Появление Персональных ЭВМ

Содержание:

 

 

Введение:

 

Появление Персональных ЭВМ позволило создать автоматизированные рабочие место (АРМ) специалистам городской службы (ГС). Однако низкая производительность Персональных ЭВМ начала 90-х годов и их достаточно высокая цена не позволили создать единую ГИС.

В настоящее  время высокая производительность и достаточно низкая цена персональных ЭВМ и средств передачи информации между ними позволяют создавать единую информационную систему, успешно ее внедрять и развивать.

Прогнозирование, предупреждение и  ликвидация  последствий аварий на АЭС является  актуальной  проблемой. В  случае  аварии на производстве проявляется действие, как правило, целого комплекса факторов, поскольку каждый из них инициирует возникновение множества других, новых и опасных ситуаций.

 

Особенности ликвидации последствий радиационной аварии

В зависимости  от характера и масштабов повреждений и разрушений аварии на радиационно-опасных объектах подразделяют на проектные, проектные с наибольшими последствиями (максимально проектные) и запроектные (гипотетические).

Под проектной  аварией понимается авария, для которой  определены в проекте исходные, аварийные события, характерные для того или иного радиационно-опасного узла, конечные состояния (контролируемые состояния элементов и систем после аварии), а также предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие ограничение последствий аварий установленными пределами.

Максимально проектные  аварии характеризуются наиболее тяжелыми исходными событиями, обусловливающими возникновение аварийного процесса на данном объекте. Эти события приводят к максимально возможным в  рамках установленных проектных пределов радиационным последствиям.

Под запроектной (гипотетической) аварией понимается такая авария, которая вызывается не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями и сопровождается дополнительными, по сравнению с  проектными авариями, отказами систем безопасности.

В радиационной аварии различают четыре фазы развития: начальную, раннюю, промежуточную и  позднюю (восстановительную).

Начальная фаза аварии является периодом времени, предшествующим началу выброса (сброса) радиоактивности в окружающую среду, или периодом обнаружения возможности облучения населения за пределами санитарно-защитной зоны предприятия. В отдельных случаях подобная фаза может не существовать вследствие своей быстротечности.

Ранняя фаза аварии (фаза "острого" облучения) является периодом собственно выброса радиоактивных веществ в окружающую среду или периодом формирования радиационной обстановки непосредственно под влиянием выброса (сброса) в местах проживания или нахождения населения. Продолжительность этого периода может быть от нескольких минут до нескольких часов в случае разового выброса (сброса) и до нескольких суток в случае продолжительного выброса (сброса). Для удобства в прогнозах продолжительность ранней фазы аварии в случае разовых выбросов (сбросов) целесообразно принимать равной 1 суткам.

Промежуточная фаза аварии охватывает период, в течение  которого нет дополнительного поступления  радиоактивности из источника выброса  в окружающую среду, в течение  которого принимаются решения о  введении или продолжении ранее принятых мер радиационной защиты на основе проведенных измерений уровней содержания радиоактивных веществ в окружающей среде и вытекающих из них оценок доз внешнего и внутреннего облучения населения. Промежуточная фаза начинается с нескольких первых часов с момента выброса (сброса) и длится до нескольких суток, недель и больше. Для разовых выбросов (сбросов) длительность промежуточной фазы прогнозируют равной 7 – 10 суткам.

Поздняя фаза (фаза восстановления) характеризуется периодом возврата к условиям нормальной жизнедеятельности населения и может длиться от нескольких недель до нескольких лет в зависимости от мощности и радионуклидного состава выброса, характеристик и размеров загрязненного района, эффективности мер радиационной защиты.

В зависимости  от границ зон распространения радиоактивных  веществ и радиационных последствий, потенциальные аварии на АЭС делятся  на 6 типов.

Локальная авария

Радиационные  последствия аварии ограничиваются пределами объекта. При этом возможно облучение персонала и загрязнение зданий и сооружений, находящихся на территории АЭС, выше уровней, установленных для нормальной эксплуатации.

Местная авария

Радиационные  последствия аварии ограничиваются пределами пристанционного поселка  и населенных пунктов в районе расположения АЭС. При этом возможно облучение персонала и населения выше уровней, установленных для нормальной эксплуатации.

Территориальная авария

Радиационные  последствия аварии ограничиваются пределами субъекта Российской Федерации, на территории которого расположена АЭС, и включают, как правило, две и более административно-территориальные единицы субъекта. При этом возможно облучение персонала и населения нескольких административно-территориальных единиц субъекта Российской Федерации выше уровней, установленных для нормальной эксплуатации.

Региональная  авария

Радиационные  последствия аварии ограничиваются пределами двух и более субъектов  Российской Федерации и приводят к облучению населения и загрязнению  окружающей среды выше уровней, установленных для нормальной эксплуатации.

Федеральная авария

Если при  региональной аварии количество людей, получивших дозу облучения выше уровней, установленных для нормальной эксплуатации, может превысить 500 человек или  количество людей, у которых могут  быть нарушены условия жизнедеятельности, превысит 1000 человек, или материальный ущерб от аварии превысит 5 млн. минимальных размеров оплаты труда, то такая авария будет федеральной.

Трансграничная  авария

Радиационные  последствия аварии выходят за территорию Российской Федерации либо данная авария произошла за рубежом и затрагивает территорию Российской Федерации.

Радиоактивное загрязнение окружающей среды является наиболее важным экологическим последствием радиационных аварий с выбросами  радионуклидов, основным фактором, оказывающим влияние на состояние здоровья и условия жизнедеятельности людей на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению.

Степень опасности  радиоактивно загрязненных поверхностей определяется радионуклидным составом загрязнений, плотностью загрязнений, характером загрязненных поверхностей, временем, прошедшим после загрязнения, и некоторыми другими характерными для соответствующего загрязнения причинами.

 

Наиболее характерные  особенности имеет радиоактивное  загрязнение вследствие аварий ядерных реакторов различного характера.

В соответствии с удельным весом в составе  выбросов биологически наиболее значимых радионуклидов при аварии ядерных  реакторов в развитии радиационной обстановки выделяют, как правило, два  основных периода: "йодовой опасности", продолжительностью до 2-х месяцев, и "цезиевой опасности", который продолжается многие годы.

В "йодном периоде", кроме внешнего облучения (до 45 % дозы за первый год), основные проблемы связаны  с молоком и листовыми овощами  – главными "поставщиками" радионуклида йода внутрь организма.

На первом этапе  радиационное воздействие на людей  складывается из внешнего и внутреннего  облучений, обусловленных соответственно радиоактивными облучениями от загрязненных радионуклидами объектов окружающей среды и вдыханием радионуклидов с загрязненным воздухом, на втором этапе – облучением от загрязненных радионуклидами объектов окружающей среды и введением их в организм человека с потребляемой пищей и водой, а в дальнейшем – в основном за счет употребления населением загрязненных продуктов питания. Принято считать, что 85 % суммарной прогнозируемой дозы облучения на последующие 50 лет после аварии составляет доза внутреннего облучения, обусловленного потреблением продуктов питания, которые выращены на загрязненной территории, и лишь 15 % падает на дозу внешнего облучения.

Радиоактивное загрязнение водоемов, как правило, представляет опасность лишь в первые месяцы после аварии.

 

Меры по предотвращению аварий.

 

Авария сложного объекта  может быть следствием различных причин, которые допустимо условно разделить на две основные группы:

• технические причины, обусловленные недостатками в используемых технологических схемах или дефектами оборудования;
• причины, связанные с «человеческим фактором».

 Анализ многочисленных аварий показывает, что значительная их часть обусловлена неправильным поведением операторов и другого обслуживающего персонала. В связи с этим в настоящее время наряду с решением задач по повышению надежности оборудования все больше внимания уделяется особенностям поведения операторов сложных технических систем в чрезвычайных ситуациях.

Проведенные исследования обнаружили удивительную схожесть «сценария» многих крупных аварий. Развитие ситуации, как правило, начинается с накопления ряда отклонений в поведении объекта. Затем следует какое-либо инициирующее событие, сопровождаемое неправильным управляющим воздействием со стороны оператора, которое и приводит к чрезвычайной ситуации. При этом именно ошибка оператора, как правило, значительно усугубляет последствия аварийной ситуации.

Подобные ошибки являются следствием нескольких причин. Во-первых, ни один специалист не обладает исчерпывающими знаниями об особенностях функционирования сложного объекта. Во-вторых, в процессе работы оператора происходит привыкание его как к нормальному функционированию управляемого им объекта, так и к небольшим отклонениям. Поэтому с течением времени оператор допускает все большие отклонения, с которыми он уже не может совладать, когда система выходит из-под контроля. Другими словами, наблюдается традиционный способ обучения методом «проб и ошибок», который оказывается недопустимо дорогим при освоении новых технологий. В связи с этим все большее внимание уделяется сегодня вопросам специальной подготовки операторов, разработке систем поддержки принятия решений, способных оказать оператору эффективную помощь. Особое значение приобретает проблема адекватного информационного обеспечения оператора с учетом его возможностей по переработке больших объемов информации.

Одновременно  с этим предпринимаются значительные усилия и в области повышения  надежности и безопасности используемого оборудования. Для этого дублируются наименее

надежные и  наиболее критические с точки  зрения безопасности элементы технологических  систем, производится замена опасных  веществ на менее токсичные соединения и т. п.

Предотвращение  аварий тесно связано с проблемой допустимого уровня риска, с установлением стандартов безопасности технических систем. Здесь необходимо учитывать не только особенности функционирования, но и масштабы тиражирования этих систем. При увеличении их числа происходит соответствующее увеличение вероятности наступления аварий даже при ничтожно малой вероятности отказа одной отдельной системы. Одним из способов регулирования в данном случае является введение динамичных, пересматриваемых с течением времени стандартов. При этом в процессе роста масштабов производства и потребления должно происходить ужесточение соответствующих стандартов.

 

При разработке программных комплексов учтены действующие отечественные (отраслевые, государственные) и международные (МАГАТЭ) стандарты,  нормативные, руководящие и методические документы по  требованиям к безопасности, надежности  и живучести АЭС,  номенклатуре показателей и методикам их расчета, а также современные результаты теории безопасности, живучести и надежности многоагрегатных технических комплексов с повышенным риском эксплуатации.    

 Разработанные автоматизированные системы контроля радиационной обстановки (АСКРО) предназначены для контроля радиоактивности воздуха, почвы, воды, растительности непосредственно вблизи территории АЭС и за ее распространением на большие расстояния. Системы построены аналогично КРБ, но для обработки данных используют также метеорологические измерения (направление и скорость ветра) и другие сведения, необходимые для осуществления мониторинга окружающей среды.

Создание многоцелевого программного комплекса (МПК) для количественной оценки уровней ядерной безопасности (ЯБ),  системной надежности и живучести автоматизированных  ядерных энергетических установок (ЯЭУ) различного назначения (корабельных,  стационарных), в которых на основе использование современных информационных технологий созданы программные комплексы (ПК) для проведения всестороннего структурного анализа. Созданные ПК обеспечивают  решение следующих задач, направленных на обеспечение современных требований к уровням безопасности,  надежности и живучести функционирования, сложных АТК и, в частности, ЯЭУ:

1. Количественная оценка проектных уровней ЯБ,  надежности (в том числе долговечности)  и живучести ЯЭУ при их разработке (модификации, реконструкции),  проведение экспертизы и сравнение альтернативных вариантов отдельных систем ЯЭУ и ее системы управления,  а также подтверждение соответствия выдвигаемых проектов требованиям ТЗ, ТУ и действующим отечественным и международным стандартам (нормам).
2. Количественная оценка фактических уровней ЯБ и надежности  ЯЭУ и ее систем по получаемым в процессе эксплуатации систематизированным данным об отказах и наработках оборудования и аппаратуры,  об объеме и полноте проведенных восстановительных и профилактических работ,  в том числе оценка остаточного ресурса оборудования ЯЭУ и аппаратуры ИУС типа АСУ ТП.
3. Оперативная оценка текущих и прогнозируемых уровней риска нарушения условий ЯБ при принятии  решений по  реконфигурации  структуры энергетического комплекса корабля или АЭС в целом с отображением текущих и предполагаемых изменениях структур и результатов оценки  уровней  риска средствами технологической графики (в виде обобщенных и детализированных мнемосхем и гистограмм с логарифмическими  шкалами)  на терминалах рабочих оперативного персонала,  или  начальника  (зам. начальника) смены станции (НСС, ЗНСС) и руководства АЭС.
4. Обучение (повышение квалификации) проектировщиков ЯЭУ и систем управления,  оперативного,  обслуживающего и руководящего (командного) персонала современным методам оценки уровней ЯБ, надежности и живучести,  методикам ВАБ, составлению моделей формализованного анализа (динамических, структурных, вероятностных) и непосредственному расчету.