, глубина загрязнения, поверхностная либо объемная активность загрязняющих радионуклидов);

- сноса здания (сооружения) либо демонтажа его конструкций (частичного сноса) - строительный объем объекта, строительный объем его подземной части (строительный объем предназначен для проведения расчетных оценок количества отходов, частных показателей ВЭ -длительности работ и затрат на них, объем подземной части - для оценок работ по отсыпке котлована после демонтажа фундамента.

Параметры модели помещений указаны ниже (см. описание модели помещения - подобъект 3 уровня, табл. П1.4), а в приводимой табл. П1.2 приведены только дополнительные параметры.

Таблица П1.2 - Дополнительные параметры модели помещений (подобъект 3-го уровня)

№ п/п Наименование параметра Единица измерения

1 Строительный объем куб. м, тонн

2 Строительный объем подземной части куб. м, тонн

3 Состав конструкционных материалов

3.1 Кирпич отн.ед.

3.2 Бетон отн.ед.

отн.ед.

4 Площадь загрязнения фасадных стен кв. м

5 Глубина загрязнения м

6 Поверхностная активность загрязняющих радионуклидов Бк/кв. м

7 Объемная активность загрязняющих радионуклидов Бк/куб. м

Здесь следует отметить, что приведенные параметры (строительный объем объекта, строительный объем его подземной части) оптимальны по соотношению «точность оценки/затраты на ее проведение» в случае выбора технологии сноса (демонтажа) с использованием средств механизации (разрушение гидромолотом, бетоноломом, применение экскаватора-разрушителя и т.д.). Однако для получения достоверных оценок в случае выбора в качестве технологии сноса ручной разборки, вышеприведенных

параметров может оказаться недостаточно. Предполагается отработать этот вопрос в ходе тестирования и верификации настоящего методического обеспечения, путем проведения альтернативных расчетов с применением классификатора со следующими более детальными параметрами зданий (сооружений), альтернативными строительному объему, приведенными в табл. П1.3.

Таблица П1.3 - Параметры здания (сооружения) - альтернатива параметрам «Строительный объем» и «Строительный объем подземной части» (см. пп. 1 и 2 табл. П1.2)

№ п/п Наименование параметра Единица измерения

1 Материал крыши/кровли текстовый комментарий

2 Строительный объем крыши/кровли куб. м, тонн

3 Материал перекрытий текстовый комментарий

4 Строительный объем перекрытий куб. м, тонн

5 Материал конструкций пола текстовый комментарий

6 Строительный объем конструкций пола куб. м, тонн

7 Материал фасадных стен текстовый комментарий

8 Строительный объем фасадных стен куб. м, тонн

9 Материал несущих стен текстовый комментарий

10 Строительный объем несущих стен куб. м, тонн

11 Материал несущих стен текстовый комментарий

12 Строительный объем несущих стен куб. м, тонн

13 Материал внутренних перегородок текстовый комментарий

14 Строительный объем внутренних перегородок куб. м, тонн

15 Материал фундамента текстовый комментарий

16 Строительный объем фундамента куб. м, тонн

Параметры модели здания (сооружения, не имеющего помещения) в составе ОИАЭ (подобъект 1-го уровня)

Параметры модели сооружения, не имеющего помещений, отдельной строительной конструкции в составе ОИАЭ таковы же, как и имеющего

в своем составе помещения. За отсутствием помещений параметры моделей помещений исключаются.

Параметры модели подобъекта 2-го уровня

Подобъекты 2-го уровня рассматриваются как сумма подобъектов 3-го уровня. Так, моделью подвала является сумма моделей его помещений, моделью этажа - сумма моделей помещений на данном этаже, и т.д.

Параметры модели помещения в составе ОИАЭ (подобъект 3-го уровня)

Таблица П1.4. Параметры модели помещения в составе ОИАЭ (подобъект 3-го уровня)

№ п/п Наименование параметра Единица измерения Возможные значения

1 Номер помещения символьное (числовое) значение

2 Название текстовый комментарий

3 Уровень текстовый комментарий подвал, этаж 1, этаж 2, чердак

4 Размеры

4.1 Длина м число

4.2 Ширина м число

4.3 Высота м число

4.4 Площадь (опционно) м2 число

4.5 Объем (опционно) м3 число

5 Несущие конструкции

5.1 Материал пола текстовый комментарий бетон, грунт

5.2 Толщина пола м число

5.3 Материал стен текстовый комментарий бетон, кирпич

№ п/п Наименование параметра Единица измерения Возможные значения

5.4 Толщина стен м число

5.5 Материал потолков текстовый комментарий бетон, дерево

5.6 Толщина потолков м число

6 Покрытие (облицовка)

6.1 Покрытие (облицовка) пола

6.1.1 Материал покрытия пола 1 текстовый комментарий пластикат, линолеум, плитка керамическая, стяжка

6.1.2 Площадь покрытия пола 1 м2 число

6.1.3 Материал покрытия пола 2 текстовый комментарий пластикат, линолеум, плитка керамическая, стяжка

6.1.4 Площадь покрытия пола 2 м2 число

6.1.5 Материал покрытия пола ... текстовый комментарий пластикат, линолеум, плитка керамическая, стяжка

6.1.6 Площадь покрытия пола ... м2 число

6.2 Покрытие (облицовка) стен

6.2.1 Материал покрытия стен 1 текстовый комментарий плитка керамическая, краска, штукатурка

6.2.2 Площадь покрытия стен 1 м2 число

6.2.3 Материал покрытия стен 2 текстовый комментарий плитка керамическая, краска, штукатурка

6.2.4 Площадь покрытия стен 2 м2 число

№ п/п Наименование параметра Единица измерения Возможные значения

6.2.5 Материал покрытия стен ... текстовый комментарий плитка керамическая, краска, штукатурка

6.2.6 Площадь покрытия стен ... м2 число

6.3 Покрытие (облицовка) потолков

6.3.1 Материал покрытия потолков 1 текстовый комментарий краска, штукатурка

6.3.2 Площадь покрытия потолков 1 м2 число

6.3.3 Материал покрытия потолков 2 текстовый комментарий краска, штукатурка

6.3.4 Площадь покрытия потолков 2 м2 число

6.3.3 Материал покрытия потолков . текстовый комментарий краска, штукатурка

6.3.4 Площадь покрытия потолков ... м2 число

7 Загрязнения

7.1 Загрязнения полов

7.1.1 Площадь загрязнения полов м2 число

7.1.2 Глубина загрязнения полов м число

7.2 Загрязнения стен

7.2.1 Площадь загрязнения стен м2 число

7.2.2 Глубина загрязнения стен м число

7.3 Загрязнения потолков

7.3.1 Площадь загрязнения потолков м2 число

7.3.2 Глубина загрязнения потолков м число

8 Радиационная обстановка

8.1 Мощность дозы излучения мкЗв/час число

8.2 Объемная активность альфа- и бета-излучения Бк/м3 число

Параметры модели помещения, указанные в пунктах 4.4 и 4.5 табл. П1.4 («площадь» и «объем помещения»), следует рассматривать как дополнительные, а вернее, альтернативные параметрам, указанным в пунктах 4.1 - 4.3 («длина», «ширина», «высота»). Их следует использовать

для моделирования помещения в случае недостатка доступных исходных данных, (отсутствие проектной документации ОИАЭ, недостаточная детализации отчета о КИРО и т.п.). Исходя из значений площади и объема помещения, можно довольно точно оценивать объемы выполняемых работ. Значимым источником неопределенности при этом, правда, остается невозможность пользователя настоящего методического обеспечения, не имеющего линейных размеров помещения, оценить применимость той или иной технологии работ в данном помещении (например, из-за стесненных условий работ в помещении, из-за невозможности размещения оборудования и т.д.). Структура БД СППОР и ее инструментальные средства должны обеспечивать возможность ввода альтернативных параметров при моделировании помещения. Окончательно вопрос о необходимости использовании этих параметров подлежит решению по результатам отработки методического обеспечения на конкретных проектах ВЭ.

В отношении моделирования покрытий полов, стен и потолков помещения, следует отметить возможность учета в модели помещения (как видно из таблицы), во-первых, покрытия отдельных поверхностей полов, стен и потолков несколькими материалами одновременно (например, пол выложен плиткой, поверх которой застелен пластикат), а, во-вторых, частичного покрытия отдельных поверхностей (например, стена облицована керамической плиткой от пола до высоты 180 см, а от высоты 180 см до потолка выкрашена краской).

Для расчета дозовой нагрузки на персонал предусмотрены следующие параметры радиационной обстановки в помещении (см. табл. П1.4, пункты 8.1 и 8.2):

- мощность дозы излучения (от внешнего излучения) - задается оценка мощности дозы от внешнего излучения в центре помещения на высоте 1 м (одно число для одного помещения);

- объемная активность альфа- и бета-излучения - задается оценка средней по помещению объемная активность альфа- и бета-излучения (для каждого помещения одно значение для альфа-излучения и одно для бета-излучения).

В отношении параметров радиационной обстановки в помещении следует отметить, что отчеты по результатам КИРО не всегда содержат оценки мощности дозы излучения в центре помещения, в них могут быть результаты измерений мощности доз на поверхности стен, пола и т.д., и при программной реализации методики моделирования целесообразно предусмотреть средства формирования требуемых оценок. Кроме того, в ходе тестирования и верификации программного обеспечения целесообразно окончательно обосновать и, при необходимости, уточнить сам параметр. Так, представляется необходимым провести вариантные расчеты на предмет целесообразности использования других параметров, например, максимальное значение мощности дозы из измеренных при проведении радиационного обследования помещения в ходе КИРО.

Параметры модели системы (оборудования), размещенные (смонтированные) в одном помещении (подобъект 4-го уровня)

Таблица П1.5. Параметры модели системы (оборудования), размещенные (смонтированные) в одном помещении (подобъект 4-го уровня)

№ п/п Наименование параметра Единица измерения

1 Тип/Наименование текстовый комментарий

2 Номер помещения, в котором размещено оборудование (система) текстовый комментарий

3 Масса кг

4 Материал текстовый комментарий: сталь, дерево и т.д.

№ п/п Наименование параметра Единица измерения

5 Габаритные размеры (ДхШхВ) мхмхм

63 Объем куб. м

7 Площадь загрязнения кв. м

8 Удельная активность отдельных радионуклидов Бк/куб. м

9 Удельная активность отдельных радионуклидов Бк/кв. м

10 Способ размещения текстовый комментарий: прикрепленный, вмурованный, присоединенный

3 Примечание: альтернативный параметр, используется в случае отсутствия детальной информации о габаритных размерах.

Приложение 2

Порядок моделирования производственных процессов (технологических операций), реализуемых при ВЭ ОИАЭ (части ОИАЭ).

Порядок подготовки сценариев выполнения работ по ВЭ ОИАЭ

1. К моделированию производственных процессов по ВЭ, планируемых к осуществлению на ОИАЭ, следует приступать после завершения разработки иерархической структуры модели ОИАЭ, или той его части, которую предполагается подвергнуть их воздействию.

2. Определить возможные общие подходы и стратегии выполнения работ по ВЭ (ликвидация или захоронение, немедленный или отложенный демонтаж и т.д.) и соответствующие им возможные полные перечни видов реализуемых на ОИАЭ производственных процессов.

3. Каждому объекту нижнего уровня иерархической структуры ОИАЭ поставить в соответствие возможные частные перечни реализуемых на данном объекте производственных процессов (работ).

4. Определить возможные частные подходы к выполнению вышеуказанных работ. В качестве иллюстрации таких подходов, к примеру, в отношении работ по демонтажу, можно привести следующие аспекты и подходы:

- последовательность демонтажа («от более грязного к более чистому» или «от более чистого к более грязному», «помещение за помещением» или «система за системой»);

- место демонтажа («демонтаж на месте» или «удаленная разделка»);

- подходы к фрагментации (например, резка на крупные или мелкие части);

- возможное влияние работ по демонтажу на обращение с образующимися отходами и материалами (например, потребуется наличие установок по обращению с РАО, мест их временного хранения и т. д.),

и приведенное перечисление далеко не полное.

5. Для каждого из рассматриваемых объектов определить его возможные начальные и конечные состояния при реализации на данном объекте возможных производственных процессов (работ).

6. Установить возможную последовательность выполнения производственных процессов (работ), исходя из совместимости начальных состояний объектов перед выполнением работ с конечными состояниями объектов после выполнения предыдущих работ.

7. Визуализация структуры сформированного таким образом сценария представлена на схеме, представленной на рис. П2.1 (стрелками обозначена последовательность выполнения процессов, стрелками с пунктиром - влияния процессов друг на друга).

н

4J

Н =

Л о я а

Н

Ri

R

3

R

4

И

Ni

R

5

R

6

R

8

r2 —► R7 —► R9

Рис. П2.1. Структура возможного сценария выполнения сценария

Сценарии, альтернативные сформированному первым, получают аналогично, варьируя следующие параметры:

- последовательность выполнения производственных процессов (технологических операций);

- применяемые технологии, используемые технические средства и оборудование;

- численный состав и квалификацию персонала, выполняющего работы по ВЭ.