Статья: Вопросы разработки системы мотивации сотрудников для компаний энергетического сектора (2024)

В качестве объекта исследования в данной статье был выбран Филиал АО «АЭМ-технологии» «Атоммаш» в г. Волгодонск – организация, которая была спроектирована и введена в эксплуатацию в 1976 г., как головное машиностроительное предприятие по производству полного комплекта корпусного и теплообменного оборудования энергоблока АЭС в объеме ядерного острова. Предметной областью выбрана организация производства крупногабаритной продукции, которое предприятие намерено диверсифицировать за счет приобретения линии для изготовления тонкостенных днищ крупногабаритных корпусов сосудов под давлением для АЭУ и нефтегазохимии. Цель исследования – на основе анализа существующих технологий и способов производства продукции разработать проект по освоению новых технологических мощностей, что позволит увеличить эффективность производственной деятельности в Филиале АО «АЭМ-технологии» «Атоммаш» в г. Волгодонск. В качестве основных методов при написании статьи выступили теоретический анализ научной литературы по проблематике исследования, графический метод и изучение локальной документации объекта исследования в части модернизации производственных мощностей. Основным результатом исследования выступает вывод о необходимости внедрения новой технологии – холодного проката (фланжирования) в целях расширения технологических возможностей предприятия, повышения эффективности производства в данной сфере, получения прибыли от поставок тонкостенных днищ сосудов в адрес других предприятий на замену европейским поставщикам, и как следствие – увеличение конкурентного преимущества.

Определение минимально необходимого времени выдержки профилированных кассет на Армянской АЭС с учетом графика нагрузки, является необходимым условием безопасной эксплуатации профилированных кассет, используемых в активном энергетическом процессе, протекающем на атомной станции. При осуществлении вышеуказанного процесса, учет и контроль факторов, связанных с изменениями в электроэнергетической нагрузке на станцию в различные периоды времени, является обязательным условием безопасной эксплуатации. В рамках данного научного исследования проводится анализ технических характеристик профилированных кассет, а также рассматривается влияние их технических характеристик на производительность АЭС. Важными аспектами, на которые оказывает влияние время выдержки, являются: безопасность эксплуатации, соответствие нормативным требованиям, расчет отвода тепла в соответствии с графиком нагрузки. Эта работа нацелена на обеспечение оптимальной и безопасной эксплуатации отработавших тепловыделяющих сборок, адаптированной к условиям выдержки и отраженную в графике нагрузки, что в свою очередь способствует более эффективному функционированию атомной станции. Данное исследование направлено на обоснование минимально необходимого времени выдержки профилированных ядерных кассет, характеризующихся средним обогащением урана на уровне 3,82% и средним выгоранием по высоте, составляющим 45,7 мегаватт-суток на килограмм урана (МВт сут./кгU). Расчеты проводились с использованием программы ORIGEN-ARP, входящей в пакет программ SCALE, предназначенный для анализа и моделирования протекания ядерных процессов. Для обоснования минимального времени выдержки кассет были, в первую очередь, учтены следующие параметры: состав ядерных кассет и выгорание топлива. Также было произведено моделирование описываемого процесса на основании полученных расчетных данных и анализ безопасности и эффективности исследуемого процесса. Цель настоящего научного исследования заключается в анализе результата, достигнутого при определенном времени выдержки ядерных кассет, с учетом установленных параметров. Для достижения заявленной цели используются современные методы вычислений, предоставляемые программой ORIGEN-ARP, входящей в состав программного комплекса SCALE. Полученные в ходе исследования результаты способны внести значительный вклад в процесс улучшения эффективности и безопасности эксплуатации ядерных энергетических установок

В статье рассматриваются вопросы оптимизации работы механизма поворота телевизионной штанги машины перегрузочной при проведении перегрузочной кампании в периоды планового предупредительных ремонтов на АЭС. Рассматриваемая задача состоит в том, чтобы минимизировать затраты времени на повороты телевизионной штанги при проведении перегрузочной кампании для экономии времени и денежных средств на проведение технологических операций, и, тем самым, сократить время простоя энергоблока АЭС. Приводится описание конструкции и назначения рабочей зоны, машины перегрузочной и других объектов, участвующих в технологических операциях. Во всех участках рабочей зоны есть определенное количество «проблемных» ячеек, в которых могут возникнуть помеха и/или блокировка поворота телевизионной штанги. Выявлены точное расположение всех «проблемных» ячеек и допустимые для них углы перемещения и наблюдения. Список операций представлен в качестве таблицы, содержащей: номера операции, маркировки соответствующего кластера, а также первоначального и целевого положения в координатах. Таблица дополнена картограммой с координатами и маркировками ячеек. Рассчитано, сколько времени занимает поворот из одного допустимого угла наблюдения в другой. Проведен пример расчета времени для операции с машиной перегрузочной.

В водо-водяном реакторе типа ВВЭР избыточную реактивность могут компенсировать материалы с высоким поглощением нейтронов. В статье проведен теоретический и расчетный анализ использования выгорающих поглотителей, размещенных в твэле, для снижения запаса реактивности и увеличения времени перегрузки реакторов типа ВВЭР. Для исследования снижения запаса реактивности расчет выгорания топлива проводился без выгорающего поглотителя и с комбинацией различных выгорающих поглотителей, а именно природного гадолиния (Gd) и эрбия (Er), с использованием упрощенной программы GETERA. В результате расчета установлено, что изменение количества выгорающего поглотителя (Gd, Er) внутри ТВС определяет запас реактивности по выгоранию топлива и повышает эффективность уранового топлива (UO2). Совместное использование Gd и Er приводит к более плавному снижению реактивности реактора за счет меньшего сечения поглощения Er, что позволяет снизить общую массу Gd в твэле и уменьшить эффект блокировки. При расчете использовались концентрации Gd в пределах 1,5% и 3%, а концентрации Er использовались в диапазоне 0,1–0,6%.

Цель исследования – показать существенное влияние учета фактических значений остаточных напряжений на прочность и ресурс безопасной эксплуатации объектов атомной энергетики. Для определения прочности и ресурса использовались общепринятые подходы физики прочности и механики разрушения. Исследована степень влияния остаточных напряжений на прочность и ресурс элементов трубопроводов в случае циклически действующей нагрузки, при статической нагрузке, когда есть опасность хрупкого разрушения, и в случае коррозионного воздействия. Объектами исследования являлись трубопроводы атомных электростанций. Отмечено, что современное состояние науки и техники позволило создать методику неразрушающего контроля механических напряжений, действующих в металлоконструкциях, основанную на использовании метода акустоупругости. В настоящее время на базе этого метода разработана и аттестована для применения в области использования атомной энергии методика выполнения измерений остаточных сварочных и монтажных напряжений в трубопроводах. Методика измерений предусматривает определение мембранных и изгибных напряжений в кольцевых сечениях, расположенных на прямолинейных участках трубопроводов. Значения напряжений в конструктивных элементах трубопроводов и остаточных сварочных напряжений в наплавленном металле сварных соединений определяются с применением соотношений, основанных на использовании принципе уравновешивания. Показана актуальность введения в порядок контроля технического состояния трубопроводов и оборудования атомных электростанций процедуры определения фактического уровня остаточных напряжений, позволяющей существенно повысить достоверность оценки их прочности и ресурса. Обосновано, что для реализации процедуры определения фактического уровня остаточных напряжений необходимо использовать систему неразрушающего контроля остаточных сварочных и монтажных напряжений с использованием метода акустоупругости, основанную на методике измерений, позволяющей определять фактические значения остаточных напряжений с установленными характеристиками погрешности.

В статье рассматривается проблема формирования научно-технических программ конверсии исследовательских ядерных установок на этапе вывода из эксплуатации, возникшая в аспекте обоснования возможности продления назначенного срока эксплуатации всех действующих исследовательских ядерных реакторов в России. Для решения данной проблемы предлагается методика, в состав которой входит информационная модель и процессное описание необходимых пошаговых действий, а также свод приложений в виде документов, обосновывающих наиболее оптимальные пути формирования проекта управления качеством процессов конверсии ИЯУ применительно к особым условиям жизненного цикла конкретных ядерных реакторов. Описывается общий вид методики: принципы и методы построения, структура. Приводится пример применения данной методики при конверсии исследовательского солевого растворного импульсного исследовательского реактора «Гидра» для этапа вывода из эксплуатации. Целью конверсии реактора «Гидра» является продление назначенного срока эксплуатации путем замены невосстанавливаемого оборудования – корпуса. Сформулированы основные критерии обоснования остаточного ресурса корпуса, которыми являются наличие запаса прочности материала корпуса с учетом набранного флюенса на более уязвимые участки и обоснование целостности и герметичности корпуса. Для наглядности концептуальная информационная модель методики обоснования безопасности процесса замены корпуса реактора «Гидра» представлена в виде диаграммы Исикавы. Методика представляет собой проведение ряда последовательных научно-технических мероприятий, исследований и конечное число поэтапных действий для достижения конечной цели – продления срока эксплуатации. Описываются этапы методики обоснования безопасности замены корпуса реактора «Гидра» такие, как «уточнение исходных данных», «выполнение расчетных исследований и лабораторных экспериментов», «уточнение требований методической документации» и «формирование плана работ» и «оформление лицензионных документов на эксплуатацию».

. В процессе эксплуатации паропроводов на атомных станциях основными повреждающими факторами являются не только коррозия и эрозия, приводящие к утончению стенки трубы, но и усталостные повреждения, возникающие как из-за температурных усилий самокомпенсации, так и вследствие высокой вибрационной нагрузки. Как показывает практика, наиболее перспективным направлением обеспечения вибростойкости паропроводов в настоящее время является расчетно-экспериментальное исследование напряженно-деформированного состояния трубопроводов при вибрационном нагружении. В данной работе определена прочность наиболее применяемых типоразмеров стальных трубопроводов при воздействии вибрационных нагрузок в соответствии с ГОСТ Р 59115.9-2021. Для принятых в рассмотрение 4-х вариантов расчетных схем были определены амплитуды условных упругих приведенных напряжений с учетом концентрации напряжений. Определена допускаемая амплитуда напряжений из условия эксплуатации 60 лет. Показано, что для трубы, изготовленной из 12Х18Н10Т, допускаемая амплитуда напряжений для расчетной температуры t = 350oC составит не более 46,4 Мпа. Применительно к трубопроводам атомных станций нормируемые параметры вибрации в нормативной документации не были установлены до 2022 г., когда для трубопроводов атомных станций в ГОСТ Р 59115.11-2021 были приняты следующие предельные значения виброскорости, не требующие выполнение проверки вибропрочности: max до 15 мм/с, скз до 7 мм/с. Таким образом, в настоящее время в российской нормативной документации на трубопроводы отсутствуют нормируемые значения параметров вибрации (как правило виброскорости), выбираемые в зависимости от частоты вибрационного воздействия. Предлагается разработать и внести в нормативную документацию частотно-зависимые критерии предельных параметров вибрации для трубопроводов атомных станций, уточненные в соответствии с реальными условиями работы данных трубопроводов.

В связи с разнообразием возникающих дефектов в электрических машинах, необходимо применение более эффективных методов контроля их состояния. По всему миру ведутся исследования и разработки новых средств и методов контроля мощных электрических машин во время их работы. Некоторыми примерами последних достижений являются вибродиагностические методы для оценки прессовки узлов внутри трансформатора, акустические и электрические системы контроля частичных разрядов, обработка данных с использованием цифровых методов, а также новые датчики для непрерывного контроля газов и влаги в масле, а также температуры наиболее нагретых точек. Дополнительно, тепловизионный контроль при осмотрах силового оборудования также является важным инструментом для обеспечения надежной работы. Считается, что наиболее эффективным методом является газохроматографический анализ масла, который позволяет выявить большинство дефектов в маслонаполненном оборудовании. В процессе эксплуатации, мощных электрических машин применение существующих методов неразрушающего контроля не позволяет установить полную оценку состояния главных частей оборудования, как показывает анализ мест повреждений 25% являются повреждение сердечника и обмотки. Особое значение приобретает эффективный контроль состояния и определение работоспособности трансформаторов, поскольку они являются ключевыми элементами эксплуатации атомных электростанций. В работе рассматривается возможность применения вихретокового метода контроля, определение дефекта стали магнитопровода основана на фиксации неравномерности магнитного поля на горизонтальных или вертикальных плоскостях ярма или стержня состоящих из пластин электротехнической стали. Мониторинг и оценка функционирования действующего оборудования, обнаружение недостатков на ранних этапах их развития, когда расходы на ремонт еще минимальны, предотвращение аварийных отказов становятся приоритетом. В соответствии с темпом роста обнаруженных недостатков контроль осуществляется время от времени или постоянно, максимальное количество контролируемых характеристик достигается при полной проверке трансформатора с целью определения его функциональности.

Испарение играет важную роль в поддержании водного баланса и управлении водными ресурсами в водохранилищах. Эта проблема актуальна в жарких регионах с недостатком пресной воды. Ко всему прочему, надежное функционирование испарителей играет важную роль в предотвращении перегрева и обеспечении безопасного охлаждения реакторов, что является критическим фактором для поддержания ядерной безопасности. Полный контроль и точное измерение процесса испарения, обеспечиваемые разработанным устройством, позволяют эффективно управлять водными ресурсами, обеспечивая стабильность работы атомных электростанций и минимизацию рисков для окружающей среды. Для контроля процесса испарения в водохранилищах применяются испарители. На основе проведенного анализа существующих испарителей и их недостатков был разработан испаритель со стабилизацией горизонтальной плоскости в поддоне. Благодаря этой функции разработанное устройство позволяет контролировать процесс испарения с более высокой точностью за счет уменьшения колебаний уровня воды в испарителе. Разработанное устройство содержит автономный блок питания, использующий энергосберегающую технологию на основе солнечной батареи, что обеспечивает работу без дополнительных источников. Использование такого блока питания позволяет повысить надежность работы испарителя. Одним из важных преимуществ этого устройства является использование канала передачи информации на диспетчерский пункт на основе сотовой связи, что позволяет оперативно передавать результаты контроля испарения и соответственно принимать решения по управлению водными ресурсами. Кроме того, использование системы навигации GPS позволяет точно задавать или определять координаты установки испарителя в водохранилище. Разработанное устройство может быть включено в интеллектуальную систему управления энергетическими ресурсами, его использование значительно повысит безопасность и устойчивость атомных электростанций путем улучшения контроля процесса испарения. Также оптимизирует работу атомных электростанций, способствует эффективному управлению водными ресурсами и обеспечит безопасность в области ядерной энергетики.

Во введении проведен обзор научных исследований источников генерации, характеристик и классификации инфразвука. Отмечается, что инфразвук обладает рядом особенностей, связанных с низкой частотой колебаний упругой среды и свойством дифракции. Инфразвук оказывает вредное воздействие на слух, дыхание, зрение, желудочно-кишечный тракт, нервную и сердечно-сосудистую системы, мозг и вестибулярный аппарат, приводя к снижению работоспособности, общему недомоганию и преждевременному старению человеческого организма. Методология теоретического обоснования методов обнаружения ранее неизвестных источников инфразвука, повышения экологической, радиационной и промышленной безопасности АЭС с ВВЭР-1200 построена на использовании разработанных под руководством К. Н. Проскурякова цифровых акустических моделей оборудования первого контура, ответственного за безопасность эксплуатации. Методология практического подтверждения результатов расчетно-теоретического прогнозирования акустических параметров неизвестных ранее источников инфразвука представлена в виде двух этапов: а) разработка методики проведения верификации результатов прогнозирования и выбор в виде объектов энергоблоки No 1, 2 Нововоронежской АЭС-2; б) исследование условий возникновения вибро-инфразвуковых резонансов в первом контуре. Разработанный метод исследования источников инфразвука верифицирован на реакторной установке ВВЭР-1200. При обсуждении результатов проведенных исследований выявлены ранее неизвестные источники инфразвука. Разработаны инновационные методы анализа и демпфирования источников инфразвука и получен патент на изобретение No 2803181 «Способ предотвращения резонансного взаимодействия колебаний оборудования водо-водяных энергетических реакторов с акустически стоячими волнами и устройство для его реализации». Отмечены ошибки главного конструктора реакторных установок с ВВЭР в регламенте пуска новых энергоблоков, указаны их негативные последствия для здоровья персонала и состояния оборудования ответственного за экологическую, радиационную и промышленную безопасности АЭС с ВВЭР.

Радиоэкологический мониторинг природных и урбанизированных территорий предназначен не только для оценки последствий работы предприятий ядерной топливной энергетики, но и для обеспечения радиационной безопасности человека и окружающей среды. Подобного рода позволяют не только выявлять территории с повышенным радиационным фоном, но и снижать социальную напряженность населения, связанную с радиофобией. В данной работе представлены результаты длительных исследований мощности амбиентного эквивалента дозы (МАЭД, МЭД) гамма-излучения в пределах городских и сельских населенных пунктов Южного федерального округа на примере Краснодарского края. Измерения МАЭД проводились на высоте 100 см от поверхности земли дозиметрами-радиометрами СРП-88н, ДРБП-03 и ДКС-96с с блоком детектирования БДКС-96с методами пешеходной гамма-съемки. Регионы исследования представляют различные типы ландшафтов: степные равнинные территории, предгорья Северного Кавказа и побережье Черного моря. Показано, что средние арифметические значения МАЭД в городских условиях составляют 0.11 мкЗв/ч, а в сельских населенных пунктах – 0.14 мкЗв/ч. Подобные результаты могут быть обусловлены различием почвенных и климатических условий в разных населенных пунктах. В целом, различия в МАЭД гамма-излучения могут быть обусловлены в большей степени неопределенностью измерений (стандартным отклонением), а также, в меньшей степени, особенностями рельефа и содержанием радионуклидов в почвах данного региона. Радиационная обстановка на территории Краснодарского края на момент исследования соответствует требованиям СанПиН 2.6.1.2612-10. Значения мощности эквивалентной дозы гаммаизлучения находятся в пределах колебаний естественного фона, характерных для Российской Федерации.

Проанализирован вклад реакций (n, X) и (p, X) на ядрах азота и кислорода в производство и перенос космогенного трития в атмосфере Земли. Для расчетов потоков вторичных протонов и нейтронов в ядерно-электромагнитном каскаде использовалась аналитическая модель «PARMA». Модель основана на аналитических аппроксимациях как многочисленных экспериментальных данных, так и данных компьютерного моделирования, и позволяет вычислять потоки различных частиц вторичного космического излучения (нуклонов, мюонов, a и b-частиц) с выбором заданного энергетического диапазона, высоты атмосферы, жесткости геомагнитного обрезания, солнечной активности. Решена задача о вертикальной турбулентной диффузии трития в атмосфере Земли и получена зависимость его концентрации от высоты. Численное интегрирование уравнений переноса проведено с использованием интегро-итерполяционного метода. Дана оценка общего запаса космогенного трития в земной атмосфере, сбалансированного турбулентной диффузией, распадом и космогенным образованием, которая составила величину ~1.9∙1017 Бк. Результаты расчетов показывают, что в земной атмосфере содержится не более 10% от всего космогенного трития. Полученные результаты в целом согласуются с более ранними эмпирическими и полуэмпирическими моделями, подтверждающими, что техногенный тритий на данный момент составляет большую часть от его общего запаса.

В работе представлены теоретические и экспериментальные данные, определяющие влияние акустического возмущения на показания γ-детектора (КГС) с рабочим телом (газ ксенон высокого давления), работающим в поле ионизирующего излучения. С этой целью рассматривается цепочка событий: акустическая волна падает на поверхность КГС, проходит и производит возмущение в газе, которое формирует неравномерность распределения давления в рабочей среде. Воздействие ионизирующего излучения приводит к образованию в газе положительных ионов, подвижность которых оказывается значительно ниже подвижности свободных электронов, являющихся основными носителями в КГС. Эксперименты проводились с использованием беспилотного дозиметрического комплекса БДК с носителем в виде (БПЛА типа вертолета), на который навешивают дозиметрическое оборудование, применяемое для радиационного контроля окружающей среды в условиях ее радиоактивного загрязнения. Теоретические результаты, полученные при решении волнового уравнения прохождения звуковой волны в ксеноне, заполняющем КГС, представлены в виде возмущенной плотности ксенона, в которой возникают носители заряда, обусловленные воздействием ионизирующего излучения, в распределении которых также наблюдается возмущение, вызванное воздействием акустической волны. Полученные данные позволили рассчитать радиальное распределение плотности тока в различные моменты времени периода гармонических акустических колебаний. Экспериментальные данные продемонстрировали зависимость уменьшения и уширения пика полного поглощения в измеряемых спектрах гамма-излучения в зависимости от акустической нагрузки, а также частотные характеристики акустической нагрузки и их амплитудные значения в различных режимах работы БПЛА. Результаты исследований определяют рекомендации, которые целесообразно учитывать при использовании БПЛА в качестве носителей дозиметрического оборудования при радиационном контроле окружающей среды.