Таблица. Контрольные уровни выбросов радиоактивных газов и аэрозолей АС в атмосферу за месяц
Радионуклид
|
АС
с РБМК
|
АС
с ВВЭР и БН
|
AС
с ЭГП-6
|
ИРГ [ТБк]*(1)
|
310
|
57
|
160
|
131I(газовая+аэрозольная формы) [ГБк]
|
7,8
|
1,5
|
1,5
|
60Со [МБк]
|
210
|
620
|
620
|
134Cs [МБк]
|
120
|
75
|
75
|
137Cs [МБк]
|
330
|
170
|
170
|
Таблица. Контрольные уровни выбросов радиоактивных газов и аэрозолей АС в атмосферу за сутки
Радионуклид
|
АС
с РБМК
|
АС
с ВВЭР и БН
|
АС
с ЭГП-6
|
ИРГ [ТБк]
|
10
|
1,9
|
5,5
|
131I(газовая+ аэрозольная формы) [МБк]
|
260
|
50
|
50
|
24Na [ГБк]
|
-
|
15
|
-
|
Допустимые сбросы радионуклидов в открытые водоемы рассчитываются и утверждаются для каждой АС в соответствии со специальными методическими указаниями и их соблюдение гарантирует непревышение дозы облучения населения 10 мкЗв в год.
Обеспечение радиационной безопасности персонала.
Радиационная безопасность персонала, как и населения, обеспечивается реализацией трех принципов – нормирования, обоснования и оптимизации.
Реализация принципа нормирования состоит в том, что для персонала устанавливаются нормированные значения дозовых нагрузок, разрабатываются технические и организационные меры, предотвращающие их превышение, организуется контроль фактически получаемых дозовых нагрузок и радиационной обстановки в целом.
Нормирование дозовых нагрузок.
Как уже отмечалось, для персонала группы А установлен предел эффективной дозы 20 мЗв в среднем за 5 любых последующих лет (т.е. 100 мЗв за 5 лет) и не более 50 мЗв за год.
При этом, как и для населения, наряду с пределами доз, устанавливаются контрольные уровни радиационных факторов. Контрольные уровни устанавливаются для каждой конкретной АЭС – с учетом особенностей технологии и достигнутого уровня безопасности.
По определению, контрольный уровень (КУ) – значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.п., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности.
Подобно тому, как для населения установлены две градации дозовых нагрузок - соответствующие допустимому и предельно допустимому выбросу и сбросу, так и для персонала установлены две градации контрольных уровней доз:
УИ – уровень исследования, такое приращение (скорость изменения) дозы, при превышении которого проводится исследование причин повышения темпа приращения дозы и при необходимости проводятся мероприятия по улучшению радиационной остановки. Контроль величины темпа приращения дозы основан на том соображении, при неизменных условиях деятельности человека, в частности, при неизменном режиме работы оборудования, темп приращения накопленной эффективной дозы должен быть практически постоянным. Если без видимых причин происходит скорость приращения накопленной дозы, это говорит об ухудшении режима радиационной защиты, например, о негерметичности, необнаруженной средствами диагностики, и требует выяснения причин.
УД – уровень действия, - такое значение достигнутой дозы, при превышении которого проводятся мероприятия по улучшению радиационной обстановки.
Уровни исследования и уровни действия устанавливаются не только для каждой данной АС, но могут устанавливаться раздельно для видов работ (работа на мощности, ремонт, перегрузка топлива) и раздельно для внутреннего и внешнего облучения.
Меры по ограничению дозовых нагрузок. Ограничение дозовых нагрузок на персонал атомной станции обеспечивается установлением и выполнением требований:
к производственным помещениям, зданиям и сооружениям
к технологическому оборудованию и организации технологического процесса
к организации и выполнению ремонтных работ и технического обслуживания.
Требования к помещениям, зданиям и сооружениям. Зонирование и категорирование территории и помещений.
В основу проектирования и эксплуатации производственных помещений, зданий и сооружений атомных станций положен гигиенический принцип деления их на зоны в зависимости от характера технологических процессов, размещенного оборудования, характера и возможной степени загрязнения.
Соблюдение персоналом АС режима зон является основным организационно-техническим принципом обеспечения радиационной безопасности человека (персонала) на атомной станции.
Территория, здания и сооружения атомной станции разделяются на две зоны:
- зону контролируемого доступа (ЗКД) - производственные помещения, где осуществляется обращение с источниками излучения и где возможно радиационное воздействие на персонал группы А.
- зону свободного доступа (ЗСД) - помещения, где при нормальной эксплуатации атомной станции не осуществляется обращение с источниками излучения и где практически исключается воздействие на персонал радиационных факторов.
В проекте атомной станции должно быть четко определено, к какой категории помещений относится каждое конкретное помещение. Помещения зон свободного и контролируемого доступа должны быть окрашены в различные цвета.
Входные двери в ЗКД должны иметь маркировку - знак радиационной опасности.
П омещения ЗКД с оборудованием, обслуживаемым оперативным персоналом, должны быть обеспечены надежной двухсторонней связью (телефонной и/или громкоговорящей) со щитами контроля и управления.
Поверхности помещений и оборудования ЗКД должны быть защищены материалами, слабо сорбирующими радиоактивные вещества и легко поддающимися дезактивации.
На стенах коридоров и лестничных клеток ЗКД наносятся указатели направления эвакуации при аварии.
Все помещения ЗКД в зависимости от степени возможного радиационного воздействия на персонал разделяются на три категории:
I категория - необслуживаемые помещения, где размещается технологическое оборудование и коммуникации, условия эксплуатации которых и радиационная обстановка при работе на мощности не допускают пребывания в них персонала;
II категория - периодически обслуживаемые помещения, в которых условия эксплуатации и радиационная обстановка при работе на мощности допускают ограниченное во времени пребывание в них персонала;
III категория - помещения постоянного пребывания персонала, где радиационная обстановка допускает возможность постоянного пребывания персонала в течение всего рабочего времени.
Все помещения ЗКД должны иметь на двери обозначение категории, а на дверях помещений I категории – дополнительно знак радиационной опасности.
Для предотвращения распространения радиоактивных веществ из помещений с высокими уровнями радиоактивного загрязнения в соседние помещения, а также при проведении работ со вскрытием радиоактивного оборудования используются стационарные или временные санитарные шлюзы. Стационарный саншлюз – помещение в пределах ЗКД, предназначенное для предварительной дезактивации и смены дополнительных средств индивидуальной защиты. Стационарные саншлюзы оборудуются подводом горячей и холодной воды и дезактивирующих растворов и трапами спецканализации. Временный саншлюз – защищенная и огороженная площадка. Во временном саншлюзе осуществляется радиационный контроль загрязнения спецодежды и при необходимости - её замена.
Проход персонала в ЗКД и выход из неё обратно осуществляется только через санпропускники в соответствии со специальным порядком, называемым санитарно-пропускным режимом. Санпропускник – это комплекс помещений, предназначенных для смены одежды и обуви (личной на специальную и обратно), санитарной обработки, контроля радиоактивного загрязнения кожных покровов, средств индивидуальной защиты, специальной и личной одежды.
Вывоз (вынос) из ЗКД оборудования, материалов, инструмента осуществляется через установленные выходы с разрешения службы радиационной безопасности.
Выход персонала с территории АС осуществляется через установки радиационного контроля загрязнения личной одежды и обуви. В случае обнаружения радиоактивного загрязнения личной одежды и обуви проводится расследование причин происшествия и принимаются меры по его предотвращению в дальнейшем.
Выезд транспорта с территории атомной станции осуществляется через ворота, оборудованные автоматическими установками радиационного контроля загрязнения.
Требования к технологическому оборудованию и к организации технологического процесса.
Технологические процессы, связанные с управлением работой реактора и оборудования радиоактивных контуров и систем, процессы загрузки, выгрузки и транспортирования тепловыделяющих элементов, другие транспортно-технологические операции с радиоактивным оборудованием должны быть максимально автоматизированы, механизированы и осуществляться дистанционно.
Управление процессами осуществляется с защищенных пультов, оборудованных средствами связи и наблюдения.
При проектировании и эксплуатации оборудования основных технологических систем АС должны быть обеспечены:
эффективная биологическая защита источников ионизирующих излучений;
минимальное время работы персонала в условиях радиационного воздействия и другие меры снижения доз облучения персонала.
Для снижения дозовых нагрузок на персонал в проектах и при эксплуатации АС необходимо предусматривать:
использование конструкционных материалов, содержащих минимальное количество химических элементов с большим сечением активации,
очистку теплоносителя от продуктов деления и коррозии
контроль водно-химического режима;
минимизацию протяженности трубопроводов и минимизацию количества арматуры и разъемных соединений;
контроль герметичности работающего оборудования;
предотвращение неорганизованных протечек радиоактивных сред через уплотнения насосов, арматуры и другого оборудования;
проведение дезактивации поверхностей оборудования, контактирующих с радиоактивными средами;
компоновку оборудования с учетом минимизации времени по его обслуживанию в процессе эксплуатации;
наличие специальных мест хранения демонтированных частей оборудования;
отработку персоналом ремонтных операций и другие возможные меры снижения доз облучения персонала при выполнении радиационно-опасных работ.
Конструкция и материалы трубопроводов и оборудования контуров с радиоактивными средами должны быть такими, чтобы они не способствовали накоплению радиоактивных загрязнений на внутренних поверхностях и в застойных зонах, не способствовали ухудшению радиационной обстановки при ремонтах и допускали периодическую дезактивацию. В проекте должно быть предусмотрено оборудование (насосы, баки, емкости), позволяющее проводить дезактивацию I контура.
Требования к выполнению ремонтных работ и техническому обслуживанию оборудования
Основную долю дозовой нагрузки персонал атомной станции получает не при работе на мощности, а при выполнении технического обслуживания и ремонта оборудования в помещениях I категории. Именно эти виды работ расцениваются как радиационно-опасные и требуют особо тщательной подготовки.
Выполнение ремонтных работ, работ по техническому обслуживанию и замене оборудования должно производиться в соответствии с проектом АС. В специальном разделе проекта АС должны быть изложены требования к проведению ремонтных работ.
В частности, в проекте АС должно быть предусмотрено:
наличие специальной оснастки и приспособлений для комплексной механизации работ;
свободный доступ к оборудованию, возможность его демонтажа и транспортирования с использованием защитных кабин и экранов;
возможность поузлового и поагрегатного ремонта оборудования;
дистанционное извлечение и перемещение внутриреакторных устройств;
размещение выгружаемых из активной зоны реактора предметов в специальных боксах, шахтах, бассейнах;
использование защитных кабин для осмотра и ремонта корпусов реакторов типа ВВЭР;
использование переносных защитных экранов;
наличие специальных цехов и участков для дезактивации оборудования;
наличие максимально возможного количества стационарных площадок обслуживания и переходных лестниц;
наличие легкосъемных элементов теплоизоляции.
Ремонтные работы на АС должны тщательно планироваться. Планирование облучаемости персонала проводится с целью непревышения установленных доз облучения, предотвращения необоснованного облучения и разработки мероприятий по снижению дозовых нагрузок. Основой планирования работ в подразделениях АС должны являться статистические данные по дозам облучения персонала.
Перед началом ремонтных работ, при необходимости, должна быть проведена дезактивация оборудования и помещений. Возможность предремонтной дезактивации должна быть предусмотрена проектом. Если возникла необходимость внутриконтурной дезактивации реакторной установки, программа проведения такой дезактивации должна быть разработана администрацией АС и согласована с Главным конструктором реакторной установки и разработчиком проекта АС.
Особое внимание обращается на выполнение подготовительных работ (снятие теплоизоляции и ее последующую установку, установку лесов, подмостей, дополнительной биологической защиты), т.к. при выполнении этих работах персонал получает значительную долю дозовой нагрузки.
Во время работ на рабочих местах должен находиться только персонал, присутствие которого необходимо.
При производстве работ по ремонту оборудования следует предусматривать максимальное использование средств механизации и сокращение ручного труда.
Инструменты, используемые при ремонтных работах в ЗКД, имеют особую маркировку и размещаются на специальных поддонах или в ящиках, выполненных из легко дезактивируемого материала. Инструменты, загрязненные в ходе ремонта, подлежат дезактивации. Использование этих инструментов при ремонте незагрязненного оборудования должно быть исключено.
При проведении электро- и газосварочных работ принимаются меры по предотвращению ингаляционного поступления радиоактивных аэрозолей. В частности, должны применяться мобильные вентиляционные устройства, обеспечивающие локальное удаление радиоактивных и токсичных газов и аэрозолей. Сварка мелких деталей проводится на специальных стендах, оборудованных местной вытяжной вентиляцией.
Персонал, участвующий в ремонтных работах, должен быть обеспечен оперативным дозиметрическим контролем, по возможности цифровыми дозиметрами.
Для предупреждения распространения радиоактивного загрязнения участок проведения работ со вскрытым оборудованием огораживается видимым барьером и оборудуется временным саншлюзом.
Организационными мероприятиями, обеспечивающими радиационную безопасность ремонтных работ в зоне контролируемого доступа, являются:
- оформление работы нарядом или распоряжением;
- допуск к работе;
- надзор во время работы;
- оформление перерывов в работе;
- оформление окончания работы.
Первым по счету и значимости в перечне организационных мероприятий является оформление работы нарядом или распоряжением. Дозиметрический наряд - это письменное распоряжение на проведение радиационно-опасной работы, определяющее содержание, место, время, условия ее выполнения, необходимые меры радиационной безопасности, состав бригады и лиц, ответственных за безопасность работы.
По нарядам выполняются радиационно-опасные работы, требующие подготовки рабочего места и ограничения их продолжительности, и при выполнении которых индивидуальные эффективные дозы облучения могут превысить 0.2 мЗв.
Радиационно-опасные работы, при выполнении которых ожидаемые коллективные дозы превышают 0,5 чел.-Зв или 10 мЗв по эффективной индивидуальной дозе, относятся к особо радиационно-опасным работам и должны выполняться по специальным программам обеспечения радиационной безопасности, разработанным администрацией АС и согласованным с органами Госсанэпиднадзора. Для работ, при выполнении которых коллективные дозы облучения могут превысить 1,0 чел.-Зв или максимальная индивидуальная эффективная доза может превысить 15 мЗв, программа дополнительно должна быть согласована эксплуатирующей организацией.
По результатам выполнения особо радиационно-опасных работ должен быть подготовлен отчет с анализом дозовых и трудовых затрат.
После окончания ремонтных работ проводится общая дезактивация помещений с последующим радиационным контролем.
Шахта реактора соединяется затворами с бассейном выдержки топлива и с бассейном для ВКУ.
Раздел 4. Защита окружающей среды
Раздел 4.1. Защита окружающей среды объектами использования АЭ и промышленности.
Документация в составе проекта ОИАЭ по защите окружающей среды должна включать:
- порядок разработки ОВОС и обосновывающие документы;
- экологическая экспертиза проектов ОИАЭ;
- меры воздействий регулирующих органов на Заказчика проекта ОИАЭ
- контроль выбросов и сбросов ОИАЭ;
- мониторинг территории ОИАЭ, санитарно-защитная зона (СЗЗ) и зона наблюдения (ЗН).
Литература к разделу 4.1
1. Закон Российской Федерации «Об охране атмосферного воздуха» № 96-ФЗ от 04.05.1999.
2. Федеральный закон «О защите населения и территорий от чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера» № 68-ФЗ от 21.12.1994.
3. Федеральный закон «Об особо охраняемых природных территориях» № 33-ФЗ от 14.03.1995.
4. Нормы радиационной безопасности. НРБ-99/2009. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09.
5. Основные правила обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99/2010. Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.799-99.
6. Федеральный закон «О недрах» № 20-ФЗ, 2000.
7. Федеральный закон «Об экологической экспертизе» № 174-ФЗ, 1995.
8. Федеральный закон «Требования пожарной безопасности» № 123-ФЗ, 2008.
9. Руководство по организации контроля природной среды в районе расположения АЭС. «Гидрометеоиздат». Л., 1990.
10. Белоус Д.А. Радиация, биосфера, технология. Изд. «ДЕАН». СПб, 2004 – с. 448.
11. Методические указания по расчету радиационной обстановки в окружающей среде и ожидаемого облучения населения при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу. МПА-98. Минатом. М., 1998.
12. Предельно-допустимые концентрации вредных веществ в воздухе и воде. «Химия». Л., 1975 – с. 456.
13. Артемова Н.Е. и др. Допустимые выбросы радиоактивных и вредных химических веществ в приземный слой атмосферы. «Атомиздат». М., 1980 – с. 237.
14. Кузнецов И.Е., Троицкая Т.М. Защита воздушного бассейна от загрязнений вредными веществами. «Химия». М., 1979 – с. 340.
15. Ориентировочные безопасные уровни воздействия (ОБУВ) загрязняющих веществ в атмосферном воздухе населенных мест. Гигиенические нормативы ГН 2.6.2328-08. Дополнения № 2 – ГН 2.1.6.2414-08, № 3 – ГН 2.1.6.2451-09, № 4 – ГН 2.1.6.2505-09, № 5 – ГН 2.1.6.2577-10, № 6 – ГН 2.1.6.2703-10, № 7 – ГН 2.1.6.2752-10, № 8 – ГН 2.1.6.2798-10, № 9 – ГН 2.1.6.2894-11. Постановление Главного государственного санитарого врача РФ. М., 2008.
Раздел 4.2. Аварии на объектах использования АЭ и промышленности.
При изучении темы (аудиторные занятия) планируется остановиться на следующих вопросах:
- классификация аварий в зависимости от причин происхождения;
- проектные и запроектные аварии;
- меры по предотвращению аварий, включая материально-техническое обеспечение;
- мобилизация противоаварийных служб управления аварийными процессами;
- ликвидация последствий.
Литература к разделу 4.2
1. Общие положения обеспечения безопасности АЭС. ОПБ-88/97, НП-001-97 (ПНАЭГ-01-011-97).
2. Аварии и катастрофы (предупреждение и ликвидация последствий). Книги 1-4. Издательство Ассоциации строительных ВУЗ’ов (АСВ). Москва, 1995.
5. О.Б. Самойлов, Г.Б. Усынин. Безопасность ядерных энергетических установок. Москва, Энергоатомиздат, 1989.
6. А.К. Микеев. Противопожарная защита АЭС. Энергоатомиздат, Москва, 1990.
Раздел 4.3. Вероятностный анализ безопасности и оценка рисков
При изучении темы (аудиторные занятия) планируется остановиться на следующих вопросах:
- Цели и задачи ВАБ ОИАЭ уровня 1 и 2, действующие нормативные документы;
- Теоретические основы ВАБ, вероятность и интенсивность отказов;
- Построение логико-вероятностной модели отказов объекта: дерево отказов, дерево событий;
- Вычисление вероятностей конечных неблагоприятных состояний;
- Анализ значимости и чувствительности;
- Аттестованные программные средства Базы данных для проведения ВАБ;
- Рекомендуемая литература.
Литература к разделу 4.3
1. Основные рекомендации по выполнению вероятностного анализа безопасности атомных станций. РБ-032-04.
2. Рекомендации по выполнению вероятностного анализа безопасности атомных станций уровня 1 для внутренних инициирующих событий (работе блока в режиме выработки электроэнергии во внешнюю сеть). Москва, 2002.
3. IAEA-TECDOC-1267 Procedures for conducting probabilistic safety assessment for non-reactor nuclear facilities. IAEA. Vienna, 1992.
4. ST1/PUB/888 Procedures for conducting probabilistic safety assessment of nuclear power plants (Level 1). A safety practice. IAEA. Vienna, 1992.
5. Бахметьев А.М. Основы безопасности ядерных энергетических установок: учебное пособие / А.М. Бахметьев; под ред. С.М. Дмитриева; НГТУ. Нижний Новгород, 2006. 174 с.
6. Острейковский В.А., Швыряев Ю.В. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ. Москва, Физматлит, 2008.
Раздел 5. Организационно-технические мероприятия
Раздел 5.1. Экономика проектирования. Вопросы ценообразования и сметного нормирования.
При изучении темы (аудиторные занятия) планируется остановиться на следующих вопросах:
- Экономические аспекты проектирования;
- Существующая система нормативной документации для определения стоимости проектных работ. Методы определения стоимости проектных работ;
- Факторы, влияющие на стоимость проектных работ. Проблемные вопросы.
Литература к разделу 5.1
1. Сборники базовых цен на проектные работы (по отраслям), включенные в Федеральный реестр сметных нормативов.
2. Методические указания по применению справочников базовых цен на проектные работы в строительстве, утвержденные приказом Минрегиона РФ № 82 от 27.02.2010 г.
3. Методика определения стоимости строительной продукции на территории РФ (МДС 81-35.2004), введенные в действие Постановлением Госстроя России № 1911 от 05.03.2004 г.
4. Градостроительный кодекс РФ.
5. Налоговый кодекс РФ.
Раздел 5.2. Инструменты проектирования: компьютерное проектирование в 3D-изображении (компоновка оборудования и разводка технологических сетей). Автоматизация проектирования (для типовых узлов)
При изучении темы (аудиторные занятия) планируется остановиться на следующих вопросах:
- Общие сведения о 3D-моделировании. Программные продукты для создания 3D-модели;
- Создание оборудования и раскладка технологических сетей в обозначенных системах;
- САПР (системы автоматизированного проектирования). Цели, задачи, состав и структура САПР.
Приведем примеры ряда программных продуктов успешно используемых для решения отраслевых задач.
ТРЕХМЕРНОЕ КОМПЬЮТЕРНОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ФИЛЬТРАЦИИ ПОДЗЕМНЫХ ВОД
Программный комплекс DRENA разработан для численного моделирования
пространственных фильтрационных потоков в основании энергетических объектов,
промышленных площадок, объектов обращения с отходами и др.
Моделирование фильтрации подземных вод позволяет:
|
|
изучить режимы фильтрации и уточнить положения свободной поверхности
грунтовых вод в натурных условиях;
|
|
|
рассчитать характеристики пространственных фильтрационных потоков
(распределение напоров, пьезометрические уровни, расходы, градиенты напора и др.);
|
|
|
прогнозировать величины подтопления объектов в результате строительства/реконструкции близлежащих сооружений или природных колебаний уровня соседних водоемов;
|
|
|
обосновать и оптимизировать технические параметры и схемы размещения дренажных
и противофильтрационных устройств.
|
|
|
Положение свободной поверхности грунтовых вод в основании IV энергоблока Белоярской АЭС при полной водной нагрузке на 1-е сутки после включения
Программный комплекс DRENA успешно применялся при обосновании конструкций дренажей энергоблоков атомных станций в России (Ленинградская, Белоярская АЭС) и за рубежом (Ляньюньганская АЭС); при разработке ремонтных мероприятий для ограждающей дамбы водохранилища Печорской ГЭС; для расчета распределения взвешивающего напора под днищем морских нефтяных платформ; для обоснования конструкции дренажной системы и оценки надежности противофильтрационной защиты Приморской свалки ТБО и др.
ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС "ВОЛНА ПРОРЫВА"
Разработан, опробован и широко используется для прогнозирования возможных последствий,
возникающих при прорыве гидротехнических сооружений программный комплекс "Волна прорыва".
Применяется при проектировании гидротехнических сооружений (ГТС), при разработке Деклараций безопасности ГТС, МЧС для оценки чрезвычайных ситуаций.
Программный комплекс позволяет прогнозировать:
- возможную зону и уровень затопления территории;
- величину гидродинамической нагрузки на сооружения, находящиеся в зоне затопления;
- величину размыва грунта вдоль трассы движения потока;
- вынос и распространение золы для золошлакоотвалов ТЭС;
различные сценарии развития прорыва.
Результаты
моделирования
выноса загрязнений
из водоема охладителя
Балаковской АЭС
(показан логарифм концентрации условной примеси)
Комплекс "Волна прорыва" успешно использовался при разработке Деклараций безопасности объектов: Свердловэнерго (золошлакоотвалы), Колэнерго (Серебрянский, Туломский, Териберский и Выгский каскады ГЭС), Балаковской АЭС, Нижегородской ГЭС и др.
ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС "ДИСК-ГЕОМЕХАНИКА"
"ДИСК-Геомеханика" - современный вычислительный программный комплекс, предназначенный для комплексной оценки состояния оснований и фундаментов, грунтовых плотин и массивов произвольной конфигурации под действием различного рода нагрузок, техногенных и природных воздействий.
Примененяется при проектировании, строительстве, эксплуатации, ремонте и реконструкции оснований и фундаментов, грунтовых сооружений, а также для оценки состояния естественных грунтовых массивов.
Программный комплекс "ДИСК-Геомеханика" с высокой степенью достоверности позволяет решать следующие прикладные задачи геомеханики в плоской и осесимметричной постановках:
определение упруго-пластического НДС;
консолидация водонасыщенного грунта;
стационарные и нестационарные температурные задачи
напорной и безнапорной фильтрации, распространения загрязнений;
оценка сейсмостойкости сооружений.
Основные характеристики комплекса"ДИСК-Геомеханика":
- Применение современных методов моделирования и метода конечных элементов
обеспечивает гибкость при выборе расчетных схем, режимов нагружения,
граничных условий, схем возведения и проч.
- Использование прямых методов решения больших систем уравнений в сочетании с современными аппаратными средствами способствует повышению точности и эффективности расчетов.
разработка способов ликвидации фильтрации и протечек грунтовых вод;
- Применение современных средств подготовки данных, визуализации, обработки и документирования результатов делает комплекс удобным и эффективным инструментом исследований.
 Расчет фрагмента основания
нефтяной платформы
при сдвигающей нагрузке
Раздел 5.3 Система управления качеством проектных работ
При углубленном изучении темы слушателям рекомендуется остановиться на следующих вопросах:
а) Эволюция и основы менеджмента в области систем качества
- История развития подходов к обеспечению качества. (Контроль качества, обеспечение качества, менеджмент качества. Суть концепций, подходы и методы. Научные труды Форды, Тейлора, Шухарда, Деминга и др. Основные этапы развития подходов и достигаемые результаты)
- Управление качеством в СССР, Японии, Германии, США. (Управление качеством в СССР: основные подходы, концепции, результаты и проблемы внедрения. БИП, СБТ, КАНАРАСПИ, НОРМ, КСУКП. Управление качеством в Японии. Модель иерархии качества. Истоки и особенности. Работа Э. Деминга в Японии. Производственная система Тойоты. Управление качеством в Германии. Европейский подход к управлению качеством.Управление качеством в США. Военные стандарты. Lean, Six Sigma.)
- История стандартов ИСО серии 9000 (Стандарты в области управления качеством, предшествующие стандартам ИСО 9000. Серии стандартов ИСО 9000 1987, 1994, 2000 и 2008 годов.)
- Стандарты ИСО серии 9000 версии 2008 года (Состав стандартов ИСО серии 9000. Стандарты ИСО 9000-11000, ИСО 19011.)
- Основные положения, термины, понятия и принципы менеджмента качества
- Стандарт ИСО 9000:2008 Основные положения и словарь. Основные положения, термины и понятия менеджмента качества
- Принципы менеджмента качества
б) Требования стандарта ИСО 9001:2008 (ГОСТ Р ИСО 9001-2008 (ISO 9001:2008) «Системы менеджмента качества. Требования»)
Общие требования и требования к документации (Аспекты, влияющие на СМК. Управление документацией систем менеджмента.Управление записями)
Ответственность руководства (Роль и обязательства высшего руководства. Ориентация на потребителя. Политика высшего руководства в области качества (ОТ и ЭМ). Цели, задачи и программы в области качества (ОТ и ЭМ). Функциональные обязанности, ответственность, полномочия, взаимосвязи, обмен информацией. Анализ со стороны руководства функционирования систем менеджмента)
Управление ресурсами (Обеспечение ресурсами. Управление человеческими ресурсами. Инфраструктура и производственная среда)
Процессы жизненного цикла продукции (Планирование процессов жизненного цикла продукции/услуг. Определение и анализ требований, относящихся к продукции. Проектирование и разработка. Управление закупками. Управление производством. Управление обслуживанием продукции. Авторский надзор. Управление оборудованием для мониторинга и измерений)
Измерения, анализ и улучшения (Мониторинг, измерения процессов, продукции. Управление несоответствиями. Корректирующие и предупреждающие действия. Анализ данных. Непрерывное улучшение. Изменение политики, целей, задач, программ)
в) Процессный подход
Понятие процесса, процессный подход в управлении. Процессный и функциональный подход (Понятие процесса. Элементы определения процесса. Функциональный подход в управлении и связанные с ним проблемы. Барьеры в организации. Процессный подход в управлении.)
Требования ИСО 9001 к процессам, процессному подходу. Процессная модель СМК (Требования к процессам ЖЦП. Требования к мониторингу и измерению. Определение процессов СМК. Взаимодействие процессов СМК.)
Определение и описание процессов. Способы описания процессов. Моделирование процессных структур организации и процессов. Регламентация процессов. (Стандарт ИСО 9001:2008 как стандарт описания процессов. Моделирование процессов: текстовое, табличное, графическое. Нотации описания процессов. Программные средства описания процессов. Регламентация процессов. Стандарт ИСО 9001:2008 как стандарт регламентации процессов. Документирование процессов. Карты процессов организации.)
Управление и улучшение процессов. (Мониторинг процессов. SPC. Контроль, верификация и валидация. Точки контроля. Измерение удовлетворённости потребителей. Аудит процессов. Анализ процесса. Оперативный, регулярный анализ. Улучшение процесса. Цикл PDCA процесса.)
г) Создание, внедрение и улучшение системы менеджмента качества в организации
Организация работ по созданию корпоративной системы менеджмента качества. Состав работ, роли и ответственности. (Организация работ по созданию корпоративной системы менеджмента качества. Роли и ответственность. Вовлечение персонала и лидерство руководителя. Управление изменениями.)
Порядок разработки и внедрения системы менеджмента качества ИСО 9001:2008. (Проект разработки системы менеджмента качества: этапы и сроки. Оценка корпоративной СМК, определение политики, процессов. Документирование СМК. Внедрение СМК. Внутренние аудиты.)
- Документирование системы менеджмента качества. (Иерархия документации СМК. Политика, цели, процедуры, записи, НТД. Процедуры управления документацией и записями.)
- Методы постоянного улучшения. (Корректирующие и предупреждающие
действия. Мониторинг, анализ и измерение. Цикл PDCA. Анализ со стороны
руководства.)
д) Внутренний аудит системы менеджмента качества
- Общая информация об аудитах. Требования стандарта ИСО 9001:2008 к
в нутренним аудитам. Стандарт ИСО 19011. (Термины, относящиеся к аудитам.
Типы и виды аудитов. Требования стандарта ИСО 9001:2008 к аудитам. Стан
дарт ИСО 19011.)
- Управление программой аудитов. (Требования к разработке программ аудитов.
Документированная процедура по проведению внутренних аудитов. Аудит
СМК как процесс. Улучшение программы аудитов.)
- Проведение аудита и работа с результатами аудитов. (Планирование аудита.
Подготовка к аудиту. Анализ документации. Методы и приёмы аудита.
Оформление несоответствий, разработка и проведение корректирующий
действий.)
е) Управление качеством в атомной отрасли. Разработка программ обеспечения качества для атомных станций (ПОКАС)
- Подход к управлению качеством в атомной отрасли. Роль безопасности.
(Управление: подход с точки зрения безопасности. Приоритет безопасности, как
9-ый фундаментальный принцип системы менеджмента.)
- Нормативная база управления качеством в атомной отрасли. Стандарты
МАГАТЭ и федеральный нормы и правила в области использования атомной
энергии в России. (Стандарты МАГАТЭ по безопасности для защиты людей и
окружающей среды. Серия изданий по безопасности. Обеспечение качества
(рекомендательного характера). Федеральные нормы и правила в области
использования атомной энергии.)
- Разработка программ обеспечения качества для атомных станций (Разделы ПОКАС. Порядок разработки ПОКАС. Управление ПОКАС. Аудит ПОКАС.)
Литература к разделу 5.3
ГОСТ Р ИСО 9000-2008 (ISO 9000:2005) «Системы менеджмента качества – основы и словарь»
ГОСТ Р ИСО 9001-2008 (ISO 9001:2008) «Системы менеджмента качества. Требования»
ISO 9004:2009 «Системы менеджмента качества. Руководящие указания по улучшению деятельности»
ГОСТ Р ИСО 19011-2003 (ISO 19011:2002) «Руководящие указания по проверке систем менеджмента качества и/или систем экологического менеджмента»
GS-R-3 Стандарты МАГАТЭ по безопасности. Для защиты людей и окружающей среды. Системы управления установками и деятельностью. Требования безопасности.
НП-011-99 Требования к программе обеспечения качества для атомных станций
НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97) Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97)
|
