ВВЕДЕНИЕ 6
Глава 1 Анализ дозовых затрат на этапах жизненного цикла энергоблоков
АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем 21
1.1. Общие сведения об этапах жизненного цикла энергоблока АЭС 21
1.1. Проектирование 25
1.2. Строительство энергоблока АЭС 33
1.2.1. Монтажные и предпусковые наладочные работы 33
1.2.2. Физический пуск энергоблока с реактором БН-800 36
1.2.3. Энергетический пуск и освоение мощности 36
1.3. Эксплуатация 37
1.3.1. Обзор данных по облучаемости персонала быстрых натриевых
реакторов в мире 37
1.3.2. Дозовые затраты персонала при эксплуатации РУ БН-600 39
1.3.3. Оценка дозовых затрат персонала при эксплуатации энергоблоков
с РУ БН-800 и БН-1200 44
1.4. Продление срока эксплуатации 48
1.5. Вывод из эксплуатации 55
1.5.1. Общие сведения 55
1.5.2. Оценка потенциальной возможности применения использованных для
РУ БН-350 технологий обращения с натрием к РУ БН-600 57
1.6. Выводы к главе 1 59
Глава 2. Дозовая стоимость электроэнергии, производимой атомными станциями 61
2.1. Коллективная доза и ее связь с мощностью и типом РУ 61
2.2. Методика оценки дозовой стоимости выработанной электроэнергии 68
2.3. Оценка дозовой стоимости электроэнергии АЭС 69
2.3.1. Мировая статистика по типам реакторов 69
2.3.2. Тяжеловодные реакторы (CANDU) 70
2.3.3. Газоохлаждаемые реакторы 76
2.3.4. Кипящие водо-водяные реакторы BWR 80
2.3.5. Реакторы на быстрых нейтронах БН (FBR) 86
2.3.6. Водо-водяные энергетические реакторы с водой под давлением 91
2.4. Анализ зависимости дозовой стоимости электроэнергии от мощности
энергоблока, типа реактора, компоновки, количества контуров АЭС 104
2.5. Выводы к главе 2 109
Глава 3. Обзор исследований радиационно-защитных свойств некоторых композитных материалов 110
3.1. Композитные радиационно-защитные материалы 110
3.1.1. Общие сведения 110
3.1.2. Методология проведения исследований 114
3.2. Расчетно-экспериментальные исследования композитных РЗМ с
использованием природных минералов 117
3.2.1. Исследования радиационно-защитных свойств природных минералов
Египта 117
3.2.2. Моделирование радиационно-защитных свойств природных
минералов 121
3.2.3. Исследование образцов бетонов с добавками базальта, халькоцита,
гематита и барита 125
3.2.4. Исследование зависимости экранирующей способности бетонов от
размеров зерен наполнителя и давления прессования бетонной смеси 130
3.3. Обзор расчетно-экспериментальных исследований радиационно-защитных свойств некоторых стеклянных систем 135
3.3.1. Общие сведения 135
3.3.2. Исследование радиационно-защитных характеристик литий-боратных
стекол, легированных окисью кадмия 139
3.3.3. Влияние оксидов кадмия на радиационно-защитные характеристики
щелочно-боратных стекол 142
3.3.4. Исследование радиационно-защитных свойств тройных стекол ЗЮ2-
8ПО-8ИЕ2 143
3.3.5. Исследования радиационно-защитных свойств фосфатных стекол,
легированных ионами Тт3+ 146
3.3.6. Влияние добавки 8Ь2О3 на повышение экранирующей способности
натриево-известковых стекол 150
3.3.7. Экспериментальное и имитационное исследование влияния оксидов
иттрия на радиационную экранирующую способность системы натрий-силикатного стекла 153
3.3.8. Исследование влияния добавок В12О3 на повышение радиационно-защитных свойств стеклянной системы ВаО-В12О3-В2О3 157
3.4. Выводы к главе 3 160
Глава 4. Расчетно-экспериментальное исследование полимерных композитных радиационно-защитных материалов 162
4.1. Общие сведения 162
4.2. Исследование равномерности распределения наполнителей в матрице
радиационно-защитного материала с помощью радиографии 164
4.2.1. Методы исследований 164
4.2.2. Исследование сплошности образцов защитных материалов с
помощью гамма-излучения 166
4.2.3. Исследование сплошности образцов защитных материалов с
помощью рентгеновского излучения 171
4.2.4. Исследование сплошности образцов РЗМ с помощью комплекса
цифровой радиографии «Градиент» на основе сканера НО - СЯ 35 N01 .... 174
4.3. Расчетное исследование поглощающих свойств гомогенных РЗМ 177
4.4. Получение источников у-излучения 179
4.4.1. Описание и характеристики реактора ИВВ-2М 179
4.4.2. Условия получения и характеристики источников у-излучения 181
4.5. Экспериментальное определение кратности ослабления РЗМ 185
4.5.1. Приспособление и приборы для проведения измерений 185
4.5.2. Измерение кратности ослабления мощности дозы у-излучения
защитными материалами 187
4.5.3. Результаты эксперимента 190
4.5.4. Сравнение расчетных и экспериментальных результатов 201
4.5.5. Алгоритм оптимизации радиационной защиты для условий
планируемого облучения 203
4.6. Спектрометрические исследования РЗМ, облучаемых нейтронами .... 204
4.6.1. Общие сведения 204
4.6.2. Материалы и методы 205
4.7. Экспериментальные исследования ослабляющей способности РЗМ
Абрис по отношению к смешанному нейтронному и гамма-излучению 210
4.8. Выводы к главе 4 215
Глава 5. Разработка теории и методов маршрутной оптимизация работ в неоднородных радиационных поля 217
5.1. Общие сведения об этапах исследований 217
5.2. Задача коммивояжера (простейший вариант) 221
5.3. Экстремальные задачи маршрутизации с ограничениями и явной
зависимостью функций стоимости от списка заданий 225
5.4. Задача о демонтаже радиационно-опасного оборудования 228
5.5. Задача дозиметриста 238
5.6. Определение параметров радиационных полей с использованием
интерполяции на основе радиальных базисных функций 240
5.7. Маршрутная оптимизация для задач с неаддитивным критерием 250
5.8. Выводы к главе 5 253
Глава 6. Инженерные решения по снижению радиационных нагрузок для
разных типов АЭС 255
6.1. Оптимизация сетевых графиков замены парогенераторов АЭС с
ВВЭР-1000 с использованием аппарата нелинейного математического программирования 255
6.2. Разработка технологии замораживания натрия в трубопроводах
при ремонте и аварийных ситуациях 263
6.3. Разработка блочной быстросъемной комбинированной
радиационной и тепловой защиты 270
6.4. Разработка мобильной сборной биологической защиты 274
6.5. Расчетно-экспериментальные исследования по повышению емкости
контейнеров по сорбированной активности цезия-137 и кобальта-60 276
6.6. Разработка ЗЭ-моделей радиационно-опасных помещений и
оборудования 282
6.7. Выводы к главе 6 288
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 290
Список сокращений и условных обозначений 293
Список литературы 296
Приложение 1 324
Приложение 2 336
Купить

Актуальность темы исследования и степень ее разработанности. На протяжении всей истории гражданской атомной энергетики, начиная с Первой в мире АЭС (Обнинск, 1954), радиационная защита от профессионального облучения всегда была проблемной областью. Решению этой проблемы по различным направлениям посвящены работы многих российских (советских) и зарубежных ученых.
По мере увеличения срока эксплуатации АЭС выявилась тенденция возрастания облучения персонала. Общая коллективная доза (КД), накопленная в странах ОЭСР с 1969 г. по 1995 г., достигла примерно 15 255 челЭв (рис. 1) [1]. Годовая общая КД для всех регионов в странах ОЭСР росла до 1983 года, достигнув значения 928 челВв (рис. 2). При этом 70-80% КД было обусловлено техническим обслуживанием и ремонтом (ТОиР) и перегрузкой.
В России прослеживается аналогичная тенденция с возрастанием дозовых затрат (ДЗ), особенно на первых энергоблоках АЭС, в частности АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС [2].
Предел дозы за год, установленный для персонала в 1956 г. (50 мЗв) [3], не изменялся до 1990 г., затем в соответствии с рекомендациями Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ) (Публикация 60) [4], был снижен до 20 мЗв в год (с возможностью усреднения) на основании пересмотра оценок риска стохастических эффектов, полученных по данным долгосрочных исследований радиационных эффектов у лиц, выживших после атомных бомбардировок Хиросимы и Нагасаки. Признание отсутствия безопасного уровня радиации привело к мысли об уменьшении облучения насколько это возможно. Однако радиационная защита, как и другие практические задачи, подчиняется «закону убывающей эффективности». Поэтому, необходима оптимизация радиационной защиты. Отсутствие наблюдаемой пороговой дозы и ограниченность доступных ресурсов явились мотивом для разработки принципа ALARA (As Low As Reasonably Achievable - «настолько низко насколько разумно достижимо»), учитывая экономические и социальные факторы. Финляндия, первая в мире, приняла в законодательство (с 01.01.1992 г.) рекомендации Публикации 60.
В России введение Нормами радиационной безопасности (НРБ-96/99) [5], [6] более низких (в 2,5 раза) пределов облучения персонала в соответствии с рекомендациями МКРЗ потребовало комплекса мероприятий. Концерн «Росэнергоатом» заранее начал проводить политику снижения получаемых доз. Эффективной мерой стало установление контрольного уровня (КУ) облучения персонала и командированных лиц (40, 30 и 20 мЗв в 1992, 1994 и 1997 гг.) [7].
Определяющий вклад в КД ремонтного персонала (50% на реакторных установках (РУ) РБМК, 80-90 % на ВВЭР и БН) определил первоочередность задачи снижения ДЗ именно для ремонтного персонала. Департамент ТОиР Концерна Росэнергоатом инициировал привлечение кафедры «Атомные станции и ВИЭ» (до 2012 г. - «Атомная энергетика») УрФУ для участия в ее решении. В рамках решения этой задачи автором диссертации были проведены исследование и анализ пооперационных дозовых затрат при проведении более 50 ремонтных кампаний на АЭС России, зарубежного опыта, предложены научно-технические решения по снижению КД на отечественных АЭС, представленные в серии публикаций, докладов на научно-технических конференциях, диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук «Оптимизация ремонтных работ на радиоактивном оборудовании» (2006) [8]. В ходе диссертационного исследования были выявлены факторы, формируемые на начальных этапах жизненного цикла АЭС, приводящие к повышенным ДЗ при эксплуатации, продлении срока эксплуатации (ПСЭ) и выводе из эксплуатации. Это явилось побуждающим фактором к комплексному исследованию потенциала оптимизации радиационной защиты персонала, поиску научно-технических решений, позволяющих повысить эффективность мер по снижению ДЗ персонала на всех этапах жизнедеятельности радиационно-опасного объекта.
В результате организационных и технических мероприятий годовые КД персонала АЭС России с 1990-х годов по настоящее время снизились в 3-4 раза, достигли некоторого стационарного уровня, незначительно меняются год от года в зависимости от продолжительности ремонтов (рис.В.2) [9]. Дальнейшая оптимизация радиационной защиты персонала должна определяться мероприятиями, направленными на управление индивидуальными дозами [10], [11] путем совершенствования организации выполнения работ, улучшения радиационной обстановки на оборудовании и в помещении АЭС, сокращения времени пребывания персонала в полях ионизирующего излучения [12]-[14].
Значительный вклад в снижение облучения в мировой атомной энергетике с 1990-х внесло развитие международного сотрудничества с помощью научных семинаров по оптимизации радиационной защиты, организованных Комиссией Европейских Сообществ и специальных программ, например, ИСПО (ISOE) [1], которые были созданы для совершенствования мер по защите от профессионального облучения на АЭС путем сбора и анализа данных и тенденций облучаемости, обмена опытом между эксплуатирующими организациями и экспертами национальных регулирующих органов и распространения идеологии ALARA, разработанной в рекомендациях МКРЗ.
Решительный поворот в российской системе радиационной защиты на рекомендации МКРЗ (Публикация 60) [4] потребовал изучения международного опыта при внедрении принципа оптимизации в практическую деятельность. В 1997 г. при поддержке МАГАТЭ был переведен документ ОЭСР «Управление работами в атомной энергетике» [15], содержащий основные положения принципа оптимизации как философии, направленной на снижение радиационного облучения персонала АЭС (в 2009 г. вышло обновленное и дополненное издание). Следующим шагом явилось издание при поддержке Концерна Росэнергоатом учебного пособия «Практическая реализация методологии ALARA на АЭС» [16], в основу которого лег перевод доклада [17].
Принцип оптимизации имеет важное практическое значение для обеспечения радиационной безопасности персонала на всех этапах жизненного цикла действующих и, особенно, вновь проектируемых АЭС.
Актуальность темы диссертации определяется нерешенностью ряда вопросов, стоящих перед специалистами по радиационной защите, принимая во внимание продолжающееся старение АЭС, масштабные работы по модернизации, потребность в которых возрастает в связи с ПСЭ энергоблоков АЭС сверх проектного и последующим выводом их из эксплуатации (ВЭ), экономическое и социальное давление, а также возрастающий потенциал строительства новых АЭС, учитывая при этом требование минимизации профессионального облучения.
Актуальность данного направления исследований подчеркивается в Публикации 103 МКРЗ [18], рекомендациях OECD «Организация работы в целях оптимизации радиационной защиты от профессионального облучения на атомных электростанциях» (2009) [19], МУ 2.6.5.054-2017 Оптимизация радиационной защиты персонала предприятий ГК «Росатом» [12] и т.д.
Инновационное развитие атомной энергетики в XXI веке предполагает реализацию технологии быстрых натриевых реакторов, которая позволит перейти к замкнутому ядерному топливному циклу. Уникальность российских технологий в области быстрых натриевых реакторов (РБН) актуализирует важность исследования всех этапов жизненного цикла (сооружение БН-800, эксплуатация и ПСЭ БН-600), выработку обоснованных предложений по оптимизации радиационной защиты персонала для использования при проектировании серийных РУ типа БН-1200, которые потенциально могут быть отнесены к четвертому поколению безопасности [20]. Для заблаговременной подготовки к разработке программы ВЭ мощных энергоблоков с РБН интегральной компоновки, в частности БН-600, актуально исследование опыта единичных примеров работ при ВЭ РБН (например, переход к длительной выдержке под наблюдением РУ БН-350 [21]). Принципиальные различия в компоновке РУ БН-600 (интегральная) и БН-350 (петлевая) вносят свои коррективы и требуют отдельного рассмотрения данного вопроса применительно к РУ БН-600 [22].
Постоянное расширение использования ядерной энергии и радиационных технологий инициирует внимание промышленности и научных организаций к разработке новых радиационно-защитных материалов (РЗМ) с хорошими защитными свойствами и низкой токсичностью, в том числе композитных, позволяющих разрабатывать их состав применительно к планируемым условиям облучения. Несмотря на большое количество разработок, остается актуальным поиск РЗМ, высокотехнологичных в изготовлении и удобных в использовании. К таким РЗМ относятся материалы серии Абрис (производства ООО «Завод герметизирующих материалов») [23], на базе которых проводились диссертационные исследования по проектированию их состава применительно к конкретному составу радиоактивных загрязнений с одновременным соблюдением принципа оптимизации [24].
Еще одним актуальным направлением исследований, имеющим значительный потенциал в минимизации дозовых затрат персонала, является оптимизация маршрута перемещения в неоднородных радиационных полях или последовательности проведения демонтажа элементов радиоактивных систем и оборудования. Сложность решения задач маршрутной оптимизации работ в неоднородных радиационных полях потребовала фундаментальных исследований в области математики. Тесное плодотворное сотрудничество автора диссертации на протяжении 20 лет с учеными-математиками кафедры прикладной математики УралЭНИН УрФУ и Института математики и механики УрО РАН (член. кор. РАН Ченцовым А.Г., д.ф.м.-н., проф. Сесекиным А.Н., к. ф.-м.н. Ченцовым А.А., к. ф.- м.н. Григорьевым А.М. и др.), совместная реализация шести грантов РФФИ позволили получить новые научные результаты мирового уровня в области маршрутной оптимизации работ, направленные на решение прикладных задач атомной энергетики [25].
Целью диссертационной работы является разработка новых материалов и комплекса технических и логистических мероприятий для снижения радиационной нагрузки на персонал АЭС, окружающую среду и население на всех этапах жизненного цикла АЭС.
Для достижения указанной цели были поставлены и решены следующие задачи:
1. Исследование и анализ ДЗ персонала на этапах жизненного цикла АЭС и выявление потенциала для их минимизации.
2. Анализ удельных ДЗ на выработку электроэнергии, исследование их зависимости от типа реактора, компоновки и т.д.
3. Расчетно-экспериментальные исследования защитных свойств композитных РЗМ на органической и неорганической основах с различным составом наполнителей и добавок по отношению к у-излучению.
4. Проведение пилотного исследования экранирующих свойств композитных РЗМ на органической основе для разработки программы комплексных испытаний их защитных свойств по отношению к смешанному у- и нейтронному излучению на ИВВ-2М.
5. Моделирование дополнительного внутреннего экранирования контейнеров при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО) на опытной установке ионоселективной сорбции СогеЬпск (НИИ «ЭКСОРБ») в Актау (РУ БН-350) для повышения емкости по активности 137Сз и 60Со.
6. Разработка конструкции фильтра-контейнера с комбинированной защитой и увеличенной емкостью по активности. Получение патента на полезную модель.
7. Разработка устройства заморозки и охлаждения натрия в трубопроводах для минимизации ДЗ персонала при работах на I контуре РБН. Получение патента на полезную модель.
8. Разработка конструкции быстросъемной комбинированной тепловой и радиационной защиты трубопроводов с радиоактивными средами. Получение патента на изобретение.
9. Разработка теории и методов маршрутной оптимизации работ в неоднородных радиационных полях при эксплуатации, ВЭ АЭС, ликвидации последствий радиационной аварии.
10. Расчетно-экспериментальные исследования природных минералов для оптимизации состава РЗ при хранении РАО.
11. Разработка демонстрационных версий 3Б-моделей радиационно¬
опасных помещений для подготовки персонала.
12. Разработка и внедрение в процесс профессиональной переподготовки специалистов результатов исследований по оптимизации РЗ персонала.
Научная новизна работы заключается в следующем:
1. Проведено исследование ДЗ и потенциала минимизации ДЗ персонала на этапах жизненного цикла АЭС с РБН.
2. Впервые проведены исследование и анализ работ по ПСЭ РУ БН-600, предложены научно-технические решения по оптимизации и минимизации ДЗ персонала.
3. Сформулированы концептуальные подходы к ВЭ РУ БН-600 с учетом особенностей интегральной компоновки первого контура.
4. Разработан алгоритм оптимизации состава композитных РЗМ
применительно к планируемым условиям облучения
5. Проведена оптимизация параметров и разработаны конструкции быстросъемных устройств тепловой и РЗ трубопроводов с радиоактивными средами, охлаждения натрия в трубопроводах для минимизации ДЗ персонала.
6. Разработаны теория и алгоритмы маршрутной оптимизации работ в неоднородных радиационных полях при обслуживании и демонтаже АЭС.
7. Получены новые теоретические результаты мирового уровня, по точным и приближенным методам решения маршрутных задач с усложненным критерием, включающим внутренние работы.
Теоретическая и практическая значимость работы
1. Исследованы закономерности облучаемости персонала на этапах
жизненного цикла АЭС с РБН.
2. Проведено комплексное исследование работ по ПСЭ РУ с БН-600, выявлены наиболее дозозатратные операции, сформулированы предложения по оптимизации РЗ в проектах перспективных РБН.
3. Концептуальные подходы к ВЭ РУ интегральной компоновки могут быть использованы при разработке программы ВЭ РУ БН-600.
4. Разработана методология оптимизации состава композитных РЗМ для использования при подготовке к планируемым условиям облучения (Акт внедрения, ООО «ЗГМ»).
5. Материалы диссертационного исследования использованы при разработке дополнительной защиты контейнеров для увеличения их емкости по суммарной активности сорбента, насыщенного 137Сз и 60Со при переработке ЖРО на РУ БН-350 (Акт внедрения, Н1111 «Эксорб»). Получен патент на полезную модель.
6. Получены новые теоретические результаты по точным и приближенным методам решения маршрутных задач с усложненным критерием, включающим внутренние работы.
7. Разработан алгоритм решения «задачи дозиметриста». Проведено промышленное испытание демонстрационной программы в условиях Белоярской АЭС, на основании которых планируется ее внедрение (Акт о промышленных испытаниях на Белоярской АЭС).
8. Разработаны конструкции комбинированной тепловой и радиационной защиты трубопроводов с высокотемпературными радиоактивными средами; устройства заморозки натрия, снижающие трудо- и дозовые затраты. Получены два патента на полезные модели и один на изобретение. Подана заявка на изобретение.
9. Разработана и реализована методология подготовки специалистов для атомной энергетики с использованием виртуальных методов, сокращающая время выполнения работ в радиационных полях.
10. Материалы диссертационного исследования вошли: в учебники УрФУ: «Обеспечение безопасности в области использования атомной энергии» (2017), «Ремонт оборудования атомных станций» (2018), «АЭС: Продление ресурса и снятие с эксплуатации» (2020), «Основы изобретательской деятельности (в области использования атомной энергии)» (2021); в учебные пособия: «Методы оценки и снижения дозовых нагрузок при ремонте АЭС» (2009), «Безопасное использование ядерной энергии: правовые аспекты и методы управления, регулирования и обеспечения ядерной и радиационной безопасности» (2011.), «Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем»: учебное пособие. В 2 ч. (2013) и внедрены в учебный процесс подготовки и профессиональной переподготовки специалистов для атомной энергетики по вопросам оптимизации радиационной защиты персонала в УрФУ, а также в НГТУ, ТПУ (справки о внедрении в УрФУ, НГТУ, ТПУ).
Методология и методы диссертационного исследования
Численное моделирование процессов теплообмена выполнено с помощью программы SolidWorks Educational Edition; 3Б-моделирования - учебных версий программ BIM- и 3D программы AutoDesk Revit и AutoDesk 3DS Max, расчет радиационно-защитных характеристик - с помощью программ Phy-X, XCOM.
В диссертационной работе использовались методы Монте-Карло, динамического программирования, нелинейного математического программирования, математического моделирования с привлечением современных компьютерных программных продуктов.
В работе использованы экспериментальные и теоретические методы исследований, установка NETZSCH HFM 436 Lambda, рентгено- и гамма-графия, аппаратно-программный комплекс для компьютерной радиографии на основе сканера HD CR-35 NDT, активационные детекторы из аттестованных наборов (АКН-Т-10 №014, СН-60/10, СН-65/11), высокочувствительные методы сцинтилляционной дозиметрии, поверенные измерительные приборы (дозиметр рентгеновского и у-излучения ДКС-АТ1123, дозиметр-радиометр МКС-АТ1117М с блоком детектирования БДКН-01), облучение образцов с заданной плотностью потока тепловых нейтронов (E<0,625 эВ) в реакторе ИВВ-2М, для гамма- спектрометрических измерений использовался поверенный радиометрический эталонный комплекс КРЭНА-ИВВ, включающий германиевый детектор GC 1019, многоканальный анализатор импульсов GammaFast и программное обеспечение Genie-2000 (Canberra).
Положения, выносимые на защиту:
• Результаты исследований ДЗ при сооружении, эксплуатации, ТОиР и ПСЭ АЭС с реакторами типа БН и влияние на них проектных решений.
• Зависимость дозовой стоимости электроэнергии АЭС от типа и компоновки РУ, мощности энергоблока, количества контуров.
• Алгоритм проектирования композитных полимерных РЗМ для планируемых условий облучения.
• Алгоритмы маршрутной оптимизации в неоднородных радиационных полях при эксплуатации, ВЭ ликвидации радиационной аварии.
• Требования к природным матричным и РЗМ для различных источников радиационных загрязнений при подготовке к хранению и захоронению.
• Результаты расчетно-экспериментальных исследований радиационно-защитных свойств природных и модифицированных материалов для оценки их использования при сооружении объектов хранения и захоронения РАО.
• Конструкции быстросъемной комбинированной тепловой и РЗ трубопроводов с высокотемпературными радиоактивными средами; заморозки натрия в трубопроводах.
• Методология подготовки персонала АЭС для сокращения времени пребывания в радиационных полях с использованием виртуальных методов.
Степень достоверности полученных результатов базируется на всестороннем анализе выполненных ранее работ по предмету исследования, использовании поверенной и аттестованной контрольно-измерительной аппаратуры, проверенного программного обеспечения, современных средств и методов проведения исследований (математическое моделирование и планирование эксперимента); сравнении результатов моделирования радиационно-защитных свойств материалов с компьютерной программой ХСОМ; подтверждается представительным объемом исходного материала, хорошей сходимостью результатов теоретических расчетов, моделирования с экспериментальными данными; обеспечивается воспроизводимостью прогнозируемых результатов при вычислительных экспериментах с использованием многопроцессорной вычислительной системы (МВС); подтверждается лабораторной и опытной апробацией разработанной технологии, актами промышленных испытаний и внедрений.
Личный вклад автора заключается в выборе и обосновании направлений исследований; разработке методик экспериментов; в непосредственном участии в выполнении научных экспериментов, разработке установок, математической обработке экспериментальных данных, подготовке основных публикаций, докладов на конференциях, научно-технических семинарах и обсуждении результатов работы с организациями, вовлеченными в работу по созданию/внедрению разработанных технологий. Все представленные материалы получены автором лично или в соавторстве.
Автор диссертации осуществлял научное руководство соискателями, аспирантами и исследовательскими группами по отдельным направлениям исследования. Ряд расчетно-экспериментальных исследований радиационно-защитных свойств природных минералов, выполнен в коллаборации с учеными университетов Египта, Иордании, Саудовской Аравии, Турции и др.
Разработка теории и алгоритмов маршрутной оптимизации работ осуществлялась автором диссертации в составе научных групп в рамках реализации шести грантов Российского фонда фундаментальных исследований (РФФИ) в течение 2010-2021 годов: РФФИ № 10-08-00484 «Методы и алгоритмы маршрутной оптимизации в задачах атомной энергетики», РФФИ Урал № 10-01-96020 «Проблемы маршрутизации в условиях ограничений и их применение в задачах атомной энергетики», РФФИ № 13-08-00643 «Маршрутная оптимизация на объектах использования атомной энергии», РФФИ (РГНФ) 13-01-96022 р_урал_а «Методы маршрутизации в некоторых задачах атомной энергетики: проблема снижения облучаемости персонала», РФФИ 17-08-01385 «Оптимизация маршрутов в условиях ограничений для типичных инженерных задач управления инструментом при листовой резке на машинах с ЧПУ и снижения дозовой нагрузки персонала на радиационно опасных объектах», РФФИ20-08-00873«Разработка математических моделей и алгоритмов решения прикладных оптимизационных маршрутных задач со сложными целевыми функциями и параметрами».
Реализация результатов работы
Результаты диссертационного исследования внедрены в образовательный процесс ФГАОУ ВО «УрФУ имени первого президента России Б.Н. Ельцина», Института ядерной энергетики и технической физики им. академика Ф.М. Митенкова ФГБОУ ВО «Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева», Научно-образовательного центра И.Н. Бутакова Инженерной школы энергетики Национального исследовательского Томского политехнического университета (Акты внедрения в УрФУ, НГТУ, ТПУ).
На основании результатов исследований получены патенты РФ на изобретения: Блочная быстросъемная защита трубопроводов АЭС (№ 2686428), Сборная биологическая защита от ионизирующего излучения (RU 2745074C1), Способ переработки отходов реакторного графита. (№ 2758058C1); полезные модели: Устройство для ускоренного замораживания и последующего размораживания жидкого щелочного металла в трубах реакторов АЭС (№171057), Устройство для регулируемого охлаждения жидкого металла в трубах реакторов на быстрых нейтронах (№180121); Контейнер для радионуклидных источников (№201230), Фильтр-контейнер для радиоактивных отходов (207057 U1).
Результаты исследований органометаллических РЗМ использованы при разработке и изготовлении новой линейки материалов серии «Абрис-РЗ» на предприятии ООО «Завод герметизирующих материалов» (г. Дзержинск) при проектировании состава РЗМ для планируемых условий облучения (Акт внедрения в ООО «ЗГМ»).
Результаты работы использованы при опытно-промышленном внедрении технологии COREBRICK™ (НИИ «ЭКСОРБ») по переработке ЖРО РУ БН-350 (г. Актау, Казахстан) для оптимизации РЗ контейнеров (Акт внедрения в НИИ «Эксорб»).
Материалы диссертации используются автором при реализации программы профессиональной переподготовки работников Белоярской АЭС, АО «Атомэнергоремонт», АО «Институт реакторных материалов» (2011-2022).
Апробация результатов работы
Основные результаты диссертационной работы были обсуждены и получили одобрение на 41-й международных научно-технических конференциях: «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2006-2018), «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (Обнинск, 2011-2018), 1st International Conference on Energy Production and Management in the 21st Century: The Quest for Sustainable Energy (Екатеринбург, 2014); «Involvement of maintenance organizations in emergency response taking into account the lessons learned from the Fukushima events» («Участие ремонтных организаций в противоаварийном реагировании с учетом опыта событий на АЭС Фукусима») (Plzen, Czech Republic, 2014), «Белоярской АЭС 40, 50 лет» (Заречный, 2004, 2014), «Информационные технологии и системы» (Банное, 2017), «Физика. Технологии. Инновации ФТИ- 2017-2021» (Екатеринбург, 2017-2021), «Энерго- и ресурсосбережение. Энергообеспечение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии. Атомная энергетка» (Екатеринбург, 2017-2021); 9th IFAC Conference «Manufacturing Modelling, Management and Control» (Deutschland, Berlin, 2019); Международная научно-техническая школа-семинар по ядерным технологиям (Екатеринбург, 2019); III, IV Международная научная конференция
«Техногенные системы и экологический риск» (Обнинск, 2020, 2021); International Conference «Energy, Ecology, Climate 2020 - WCAEE-ICEEC-2020» (Sarov, Russia, 2020); MOSM-2020 (Екатеринбург, 2020); XX International Symposium on Solid State Dosimetry conference (Mexica, 2020); 3rd International Forum on Advances in Radiation Physics (Malaysia, Kuala Lumpur, 2021); XVII международная конференция «Будущее атомной энергетики» (Обнинск, 2021), The 15th International Symposium on Radiation Physics (Kuala Lumpur, Malaysia, 2021); 24-х всероссийских: «Новые технологии в ремонте АЭС» (Москва, 2008), «Безопасность критичных инфраструктур и территорий» (Екатеринбург, 2008¬2014), «Энерго- и ресурсосбережение. Энергообеспечение. НИВИЭ» (Екатеринбург, 2008-2016), «Mathematical Modeling and Information Technologies» (Yekaterinburg, 2016), «Научно-техническая школа-семинар по ядерным технологиям» Екатеринбург, АО «ИРМ», 2016-2017), «Научно-техническая конференция молодых ученых Уральского энергетического института УрФУ» (Екатеринбург, 2016-2019).
В 2021 г. на Белоярской АЭС проведена апробация демонстрационной программы оптимизации маршрута дозиметриста с посещением заданных точек помещения с учетом обхода препятствий. (Акт промышленных испытаний, Белоярская АЭС).
Публикации. По теме диссертации опубликовано 292 научных работ, из них 66 работ в журналах, определенных ВАК и Аттестационным советом УрФУ общим объемом 47,51 п.л. (авторских 26,42 п.л.), в том числе 45 работ в изданиях, входящих в международные реферативные базы данных (Scopus, Web of Science), 2 монографии объемом 12,5+14,62=27,12 п.л. (авторских 12,5+5,49=17,99 п.л.), а также в 226 статьях, тезисах докладов и выступлений, получено 7 патентов Российской Федерации (3 - на изобретения и 4 - на полезные модели. Основные положения диссертационного исследования вошли в 5 учебников и 9 учебных пособий.
Структура и объем работы. Структура диссертационного исследования подчинена замыслу исследования и состоит из введения, шести глав, заключения, приложений, списка использованных источников, включающего 258 наименования. Общий объем диссертации 342 страницы. Работа содержит 175 рисунков и 74 таблицы.
Купить