авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:   || 2 | 3 |
-- [ Страница 1 ] --

Тезисы докладов

IV научно-технической конференции

молодых ученых и специалистов

атомной отрасли «КОМАНДА-2012»

УДК 621.039

ББК 31

Т299

Тезисы докладов IV научно-технической конференции молодых ученых и специалистов атом-

Т299

ной отрасли «КОМАНДА-2012». Сборник. — Санкт-Петербург: Свое издательство, 2012. — 76 с., ил.

ISBN 978-5-4386-5130-7

© Авторы, текст, 2012

© «Свое издательство», оформление, 2012 Содержание Приветственное слово............................................................................ 7 Проектирование и сооружение объектов энергетики Бесчеров Д.Е., Панов В.А., Марков А.С., Лебедев В.В. Особенности расчета на усталость теплооб менного оборудования ЯЭУ при случайных температурных пульсациях.......................... Горюнов О. В. Расчет максимальных поверхностных термонапряжений для полубесконечного по лого цилиндра.................................................................................... Шпагин Е. Е. Информационная 3Dмодель строительной части АЭС в проекте MULTID.......... Веригина Н.В., Семенова М.С. Дополнительные меры по обеспечению безопасности Балаковской АЭС после аварии на АЭС “Фукусима1” в части систем второго контура......................... Черных И.В., Лычаков В.Д. Интенсификация теплообмена с помощью оребрённых теплообменных эелементов КП 20................................................................................. Пресман М.Р., Мошков К.В. Проект башенной испарительной градирни для энергоблоков серии АЭС2006 и АЭС С ВВЭР ТОИ...................................................................... Бажанов В.В., Лощаков И.И., Щуклинов А.П. К вопросу регулирования давления пара в парогене раторах АЭС с аккумуляторами тепловой энергии............................................... Жукавин А.П., Федоров И.В., Фукс Р.Л., Славинский К.А., Капацкая И.А., Федоровский А.Ю. Про граммный комплекс «КАРАВАН» для диагностики, мониторинга и прогноза развития аварийной ситуации на АЭС с ВВЭР.......................................................................... Фукс Р.Л., Осадчая Д.Ю. Моделирование тяжелых аварий на АЭС с РУ ВВЭР в реальном масштабе времени.......................................................................................... Носанкова Л.В., Бурчева А.В. Сравнительный анализ и особенности компоновки турбоустановок ОАО «СИЛОВЫЕ МАШИНЫ» и ООО «АЛЬСТОМ АТОМЭНЕРГОМАШ» на примере БтАЭС..................... Есин С.Б., Трифонов Н.Н., Тимкин С.В. Надежность и прогрев подогревателей высокого давления во втором контуре АЭС с реактором ВВЭР........................................................ Яковлева И. Б. Основные решения по машзалу Белоярской АЭС, IV блок......................... Перчаткин К.Д., Афанасьев В.А., Дрягин Д.О. Опыт применения 3Dмоделирования для подготовки производства..................................................................................... Бурьяненко Д.В., Дмитроченко А.Д., Бурыгина Я.С., Рыков К.В., Cорокина Д.С Проектирование рас кладки кабелей с помощью программного комплекса ATOMBDW................................ Белова Ю.А., Кокушкин А.М., Тарасов Г.И., Кустов С.В. Математическое моделирование нестацио нарного температурного состояния хранилища ОТВС в ПК ANSYS с использованием гомогенного и гетерогенного подхода......................................................................... Куляев С. А. Формирование и применение ЕИП ОАО «НИАЭП» при проектировании и сооружении АЭС на базе ИСУП НИАЭП........................................................................ Немцев Н. М. Совместные работы ОАО “НИАЭП” и компании “Интерграф” по развитию ПО SP Enterprise......................................................................................... Плешакова Н.В., Анохин А.Н. Разработка и применение метода представления знаний аварийных процедур для системы поддержки операторов БЩУ АЭС........................................ Рудченко С.А., Смолкин Ю.В. Система аккумулирования тепловой энергии в современном проекте АЭС с ВВЭР, схемные решения.................................................................... Васильев П.С., Дурновцева С.А. Синтез акселерограмм на основе теории вейвлетов............ Назаренко А.А., Корсаков А.Б. Расчетное обоснование работоспособности конструкции системы аварийного расхолаживания атомной электростанции с реактором на быстрых нейтронах..... Бажанов В.В., Кондуров Е.П. К вопросу выбора пропускной характеристики регулирующего клапа на гидравлической системы..................................................................... Лихошерст П.А., Шеин В.П., Быков М.А. Разработка методики обработки статистических данных по эксплуатационным режимам действующих АЭС С ВВЭР1000.................................... Лычаков В.Д., Черных И.В. Режимы двухфазных течений в вертикальных тяговых участках. Истин ное объемное паросодержание.................................................................. Тригуб М. Ю. Опыт применения СДО «ПРОФЕССИОНАЛ» в системе подготовки персонала ОАО «АТОМТЕХЭНЕРГО»............................................................................... Демехин А.П. Влияние неопределенностей значимых исходных данных на показатели безопасно сти в реактивностных авариях ВВЭР-1000......................................................... Касаткина А. В, Правовая охрана интеллектуальной собственности ОАО “ОКБМ Африкантов”... Тишин Р.Е., Веселов Д.О. Конструкция системы удержания расплава и охлаждения корпуса для но вых проектов РУ ВВЭР............................................................................ Перспективные технологии в атомной промышленности Курмыгин И. А. Высокодисперсные радиационностойкие бетоны на основе шунгита............ Гадлевская А.С., Мухина Ж.В., Аксютина А.С., Колиберская И.С., Рындя С.М., Лакеев С.Г., Бирюков Ю.Г., Загайнов В.А., Смолянский А.С.Электронномикроскопическое исследование топографии по верхности ядерных микрофильтров, модифицированных наномикроструктурами серебра мето дом аэрозольного напыления................................................................... Алишин М.И исследование характеристик механических свойств сплава марки Инконель 718-ИД.. Горовенко В.О. Материаловедческие исследования высоконикелевых сплавов с целью обоснова ния их применения в перспективных ЯЭУ......................................................... Минеев А. В. Методика форсированных испытаний опорной пары газовой центрифуги......... Козлачков А. Н., Сиряпин В. Н., Быков М. А. Надежность системы аварийной защиты — поиск ре шений по допустимому количеству отказов ОР СУЗ в аварийнйх режимах....................... Иванов М.В., Егоров А.А., Капитанова Е.С., Киртаев А.Е. Нормативноправовое регулирование учета, контроля и физической защиты как основа нераспространения при развитии ядерной энергетики....................................................................................... Ионин В.А., Коновалов Ю.В. Определение интенсивности выпадений хлоридов на подстилающую поверхность расчетным методом................................................................ Бичурина С.М., Демин А.В., Федоров Н.В., Ильин В.В. Проектные решения по созданию установки остекловывания жидких высокоактивных отходов на опытно-демонстрационном центре по пере работке отработавшего ядерного топлива на ФГУП “ГХК”........................................ Динеев А. Р. Пути повышения тепловой экономичности паросилового цикла ПТУ.............. Бойко В.М., Веревкин С.С., Ермаков В.С., Колин Н.Г., Корулин А.В., Кухто О.Л., Поляков А.Я., Чевыче лов В.А. Радиационные технологии модифицирования свойств эпитаксиальных слоев на основе нитрида галлия.................................................................................. Айзатулин А.И., Валов А.Д., Якубович Т.А. Разработка имитационных моделей для экcпертизы про ектных решений ОАО «ВНИИАЭС»............................................................... Карпиков А.А., Родионова А.





Е., Спешилов Д.С. Оценка перспективности площадок предприятий ГК «Росатом» для создания объектов окончательной изоляции.................................. Луппов Д. А. Рассмотрение решения проблем переработки РАО на ФГУП “Комбинат Электро химприбор”..................................................................................... Албутов А.Н., Белоусов П.А., Васильковский Д.В., Гордеев А.С., Косырев К.А., Руденко А.В. Разработ ка бытового usb-устройства «Смарт-Дозиметр» для определения радиационного фона....... Мухина Ж.В., Гадлевская А.С., Шпейзман В.В., Якушев П.Н., Смолянский А.С. Радиационноиндуци рованные изменения деформационнопрочностных свойств политетрафторэтилена, изученные методом лазерной доплеровской деформометрии.............................................. Борикова Н. И. Современные технологии переработки ОЯТ....................................... Фещенко А.И., Суворова А.А. Обоснование оптимальной технологической схемы обращения с ВАО от переработки ОЯТ............................................................................... Куманина В.Э. Коротков Е.И. Модернизация системы подачи реагентов в теплоноситель первого контура KBD для проекта «ВВЭР-ТОИ»............................................................. Асюнин В.И., Зайцев С.И., Закутаев М.О. Верификация моделей конденсации в парогенераторе в расчетной программе ТЕЧЬМ..................................................................... Петров А.А., Европин С.В., Юрманов Е.В., Белоус В.Н., Григорович С.М., Хандамиров Ю.Э., Юрманов В.А. Перспективы применения обработки первого контура цинком при подготовке энергоблоков РБМК к выводу из эксплуатации................................................................... Экономика и закупочная деятельность Гуреева Л.В., Зайцева Е.В., Шашков Э.В. Система управления рисками как часть системы корпора тивного управления предприятием.............................................................. Фионов Е. В. Комплексный подход как средство повышения эффективности планирования бюдже та и закупок....................................................................................... Сыса А.Ю., Скворцов А.Е., Молев А.В. Разработка и ведение Единого отраслевого номенклатурного каталога оборудования и материалов (ЕОНКОМ)................................................. IT-технологии в проектировании и производстве Строганов А.А., Курындин А.В., Киркин А.М., Соколов К.Ю. Использование параллельных вычис лений при проведении расчетов в целях выполнения оценок обосновния безопасности при об ращении с отработавшим ядерным топливом.................................................... Усынин С.Н., Поверинов М.Г. Комплекс унифицированных программных средств автоматизации технологических процессов (SCADA система верхнего уровня eXvision).......................... Семенов И.В., Малькин А.Г., Залялов А.Н., Рыбкин А.С. Решение задач атомной энергетики методом МонтеКарло с использованием арифметических ускорителей.................................. Гуринович В.Д., Просвирнов А.А., Нафталь М.М., Северин А.Ю., Янченко Ю.А. Принцип единого ис точника применительно к разработке интерактивных электронных технических руководств.... Молодежная политика Усатюк Ю. С. Молодежная политика и управление знаниями в ФБУ “НТЦ ЯРБ”.................... Краева С. И. Совет Молодежи ОАО «ОКБМ Африкантов» как эффективная форма молодежной об щественной организации......................................................................... Мухина Ж.В., Гадлевская А.С., Лакеев С.Г., Ляшко Л.Ю., Суходольская-Кулешова Л.В., Смолянский А.С. Отбор, подготовка и адаптация научных кадров в области физической химии и нанотехноло гий: опыт Карповского института................................................................ Приветственное слово Дорогие участники!

Мы благодарим Вас за участие в IV научно-технической конференции молодых ученых и специалистов атомной отрасли «КОМАНДА-2012» — центральном мероприятии научно-образовательной работы Молодеж ного Ядерного Общества ОАО «СПбАЭП». Мы рады были видеть Вас в качестве наших гостей и надеемся, что Вы также были рады участию.

Главная цель конференции «КОМАНДА-2012» — предоставить возможность молодым учёным и специ алистам обменяться опытом, рассказать о своих профессиональных достижениях, научных разработках и открытиях. Ключевыми направлениями работы конференции были установлены: проектирование и соору жение, перспективные технологии, системы безопасности, инновационные решения, использование новых программных продуктов и другие важные аспекты деятельности.

В состоявшейся конференции приняло участие более 150 человек, из 35 организаций и предприятий атом ной энергетики и смежных отраслей, было представлено 90 докладов.

В 2012 году, опираясь на опыт предыдущих лет, было принято решение проводить конференцию «КОМАН ДА-2012» в «классическом» формате — личная презентация докладов участниками. В дальнейшем мы плани руем внедрить новые подходы к организации как отдельных секций, так и мероприятия в целом.

Работа конференции была организована по следующим секциям:

• секция 1 — «Проектирование и сооружение объектов энергетики»;

• секция 2 — «Перспективные технологии в атомной промышленности»;

• секция 3 — «Экономика и закупочная деятельность»;

• секция 4 — «IT-технологии в проектировании и производстве»;

• секция 5 — «Молодежная политика».

Секции 3 и 4 для нас являются новыми. Мы впервые в рамках конференции рассмотрели не только про изводственные аспекты работы, но и вспомогательные и административно-управленческие, чтобы возмож ность поделиться наколенным опытом и знаниями была у любого специалиста.

В этом году мы максимально разнообразили практическую часть конференции. В рамках технического тура были посещены три разных по профилю предприятия, освещены три производственных направления:

• инжиниринг: посещение строящейся ЛАЭС-2;

• наук

а и исследования: визит на экспериментальный реактор Петербургского Института Ядерной Фи зики (ПИЯФ);

• производство оборудования: экскурсия по Ленинградскому Механическому Заводу (ЛМЗ).

Выражаем надежду, что участие в конференции «КОМАНДА-2012» оказалось для Вас полезным, продуктив ным и оказало позитивное влияние на Вашу работу и научную деятельность. Желаем, чтобы Вы и Ваши кол леги ещё не раз посетили Северную Столицу в качестве участников и гостей будущих конференций, а также других открытых мероприятий ОАО «СПбАЭП».

С уважением, Оргкомитет Проектирование и сооружение объектов энергетики ОСОБЕННОСТИ РАСЧЕТА НА УСТАЛОСТЬ ТЕПЛООБМЕННОГО ОБОРУДОВАНИЯ ЯЭУ ПРИ СЛУЧАЙНЫХ ТЕМПЕРАТУРНЫХ ПУЛЬСАЦИЯХ Бесчеров Д.Е., Панов В.А., Марков А.С., Лебедев В.В.

ОАО «ОКБМ Африкантов», г. Н. Новгород Ресурс и эксплуатационная надежность оборудования ядерных энергетических установок (ЯЭУ) зависит от большого количества конструктивно-технологических и эксплуатационных факторов.

Одним из основных факторов, в значительной степени определяющих ресурс оборудования ядерных энер гетических установок (ЯЭУ), является температурное состояние его конструктивных элементов. Причем боль шинство элементов оборудования функционирует под воздействием термоциклических нагрузок. Негативное влияние термоциклических нагрузок на ресурсные характеристики конструкций существенно проявляется в условиях смешения неизотермических потоков, естественной или смешанной конвекции теплоносителя. Ука занные процессы носят принципиально нестационарный характер и сопровождаются пульсациями температур перетекающей среды и, как следствие, пульсациями температур в металле элементов конструкций.

Для оценки долговечности при температурных пульсациях необходимо решить так называемую «связан ную» задачу, которая включает следующие этапы:

— исследование процессов гидродинамики;

— определение температурного состояния;

— расчет напряженно-деформированного состояния (НДС);

— анализ накопления развития повреждений.

Самый надежный метод оценки долговечности элементов, работающих под воздействием температурных пульсаций — ресурсные испытания в натурных условиях. Но в отношении оборудования ЯЭУ, предназначен ного для длительной эксплуатации, такой подход практически не пригоден, так как при чрезвычайной слож ности и высокой стоимости таких испытаний их результатов пришлось бы ждать несколько лет. Применение для этих целей методов ускоренных ресурсных испытаний не представляется возможным.

Альтернативой может являться технология, основанная на численном моделировании с использованием современных вычислительных программ трехмерного теплогидравлического расчета (программ CFD) и про грамм трехмерного расчета напряженно-деформированного состояния (программ FEA) на суперЭВМ, в со четании с математическими моделями и программами расчета ресурсных характеристик оборудования и с экспериментальным исследованием на упрощенных моделях.

Расчет процессов накопления повреждений с использованием нормативных методик и критериев не позволя ет учесть все реальные закономерности поведения конструкционных материалов, и особенно эксплуатационных нагружающих факторов. Результаты расчетно-экспериментальных исследований и опыт эксплуатации показывает, что расчет накопления повреждений с использованием нормативных методик и критериев позволяет получить только приближенные, излишне консервативные оценки ресурса. В результате консервативности такого подхода не подтверждается ресурс, полученный при реальном опыте эксплуатации оборудования.

Конечной целью является создание технологии расчетно-экспериментального анализа и обоснования усталостной долговечности оборудования и систем ЯЭУ, функционирующих в условиях случайных термоци клических нагрузок, на основе численного моделирования в сочетании с экспериментальным подтверждени ем на упрощенных моделях.

Данный доклад посвящен обоснованию выбора температурного интервала расчета напряженно-дефор мированного состояния, с целью адекватности определения усталостной поврежденности в соответствии с нормативными требованиями, конструкции, подверженной случайным термопульсациям.

РАСЧЕТ МАКСИМАЛЬНЫХ ПОВЕРХНОСТНЫХ ТЕРМОНАПРЯЖЕНИЙ ДЛЯ ПОЛУБЕСКОНЕЧНОГО ПОЛОГО ЦИЛИНДРА Горюнов О.В.

ОАО «НПО ЦКТИ им.Ползунова», г. Санкт-Петербург E-mail: ole8@inbox.ru Процессы теплообмена в различных элементах энергетического оборудования (котла, парогенератора, других теплообменниках, тепловыделяющих и других конструктивных элементах реакторов, узлах приводов СУЗ, элементах трубопроводов и др.), как правило, сопровождаются пульсациями температур, которые явля ются причиной термонапряжений. Термонапряжения в зависимости от величины, частоты вкупе со стацио нарными напряжениями имеют существенное влияние на ресурс энергооборудования.

На основе единственности решения, принципа Сен-Венана и потенциального слагаемого в уравнении, век тор перемещений можно искать виде градиента.

Динамичные поверхностные термонапряжения на поверхности:

Список литературы 1. Судаков А.В., Словцов С.В. Расчёт температурных напряжений при произвольном изменении темпера туры поверхности элементов энергетического оборудования // Труды ЦКТИ. — 2004, вып. 293. С. 130-142.

2. Судаков А.В., Словцов С.В. Ресурс элементов энергетического оборудования при напряжениях, вы званных пульсациями температур // Труды ЦКТИ. — 2004, вып. 293. С. 142–147.

3. Карташев Э.М. Аналитические методы в теории теплопроводности твердых тел. — М.: Высшая школа, 2001. — 539 с.

ИНФОРМАЦИОННАЯ 3D-МОДЕЛЬ СТРОИТЕЛЬНОЙ ЧАСТИ АЭС В ПРОЕКТЕ MULTI-D Шпагин Е.Е.

ОАО Нижегородская Инжиниринговая Компания «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ», г. Нижний Новгород E-mail: promsnn@rambler.ru В настоящее время трехмерное информационное моделирование в разной степени коснулось различных отраслей, атомная отрасль не стала исключением. Сокращение издержек в современном строительстве, уменьшение стоимости и сроков производства готового продукта требует оптимизации организации строительных процессов (проект Multi-D) и системы управления жизненным циклом (СУЖЦ) объекта.

Исходными данными для успешной реализации данных проектов является полностью наполненная информационная 3D-модель строительной части АЭС.

Основная цель данной работы — ознакомление с методикой создания информационной 3D-модели строительной части АЭС для проекта Multi-D и возможности выпуска рабочей документации.

Существующие подходы в проектировании:

1. Выпуск рабочей документации на бумажном носителе с использованием графических 2D-редакторов. Создание «облегченной» 3D-модели строительной части с низким уровнем детализации для выявления коллизий.

2. Создание 3D-модели строительной части среднего уровня детализации с целью выявления коллизий и выпуска рабочей документации.

3. Создание 3D-модели строительной части низкого уровня детализации с целью моделирования организации строительных процессов без возможности получения рабочей документации.

Предлагаемая к рассмотрению методика создана на основании изучения существующих подходов в проектировании, анализа требований к 3D-модели в рамках проекта Multi-D и возможности выпуска рабочей документации. Методика включает в себя разработанные правила зонирования и навигации, кодирования структуры объекта, правила позиционирования, регламент сборки объекта и внесения изменений, правила создания и кодирования отдельных элементов строительной части, процедуру формирования актуального каталога элементов строительной части, фасонного и листового проката и арматурных изделий.

Результаты применения методики:

1. Полностью наполненная информационная 3D-модель строительной части АЭС;

2. Высокая степень детализации (3D-модель полностью соответствует реальному объекту);

3. Доказуемые строительные объемы;

4. Актуальный набор свойств конструкций и материалов для проекта организации строительства (Multi-D) и возможности выпуска рабочей документации;

5. Определение коллизий с учетом внутреннего наполнения и второстепенных элементов;

6. Получение «облегченной» 3D-модели объекта на начальной стадии проектирования;

7. Сокращение общего срока проектирования достигается:

• изменением процесса организации проектирования;

• отсутствием необходимости создания, на ранних этапах проектирования, полного каталога элементов строительной части;

• минимизацией изменений в конечной 3D-модели при согласовании «облегченной» 3D-модели объекта с подразделениями, занимающимися разработкой технологической части, на ранних этапах проектирования;

8. Использование информационной 3D-модели совместно с рабочей документацией в условиях строительной площадки для решения производственных вопросов.

ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ МЕРЫ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ БАЛАКОВСКОЙ АЭС ПОСЛЕ АВАРИИ НА АЭС «ФУКУСИМА-1»

В ЧАСТИ СИСТЕМ ВТОРОГО КОНТУРА Веригина Н.В., Семенова М.С.

ОАО «Атомэнергопроект», г. Москва 1. Введение. Общие данные по аварии на АЭС «Фукусима-1»;

2. После аварии на АЭС «Фукусима-1» были проведены анализы безопасности действующих станций РФ при экстремальных внешних воздействиях.

«Стресс-тесты» выполнялись: 1) С учетом всех возможных экстремальных внешних воздействий на АЭС, характерных для района ее размещения. 2) С учетом различных сочетаний экстремальных внешних воздей ствий на АЭС.

При проведении «стресс-тестов» оценивались последствия: 1) Потери электроснабжения АЭС, включая полное обесточивание;

2) Потери конечных поглотителей тепла, обеспечивающих отвод остаточного тепло выделения от реакторов, бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива;

3) Потери целостности (гер метичности) защитной оболочки реактора;

4) Сочетания потери электроснабжения АЭС, конечных поглотите лей тепла и целостности защитной оболочки реактора с учетом конкретных особенностей АЭС с различными типами реакторов.

3. В частности был проведен анализ безопасности Балаковской АЭС с ВВЭР-1000 (РУ-В-320) при экстремаль ных внешних воздействиях a. Общая информация по Балаковской АЭС (расположение, климатические условия, характеристики).

b. Результаты анализа. Выявление экстремальных воздействий, которые могут привести к ухудшению ситуации на АЭС, вплоть до возникновения тяжелой аварии.

c. Технические решения в части систем второго контура, направленные на снижение последствий экс тремальных внешних воздействий: 1) Разработка и реализация проекта откачки вод с «минусовых» отметок ТО, РО, РДЭС мотопомпами;

2) Разработка проекта повышения надежности внешнего энергоснабжения АЭС и внутреннего резервирования;

3) Разработка проекта подачи ХОВ из баков TХ10,20,30B01 мотопомпой, расположенной у здания РО, в напор насосов ТХ.

4. Откачка вод с «минусовых» отметок РО, ТО, РДЭС, БНС мотопомпами.

Мероприятие направлено на смягчение протекания ЗПА, связанной с затоплением площадки АЭС, и пред назначено для откачки воды из затопленных помещений с оборудованием систем безопасности, в том числе обеспечивающих, расположенных на минусовых отметках РО и систем важных для безопасности для обеспе чения доступа персонала и проведения восстановительных работ в РО, ТО, РДЭС.

Произведена установка мотопомп, обеспечивающих откачку воды с минусовых отметок РО, ТО, РДЭС.

Стационарные всасывающие трубопроводы выведены наружу зданий на высоте, удобной для подключе ния ПНУ. Стационарные всасывающие трубопроводы и гибкие рукава внутри зданий опускаются до ниж них отметок.

Для предотвращения обратного потока жидкости при заполнении насоса водой перед его пуском на конце вертикального всасывающего трубопровода (гибкого рукава) установлен фланцевый клапан обратный при емный с сеткой.

Сброс откачиваемой среды осуществляется по гибким рукавам в колодцы ливневой канализации.

5. Повышение надежности внешнего энергоснабжения АЭС и внутреннего резервирования.

В случае потери электроснабжения АЭС, включая полное обесточивание, предусматривается установка до полнительного передвижного дизель-генератора (ПДГ) для возможности контроля состояния энергоблока в условии аварии и послеаварийный период с целью информирования оперативного персонала, управления аварией и проведения послеаварийных мероприятий.

При выборе передвижного дизель-генератора принят следующий подход: от ПДГ запитывается технологи ческое оборудование только первого канала СБ. Резервирование (возможность подключения оборудования в остальных каналах СБ) не предусматривается, поскольку использование передвижного дизель-генератора является средством управления ЗПА и соответственно требования к его резервированию как для систем без опасности не предъявляются.

Помимо ПДГ для преодоления ЗПА предусматривается также применение передвижных насосных устано вок, снабженных автоматическими дизелями (ПНУ, мотопомпы).

6. Подача ХОВ из баков ТХ10,20,30В01 ПНУ, расположенной у здания РО, в напор насосов ТХ.

Целью разработки является предотвращение нежелательного развития и ослабление последствий запро ектной аварии с полной потерей источников переменного тока, приводящей к длительной потере отвода тепла от активной зоны, путем подачи химобессоленной воды (ХОВ) от баков ТХ10,20,30В01 в напор насоса ТХ10D01 при помощи мотопомпы, доставленной к реакторному отделению.

Мотопомпа установлена в максимальной близости от здания реакторного отделения на специаль но организованной площадке. Подключение мотопомпы осуществлено гибкими шлангами к всасыва ющему (из баков ХОВ) и напорному (подача в ПГ) стационарным трубопроводам, расположенным в реакторном отделении и врезающимся в существующие трубопроводы первого канала системы ава рийной питательной воды. Всасывающий и напорный трубопроводы заканчиваются пожарными со единительными головками, выведены наружу стены РО на высоте, удобной для подключения шлангов к мотопомпе.

Вновь устанавливаемая арматура, стационарные трубопроводы системы расположены в зданиях реактор ных отделений 1–4 блоков в удобном для обслуживания месте.

На стационарных трубопроводах подвода воды от мотопомпы в напорные трубопроводы первого канала (ТХ10) системы аварийной питательной воды 1–4 блоков предусмотрена установка двух ручных запорных ар матур ТХ10S13, ТХ10S14 с дренажем между ними (узел разделения высокого и низкого давления).

Список литературы 1. ОТЧЕТ о проведении анализа безопасности Балаковской АЭС при экстремальных внешних воз действиях.

2. Технические требования к аварийным контрольно-измерительным приборам АЭС с ВВЭР 1000. 320-Пр-1107.

ИНТЕНСИФИКАЦИЯ ТЕПЛООБМЕНА С ПОМОЩЬЮ ОРЕБРЕННЫХ ТЕПЛООБМЕННЫХ ЭЕЛЕМЕНТОВ КП Черных И.В., Лычаков В.Д.

ОАО «НПО ЦКТИ», г. Санкт-Петербург Интенсификация теплообмена в энергетических установках является актуальной проблемой в современной теплофизике. В теплообменных устройствах широко применяются поперечно-обтекаемые оребренные трубы.

Перспективным является создание легких теплообменных элементов с разной степенью оребрения, обла дающих низким контактным термосопротивлением между ребром и несущей давление трубой.

Рис. 1. Схема компоновки оребренной «трубы» из элементов КП-20.

В настоящее время ООО «НББК» изготавливает по оригинальной технологии (патент [1]) оребренные «тру бы», состоящие из элементов КП 20 (рис 1), обладающие следующими преимуществами:

• отсутствует контактное термическое сопротивление между ребрами и несущей давление трубой;

• малая толщина как пластин (ребер), так и стенки «трубы» (dтр=1,5мм) значительно понижает массу;

• технологические выступы на внутренней поверхности «трубы» интенсифицируют теплоотдачу к этой по верхности в 2,15 раза относительно гладкой трубы;

• высокие прочностные качества образцов, разрушение при внутреннем давлении 39,4-40,1 МПа.

• поверхностный слой меди на сборках повышает их среднюю теплопроводность до 75 Вт/мК. Однако, наличие меди исключает возможность их использования в первых двух контурах АЭС и пароконденсатном контуре ТЭС.

В существующих нормативных документах [2 и др.] рекомендации для расчета оребренных труб с ребрами сложной формы и с высокими коэффициентами оребрения отсутствуют. Поэтому на основе проведенных ис пытаний была создана методика расчета сборок из элементов КП 20.

На основе результатов испытаний оценены максимальные значения погонной мощности эффективной ра боты элементов КП 20 с прямоугольными ребрами Nпог=7 кВт/м.

Список литературы 1. Либкинд Б. Н., Либкинд C. Б. Патент на изобретение № 2272979. Пластинчатый теплообменник. Зареги стрирован в Государственном реестре изобретений РФ 23.03.2006.

2. РД 24.035.05-89. Тепловой и гидравлический расчет теплообменного оборудования АЭС. — Л.: НПО ЦКТИ, 1991.

ПРОЕКТ БАШЕННОЙ ИСПАРИТЕЛЬНОЙ ГРАДИРНИ ДЛЯ ЭНЕРГОБЛОКОВ СЕРИИ АЭС-2006 И АЭС С ВВЭР ТОИ Пресман М.Р., Мошков К.В.

ОАО «Санкт-Петербургский Атомэнергопроект», г. Санкт-Петербург До сегодняшнего дня на действующих атомных станциях России и стран ближнего зарубежья при работе оборотной системы технического водоснабжения с градирнями применялась схема с установкой двух гра дирен на блок. Крупнейшие башенные градирни, построенные по проекту ОАО «СПбАЭП» на Калининской АЭС и Ровенской АЭС. Это градирни высотой 150 м, площадью орошения 10000 м2, производительностью 100000 м3/час.

Однако при проектировании этих градирен наметилась тенденция к возможности увеличения производи тельности градирен и, как следствие, переходу к варианту применения одной градирни на блок.

Один из главных вопросов при разработке проекта одной градирни на блок — это определение основных геометрических характеристик градирни на основании технико-экономического расчета.

Работу над проектом одной градирни на блок была начата с комплекса научно-исследовательских работ в обоснование проектных решений. Это, в первую очередь, работа «Комплексные технико-экономические ис следования по оптимизации низкопотенциальной части турбоустановки К-1200-6,8/3000 для ЛАЭС-2». Также для оптимального выбора всех параметров градирни был выполнен ряд отдельных научных работ.

Особое внимание еще на предпроектной стадии было уделено вопросам охраны окружающей среды и влияния работающих градирен на экосистему региона. Была выполнена работа «Оценка воздействия со вместной работы градирен четырех энергоблоков ЛАЭС-2 на экосистему региона на основе разработки физи ко-математической модели».

Таким образом, был выполнен целый комплекс НИР в обоснование проектных решений, с помощью кото рых была оптимизирована величина расхода циркуляционной воды, подобрано технологическое оборудова ние, которое не только позволит максимально повысить технико-экономические характеристики градирен, но и обеспечит безопасную работу градирен для окружающей среды.

В результате технико-экономического расчета определены основные размеры градирни для блока МВт для районов строительства Балтийской АЭС и Ленинградской АЭС-2. Высота градирни — 167 м, высота воздуховходных окон — 10,3 м, диаметр основания градирни — 128 м, площадь орошения — 11400 м2, диа метр выходного сечения градирни — 80,9 м.

В данном проекте реализован целый ряд решений, направленных на достижение стабильно высоких по казателей работы градирни, снижения капвложений в сооружение градирни, поддержание безаварийной ра боты градирни в зимний период.

Так, для данного проекта нами рассмотрен вариант конструкции оросительного устройства французской ком пании HAMON THERMAL EUROPE. Отличительной особенностью данного оросительного устройства является его, так называемая, подвесная конструкция. Блоки оросителя подвешиваются при помощи системы трубок, заглушек, подвесных тросов и крюков к балкам сборного железобетонного каркаса. К этим же балкам подвешиваются трубо проводы системы водораспределения и на эти же балки устанавливаются панели водоуловителя.

Преимущества данной конструкции: применение одного яруса опорных балок вместо трех при стандарт ной схеме, когда блоки оросителя устанавливаются на один ярус сборных ж/б балок, трубы водораспределе ния на второй, а блоки водоуловителя устанавливаются на третий ярус сборных ж/б балок, позволяет:

а) снизить аэродинамическое сопротивление строительных конструкций градирни и, тем самым, повысить эффективность охлаждения воды в градирне;

б) снизить капитальные вложения в ж/б конструкции градирни;

в) снизить затраты электроэнергии на собственные нужды благодаря применению энергосберегающих со пел и снижению высотной отметки трубопроводов водораспределения Конструкция водоуловительного устройства данного проекта, отличается низким аэродинамическим со противлением при уникальных показателях по эффективности (потери воды составляют 0,001% от расхода циркуляционной воды). Такие показатели гарантируют экологическую безопасность работы градирни, по скольку именно водоуловитель отвечает за влияние работы градирни на окружающую среду.

Таким образом, благодаря указанным преимуществам, применение данного оборудования на градирнях пер вого энергоблока ЛАЭС-2 позволит снизить на 2 градуса температуру охлажденной воды в градирнях, что дает увеличение мощности турбины на 4,9 МВт в летний период, что, в свою очередь, приведет к увеличению выдачи электроэнергии в разрезе года на 22118 МВт*час. При этом на 48 млн. руб. снижаются капвложения в опорные конструкции оросителя. Таким образом, суммарный годовой экономический эффект применения подвесной кон струкции оросителя «HAMON» на градирнях первого энергоблока ЛАЭС-2 составит 20,7 млн. руб/год.

Конструкция оросительного устройства для данного проекта не поддерживает горение и изготавливается из высококачественной пленки ПВХ. Конструкция чрезвычайно прочная и выдерживает нагрузки от обледе нения до 2000 кг/м2.

В данном проекте реализован целый ряд мероприятий по обеспечению надежной и эффективной ра боты градирни в зимний период. Основное мероприятие — это секторизация площади орошения на пе риферийную и центральную зоны. Смысл такой процедуры заключается в том, что, исключая из работы отдельные зоны градирни и, направляя расход воды этих зон через автоматический байпас напрямую в водосборный бассейн градирни повышается температура охлажденной воды в градирне в целом, и это препятствует появлению значительных участков обледенения. В нашем проекте предлагается выделить зон в градирне. Две центральные и четыре на периферии.

Таким образом, работа градирни осуществляется при минимальных температурах воздуха в зимний период до минус 40 °С и ниже.

Срок строительства градирни по данному проекту — 3 года. Гарантированный срок эксплуатации градир ни — 60 лет. Срок эксплуатации оборудования градирни 25–30 лет.

Таким образом, ОАО «СПбАЭП» сегодня разработан проект башенной испарительной градирни для АЭС мощ ностью 1200 МВт. Проект отвечает самым последним достижениям в области технологии градирен и позволит обеспечить требуемую надежность и эффективность работы всей системы оборотного водоснабжения АЭС.

Данный проект предполагается к реализации на площадках Балтийской АЭС и Ленинградской АЭС-2.

К ВОПРОСУ РЕГУЛИРОВАНИЯ ДАВЛЕНИЯ ПАРА В ПАРОГЕНЕРАТОРАХ АЭС С АККУМУЛЯТОРАМИ ТЕПЛОВОЙ ЭНЕРГИИ Бажанов В.В., Лощаков И.И., Щуклинов А.П.

СПбГПУ, г. Санкт-Петербург Утвержденная Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России…» предполагает масштабное строительство новых атомных энергоблоков, призванных заменить вы бывающие мощности и удовлетворить непрерывный рост энергетических потребностей страны.

При этом возникает необходимость привлечения АЭС не только к покрытию переменной части графика на грузок: увеличению производства в дневное время и снижению производства в ночное время, но и к участию в регулировании частоты тока сети.

Проведенный во ВНИИАЭС в 2003–2004 годах технико-экономический анализ эффективности различных возможных решений возникшей проблемы достаточно убедительно показал, что применение системы акку мулирования тепловой энергии (САТЭ) на АЭС в складывающихся условиях России является наиболее эконо мичным техническим решением в части привлечения АЭС к участию в покрытии переменной части диспет черского графика нагрузок. [1] Принципиальная тепловая схема АЭС с ВВЭР и с масляными аккумуляторами тепловой энергии, наиболее разработанными в настоящее время, представлена на рис.1.

Рис. 1. Принципиальная тепловая схема энергоблока АЭС в совокупности с САТЭ На схеме условно обозначено: ПГ — парогенератор, СРК — стопорно-регулирующий клапан, ЦВД — ци линдр высокого давления, С — сепаратор, ПП1 — первая ступень пароперегревателя, ПП2 — вторая ступень пароперегревателя, ЦСД — цилиндр среднего давления, ЦНД — цилиндр низкого давления, К — конденса тор, КН — конденсационный насос, КПУ — конденсатор пара уплотнений, ПНД — подогреватель низкого дав ления, СН — сливной насос, Д — деаэратор, ПН — питательный насос, ПВД — подогреватель высокого давле ния, КТЗ — конденсационный теплообменник зарядки, ТРВД — теплообменник разрядки высокого давления, ТРНД — теплообменник разрядки низкого давления, БАК ВТТ — бак высокотемпературного теплоносителя, ЦН — циркуляционный насос.

Наличие аккумуляторов тепловой энергии может позволить осуществлять регулирование давле ния в парогенераторах в режимах регулирования частоты тока и мощности сети, освободив реак тор от дополнительной циклической нагрузки, снижающей, естественно, ресурс реакторного обо рудования [2]. Кроме того, реакторная установка к концу кампании активной зоны при принятом в настоящее время в энергетических реакторах подходе к регулированию мощности не может резко увеличивать свою мощность. Используя аккумуляторы тепловой энергии регулирование давления в парогенераторах может осуществляться, например, изменением температуры и расхода питательной воды в режиме разрядки САТЭ, или изменением расхода пара на конденсационный теплообменник зарядки САТЭ в режиме зарядки.

Для обоснования целесообразности привлечения САТЭ для регулирования давления в парогене раторе в динамических режимах энергоблоков АЭС необходимо ответить на ряд вопросов:

1. Удовлетворяют ли по своей инерционности теплообменники зарядки и разрядки высокого дав ления САТЭ предъявляемым требованиям по обеспечению регулирования давления пара в пароге нераторе;

2. Каким требованиям по своим маневренным возможностям должна отвечать привлекаемая к ре гулированию давления пара в парогенераторе регулирующая арматура;

3. Каким образом должно обеспечиваться регулирование давления в парогенераторе при регу лировании частоты тока в сети в промежутках между зарядкой и разрядкой САТЭ, т.е. когда САТЭ от ключено от второго контура.

На решение этих вопросов и должно быть обращено внимание специализированных научно-ис следовательских центров.

Список литературы 1. Чаховский В.М., Сопленков К. Сэкономим? Энергоэффективность теплоаккумулирующих систем в атом ной энергетике // Росэнергоатом, 2010, №2.

2. Аверьянова С.П., Дубов А.А., Косоуров К.Б., Филимонов П.Е., Температурное регулирование и маневрен ность ВВЭР-1000 // Атомная энергия. Т. 109, вып. 4, октябрь 2010.

ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС «КАРАВАН» ДЛЯ ДИАГНОСТИКИ, МОНИТОРИНГА И ПРОГНОЗА РАЗВИТИЯ АВАРИЙНОЙ СИТУАЦИИ НА АЭС С ВВЭР Жукавин А.П., Федоров И.В., Фукс Р.Л., Славинский К.А., Капацкая И.А., Федоровский А.Ю.

ОАО «ДЖЭТ», г. Москва ПК КАРАВАН осуществляет мониторинг состояния энергоблока, автоматическую диагностику отказов обо рудования и производит ускоренный расчет с целью прогноза развития аварийной ситуации.

Методика диагностики основана на непрерывном анализе изменения основных измеряемых параметров блока и их производных. Среднее время диагностирования отказа — около 10 секунд. Диагностируются течи, отказы насосов, неисправности арматуры.

В ПК КАРАВАН используются теплогидравлические и нейтронно-физические модели реакторной установ ки, а также модели систем управления.

В режиме работы мониторинга программный комплекс может отслеживать основные параметры энер гоблока и использовать их для корректировки своего расчета. При возникновении аварийной ситуации на энергоблоке комплекс автоматически производит ее диагностику и вводит в свои модели изменения, соот ветствующие данным системы диагностики.

Получив таким образом исходное состояние, комплекс может начать ускоренное (в 10-15 и более раз, скорость расчета зависит от используемых вычислительных мощностей) моделирование развития ава рийной ситуации с целью прогноза состояния наблюдаемого энергоблока. При этом система диагностики ПК КАРАВАН продолжает функционировать и способна отследить дальнейшие отказы оборудования. При обнаружении и диагностировании дополнительных факторов (обесточения, действия персонала и т. д.), комплекс может произвести перезапуск ускоренного моделирования с целью учета внесенных измене ний и корректировки расчета.

Ускоренный прогнозный расчет позволяет получить данные не только по контролируемым параме трам энергоблока, но и по не измеряемым, полученным в результате моделирования. Например — тем пературы топлива, тепловые и нейтронные потоки, параметры теплоносителя по всему контуру.

Прогнозный расчет учитывает широкий спектр процессов, происходящих в реакторной установке — ней тронно-физических, теплогидравлических, нарушения целостности оболочки топлива, выхода активности.

Благодаря этому, ПК КАРАВАН может использоваться для отслеживания и моделирования развития аварий ной ситуации, начиная с обнаружения ее первопричины, разрушения барьеров безопасности и заканчивая выходом активности.

На данный момент ПК КАРАВАН настроен на Энергоблок №1 Волгодонской АЭС. Комплекс может быть пе ренастроен на любой типовой блок ВВЭР-1000. Методика диагностики может быть переработана для приме нения на блоках с реакторами других типов.

МОДЕЛИРОВАНИЕ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЙ НА АЭС С РУ ВВЭР В РЕАЛЬНОМ МАСШТАБЕ ВРЕМЕНИ Фукс Р.Л., Осадчая Д.Ю.

ОАО «ДЖЭТ», г. Москва Одной из важнейших задач при обосновании безопасности АЭС является разработка мероприятий по управлению тяжелыми авариями, если такая авария все же произойдет. Такие мероприятия становятся со ставной частью документов по обоснованию безопасности [1].

В настоящее время разработана единая программа, которая позволяет моделировать:

— теплогидравлику реакторного контура;

— работу современных систем безопасности на АЭС нового поколения;

— тяжелые аварии;

— контаймент (герметичную оболочку);

— выделение и выход горючих газов и газообразных продуктов деления в процессе тяжелой аварии.

Основным преимуществом такого кода является то, что он позволяет моделировать запроектную аварию в реальном масштабе времени (в рамках тренажерного моделирования).

Расчетный код включает в себя пять основных программ, которые рассматривают основные группы про цессов, характерные для тяжелой стадии аварии:

— теплогидравлические процессы, происходящие в первом контуре (CMS);

— процессы разогрева и разрушения активной зоны (SACORE);

— процессы, происходящие в нижней камере реактора после начала выпадения в нее материалов дегра дирующей АЗ (SADOCO);

— процессы взаимодействия расплава с бетоном (для блоков, не оборудованных устройством локализа ции расплава) (SACONC);

— процессы, протекающие в устройстве локализации расплава после проплавления днища корпуса ре актора и вываливания находящихся на нем расплавленных материалов активной зоны, внутрикорпусных устройств и днища в устройство локализации (SALOV).

Разработанный пакет расчетного кода рекомендуется для использования при анализе запроектных аварий и разработке мер по ослаблению влияния их последствий на безопасность населения и окружа ющей среды.

Список литературы 1. А.Е.Крошилин, д.т.н., В.Е.Крошилин, д.ф-м.н., Р.Л.Фукс, к.т.н. ГП ВНИИАЭС. Моделирование экстремальных ситуаций на АЭС с ВВЭР-1000 с помощью пакета расчетных программ БАГИРА-SAM.

СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ И ОСОБЕННОСТИ КОМПОНОВКИ ТУРБОУСТАНОВОК ОАО «СИЛОВЫЕ МАШИНЫ» И ООО «АЛЬСТОМ АТОМЭНЕРГОМАШ» НА ПРИМЕРЕ БТАЭС Носанкова Л.В., Бурчева А.В.

ОАО «Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «Атомэнергопроект», г. Санкт-Петербург Балтийская АЭС — атомная электростанция серии «АЭС–2006» с реактором ВВЭР–1200 на базе проекта Ленинградской АЭС-2. Расчетный срок службы основного оборудования Балтийской АЭС —60 лет.

В техническом проекте БтАЭС в здании турбины к установке принята быстроходная турбина К-1200-6,8/50 производства ОАО «Силовые Машины» «ЛМЗ», с частотой вращения ротора 3000 об/мин. Номи нальная электрическая мощность каждого блока с турбиной К-1200-6,8/50 определена в 1194 МВт.


На данный момент рассматривается предложение о перекомпоновке здания турбины БтАЭС турбо установкой на базе тихоходной турбины «Arabelle» российско-французского совместного предприятия ООО «Альстом Атомэнергомаш», с частотой вращения 1500 об/мин и номинальной электрической мощностью 1197 МВт.

Установка в здании турбины строящейся БтАЭС турбоустановки «Arabelle» потребует существенного изме нения проекта. Основные изменения коснутся технического водоснабжения, установки дополнительно баков аварийного слива масла и электролизерной и т. д.

Основные отличительные особенности турбоустановок ОАО «Силовые Машины» и ООО «Альстом Атомэ нергомаш» представлены в таблице 1.

Таблица 1. Особенности конструкции и отличия компоновки основного оборудования турбоустановок ОАО «Силовые машины» и ООО «Альстом Атомэнергомаш К-1200-6,8/50 «Arabelle»

ОАО «Силовые Машины» ООО «Альстом Атомэнергомаш»

Конструктивная схема тур 2ЦНД+ЦВД+2ЦНД ЦВСД+2ЦНД бины С водо-водяным охлажде- С водородно-водяным ох Генератор нием лаждением 4ПНД1 + ПНД2 + ПНД3 + 2ПНД1 + 2ПНД2+ ПНД3 + Система регенерации ПНД4 + Д + 2ПВД5+ 2ПВД6 ПНД4 + Д + 2ПВД5+ 2ПВД ПНД1 Горизонтальный Дуплексный (ПНД-1, ПНД-2 в одном корпусе) ПНД2 Смешивающий ПНД Вертикальные Горизонтальные ПНД Вертикальные;

Горизонтальные;

СПП количество — 4;

количество — 2;

Вертикальные;

Горизонтальные;

ПВД-7 рас ПВД Расположены на одной от положен над ПВД- метке Без бустерного насоса С бустерным насосом;

ПЭН 4 рабочих, 1 резервный;

3 рабочих, 1 резервный Насосы основного конден 2-х ступенчатая подача Одноступенчатая подача сата Технико-экономическое обоснование замены быстроходной турбины ОАО «СМ» тихоходной ОАО «ААЭМ», было выполнено согласно методики сравнения вариантов на основании анализа капитальных затрат.

В сметно-финансовом расчете были учтены кроме затрат на приобретение и монтаж тихоходной турбоу становки, также затраты на изменения, связанные с ее установкой на БтАЭС.

Разница в капитальных затрат СФР выявила дополнительные капитальные издержки для вариан та с тихоходными турбинами ООО «ААЭМ» для двух блоков БтАЭС в размере 8738,2 млн. руб. в ценах 1 кв.2012г.

Анализ собственных нужд явных преимуществ у вариантов не выявил. Потребляемая электроэнергия на СН турбоустановки К-1200-6,8/50 составляет порядка 28,8МВт, у «Арабель» — 29МВт.

Вариант с установкой турбины ОАО «ААЭМ» при одинаковой мощности ЯППУ дает выработ ку дополнительной номинальной мощности в размере 3 МВт, в сравнении с вариантом с быстроход ной турбиной. Это преимущество дает дополнительный годовой отпуск электроэнергии в размере 45 млн. кВт*ч. Тариф на электроэнергию для производственных потребителей на внутреннем рынке в текущих ценах составляет 1464,8 руб./тыс. кВт*час.

По программе «АтомЭнерго-Инвест» был проведен сравнительный расчет экономической эффективно сти, который показал, что дополнительные капитальные вложения для проекта с тихоходной турбиной ООО «ААЭМ» не окупаются выручкой, которая будет получена за весь срок жизни проекта от продажи дополни тельного годового отпуска электроэнергии от двух блоков в размере 45 млн. кВт*ч.

НАДЕЖНОСТЬ И ПРОГРЕВ ПОДОГРЕВАТЕЛЕЙ ВЫСОКОГО ДАВЛЕНИЯ ВО ВТОРОМ КОНТУРЕ АЭС С РЕАКТОРОМ ВВЭР Есин С.Б., Трифонов Н.Н., Тимкин С.В.

ОАО «НПО ЦКТИ», г. Санкт-Петербург Подогреватели высокого давления являются неотъемлемой частью системы регенерации паровых турбин АЭС. Надежность конструкции, эксплуатационные параметры и маневренность являются крайне важ ными характеристиками их работы. На существующих станциях установлены подогреватели высокого давле ния спирально-коллекторного типа. Опыт эксплуатации энергоблоков показал [1], что в период топливных компаний характеристики теплообмена парогенераторов (ПГ) снижается на 1–3%. Основной причиной сни жения характеристик теплообмена ПГ является занос их трубного пучка со стороны второго контура оксид ными отложениями. Основной вынос соединений железа из первого по ходу воды спирально-коллекторно го ПВД, в котором вода нагревается от 168 до 1850С. Поэтому в последних проектах АЭС с реакторами ВВЭР 1000 и 1200 идет активное внедрение подогревателей высокого давления камерного типа (ПВД-К) с толщиной трубной тоски ~450 мм и толщина стенки водяной камеры ~200мм, которые лишены этой проблемы. Одной из основных характеристик, определяющий их надежную эксплуатацию, является, предварительный прогрев толстостенных элементов конструкции подогревателя, перед включением их в работу по пару и воде.

Расчет количества теплоты, необходимого для нагрева металла ПВД-К выполнен на основании равен ства уравнений теплового баланса, теплоотдачи поверхности нагрева и допускаемой скорости прогрева:

где:

Q = M M CM Dt — тепло, необходимое для прогрева металла;

Q = G Di — тепло, передаваемое паром металлу;

Q = F Dt — тепло, воспринимаемое поверхностью металла водяной камеры.

Зная массу ПВД-К, количество теплоты и параметры теплоносителя, можно рассчитать скорость и вре мя необходимое для прогрева ПВД-К.

Известны два способа прогрева ПВД-К — «паровой» и «водяной». В частности, время «парового» прогрева на ТАЭС составляет 1416ч., что сказывается на маневренных характеристиках энергоблока в целом. Основ ным недостатком парового способа прогрева является то, что возникают значительные напряжения в зоне сварки водяной камеры и трубной доски, в следствии того что перфорированная часть трубной доски прогре вается быстро ~1015сек, металл в этой зоне расширяется, а металл водяной камеры и на периферии трубной доски еще холодный, что создает значительные напряжения.

ОАО «НПО ЦКТИ» обобщило данные по схемам прогрева и фактической повреждаемости, отечественных и зарубежных ПВД-К для ТЭС и АЭС. Разработало ряд новых схем и решений и выполнило расчетный анализ повреждаемости ПВД-К при различных схемах прогрева ПВД-К [2]. По результатам данного анализа было вы явлено, что оптимальной схемой при которой минимальные напряжения в водяной камере и трубной доске ПВД-К и их повреждаемость, является схема с независимым контуром прогрева (рис.1). Эта схема включает дополнительный теплообменник, габариты которого 350500мм и длина l=2,53,0м и циркуляционный на сос, который устанавливается на трубопроводе и массой ~50кг. Также одно из основных преимуществ данной схемы это автономность, что позволяет включать ПВД-К в работу в любой момент времени от начала пусковых операций до набора мощности на блоке и возможность регулировать скорость прогрева, что необходимо для аппаратов со сроком службы 5060 лет.

Помимо упомянутой схемы с автономным контуром также были рассмотрены еще 4 схемы прогрева. Рас четная повреждаемость при этих схемах больше в 1,52 раза чем в 1 варианте.

Наиболее простая схема прогрева ПВД-К через дроссельное устройство (рис. 2), установленное на байпасе впускного быстродействующего защитного клапана или отключающей арматуры. ПВД-К прогревается водой от деаэратора при его прогреве и пуске блока из холодного состояния. На работающем блоке ПВД-К прогре вается паром, образующимся при вскипании питательной воды.

Рис.1. Схема прогрева ПВД-К через автономный контур Рис. 2. Схема прогрева ПВД-К через дроссельное устройство Другие схемы прогрева, их описание, положительные и отрицательные факторы в условиях эксплуатации АЭС, приводятся в докладе.

Список литературы 1. Трифонов Н.Н. и др. Модернизация и обеспечение надежности оборудования системы регенерации па ровых турбин АЭС // Тяжелое машиностроение. — 2000, №3.

2. Трифонов Н.Н., Белоусов М.П.. Разработка задания на циклическую прочность ПВД-К-6 и 7 разработка принципиальной схемы и алгоритма прогрева ПВД-К-6 блока 4 Калининской АЭС. — НПО ЦКТИ, 2009.

ОСНОВНЫЕ РЕШЕНИЯ ПО МАШИННОМУ ЗАЛУ БЕЛОЯРСКОЙ АЭС, БЛОК IV Яковлева И. Б.

ОАО «СПбАЭП»

Работы по сооружению IV блока Белоярской АЭС (БАЭС) были начаты еще в 1984 году, пуск предполагался в 1992 г. Однако после 1986 года строительство всех новых АЭС в России было заморожено, проекты направ лены на корректировку. И только в 2006 году IV блок БАЭС был включен в Федеральную Целевую Программу «Развитие энергопромышленного комплекса России в 2007–2010 гг. и на перспективу до 2015 года», и было возобновлено его строительство.

В данной работе рассмотрены наиболее интересные моменты, принятые в объемно-планировочном и кон структивном решении машинного зала данного энергоблока, а также проблемы, которые возникали при его проектировании и строительстве. Также нам хотелось бы рассказать об изменениях, которые были произош ли с проектом данного сооружения по сравнению с первоначальным его вариантом.

Изначально планировалось, что каркас машинного зала будет выполнен металлическим, но затем был сде лан переход к варианту из монолитного железобетона. Данное решение было продиктовано следующими преимуществами:

— гарантированно обеспечена требуемая огнестойкость несущих элементов каркаса (металлический кар кас требует дополнительных работ по обеспечению огнестойкости конструкций);

— железобетон лучше обеспечивает затухание колебаний, что уменьшает сейсмические нагрузки на обо рудование;

— за счет отсутствия металлических связей имеется больше возможностей для компоновочных решений;

— железобетонные монолитные перекрытия, в отличие от бетонных перекрытий по металлическим бал кам, служат едиными дисками жесткости машзала, что, согласно расчетам, ограничивает сейсмическое сме щение фундамента турбоагрегата относительно здания турбины.

Еще одним изменением первоначального проекта явилось применение виброизоляции для фундаментов машин с динамическими нагрузками. Причем фундаменты на упругом основании применялись не только для опирания турбоагрегата (ОАО «СПбАЭП» и непосредственно отдел СО1 имеет большой опыт в разработке та ких фундаментов, нередко используя их именно для опирания турбин), но и для питательных насосов (данное конструктивное решение было принято впервые в России).


Если применение виброизоляторов для фундамента турбоагрегата дало такие преимущества перед при менением колонн большой высоты и малого сечения (альтернатива виброизолированного фундамента), как:

— передача на строительные конструкции ниже виброизоляторов фактически только статических нагру зок, так как пружины значительно уменьшают передачу вибрации от турбоагрегата. Это позволило скомпо новать здание турбины как пространственную многопролетную конструкцию. При этом колонны наружного каркаса объединены со стойками фундамента турбоагрегата в единую конструкцию, на которую через вибро изоляторы опирается верхнее строение фундамента турбоагрегата;

— достижение низкого уровня вибрации турбоагрегата;

— снижение нагрузки на верхнее строение фундамента при сейсмических воздействиях и передачи темпе ратурных нагрузок с верхнего строения на каркас;

— возможность проводить корректировку положения турбоагрегата, а также выравнивать ось валопровода;

то без использования упругого основания для питательных насосов было бы невозможно разместить все оборудование маслохозяйства, необходимого для эксплуатации насосов (оно бы находилось в коллизии с ко лоннами, заменяющими виброизоляторы) и обеспечить свободный доступ к нему персонала станции, а также провести свободную трассировку трубопроводов.

Кроме того, упругое основание позволяет надолго продлить срок службы оборудования, и, таким образом, сэкономить финансовые вложения в АЭС.

Среди других интересных особенностей проекта машинного зала IV блока БАЭС можно отметить:

— блочные поставку и монтаж конденсаторов (пожелание изготовителя конденсаторной группы — ОАО «ЛМЗ»);

— нестандартный узел опирания прогона на железобетонную стену для устройства кровельного покрытия по прогонам (в связи с наличием смежных стены машинного зала и реакторного отделения).

В качестве проблем, возникших в процессе строительства данного сооружения, можно выделить:

— приостановку работ на перекрытии на отметке 0,000 из-за задержки в выборе питательных электро насосов (ПЭНов). Возведение железобетонных конструкций на вышележащих отметках велось в отсутствие участка данного перекрытия. Это привело к усложнению процесса строительства машинного зала, а также к корродированию оставленных для перехлеста выпусков арматуры;

— задержку строительства общей стены машинного зала и этажерки электроустройств, поскольку необхо димо было дождаться возведения перекрытия машинного зала, опирающегося на данную стену.

Таким образом, можно утверждать, что трудности при возведении данного сооружения возникали не из-за недоработок проекта, а нестандартные решения, примененные при проектировании, позволили облегчить и ускорить процесс строительства.

Список литературы 1. СНиП 2.03.01-84* Бетонные и железобетонные конструкции. — М.: Госстрой СССР, 1985.

2. СНиП 2.01.07-85*. Нагрузки и воздействия. — М.: Минстрой России,1996.

3. РД24-078-91. Рекомендации по проектированию фундаментов турбоагрегатов.

4. СП 52-101-2003 «Бетонные и железобетонные конструкции без предварительного напряжения армату ры». ГУП «НИИЖБ». — М., 2004.

5. Нормы проектирования сейсмостойких АЭС. НП-31-01. — М.: Энергоатомиздат, 2001.

6. Нормы строительного проектирования АС с реакторами различного типа. ПиН АЭ-5.6. Министерство атомной энергетики СССР,1986.

ОПЫТ ПРИМЕНЕНИЯ 3D-МОДЕЛИРОВАНИЯ ДЛЯ ПОДГОТОВКИ ПРОИЗВОДСТВА Перчаткин К.Д., Афанасьев В.А., Дрягин Д.О.

Объединенное конструкторское бюро, ОАО «Ижорские заводы», г. Санкт-Петербург Доклад посвящен практическому решению одной из проблем внедрения 3D-моделирования на машино строительном предприятии.

Проектное подразделение предприятия-изготовителя, как правило, разрабатывает конструкторскую до кументацию в рамках рабочего проектирования, обеспечивающего подготовку производства и изготовление оборудования. При этом документация технического проекта, на основании которой разрабатывается рабо чий проект, поступает на предприятие извне в виде комплекта 2D-чертежей, а не 3D-модели.

В настоящее время уже делаются определенные шаги в направлении придания трехмерной модели закон ного статуса. В перспективе мы придем к тому, что на предприятие-изготовитель вместе с техническим проек том будет поступать модель со степенью проработки, соответствующей стадии технического проектирования.

Тогда конструкторскому подразделению предприятия останется довести модель до стадии рабочего проекта, изготовить на ее основе комплект рабочих чертежей и запустить изделие в производство. Существенным ша гом в этом направлении можно считать проект ВВЭР-ТОИ ГК «Росатом». В реализации проекта участвуют ПКФ ОАО «Концерн Росэнергоатом», ОАО «ВНИИАЭС», ОКБ «Гидропресс», НИЦ «Курчатовский институт». Работы по созданию типового проекта АЭС с оптимизированным и информатизированным энергоблоком большой мощности на базе технологии ВВЭР возглавляет ОАО «Атомэнергопроект» — генеральный проектировщик проекта ВВЭР-ТОИ. Планируется, что создание типового проекта ВВЭР-ТОИ будет завершено к концу 2012 года, что позволит представить его на мировом рынке атомной энергетики в 2013 году.

Но пока конструкторское подразделение предприятия-изготовителя сталкивается с дилеммой — разрабо тать модель или внести необходимые изменения в годами выверенный комплект рабочих чертежей. В долго срочной перспективе использовать модель выгоднее. Но поскольку для предприятия-изготовителя модель представляет интерес только максимально детализированная, т.е. соответствующая стадии рабочего проек тирования, а на предприятии все решают контрактные сроки поставки оборудования, разработка модели для наиболее сложных узлов все время откладывается.

Складывается парадоксальная ситуация. В то время, как владение 3D стало обязательной компетенцией любой инжиниринговой компании и модель востребована многими подразделениями предприятия (в докладе приводятся многочисленные конкретные примеры, в том числе и выходящие за рамки понятия сквозного моделирования), раз работка моделей оборачивается для конструкторского подразделения не техническим прорывом, не долгожданным воплощением датацентрической идеи, общепринятой в инженерной практике, а дополнительным бременем.

В докладе описываются различные организационные и технические решения, позволяющие сделать пере ход к 3D более комфортным. Особый упор делается на двух аспектах:

1. Использование коллективного моделирования, где в качестве среды выбран Autodesk Vault) 2. Применение сквозного CAD/CAE моделирования в тесно интегрированной связке Inventor-ANSYS.

Докладчик делится достигнутыми успехами и рассказывает о перспективах.

Список литературы 1. М. Белов, В. Репин, А. Крошилин «Информационно-технологическая среда управления жизненным ци клом энергоблока проекта ВВЭР-ТОИ Госкорпорации «Росатом» // Инновационное проектирование № «Управление жизненным циклом сложных инженерных объектов». — Н.Новгород, 2011.

2. С. Корнилов «Сквозное моделирование. Опыт интеграции информационных систем подготовки произ водства оборудования АЭС на базе 3D-модели» // Инновационное проектирование №3 «Управление жизнен ным циклом сложных инженерных объектов». — Н.Новгород, 2011.

ПРОЕКТИРОВАНИЕ РАСКЛАДКИ КАБЕЛЕЙ С ПОМОЩЬЮ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА ATOMBDW Бурьяненко Д.В., Дмитроченко А.Д., Бурыгина Я.С., Рыков К.В., Cорокина Д.С.

ОАО «Санкт-Петербргский Атомэнергопроект», г. Санкт-Петербург Требования сегодняшнего дня по кабельному хозяйству:

— сокращение времени на проектирование объектов;

— необходимость повышения качества проектов;

— предоставление информации в векторном виде, моделях, базах данных и т. д.;

— оперативный учет изменений в проекте.

Цель и направление:

— автоматизация процесса кабельной раскладки;

— автоматизированный выпуск проектной документации: кабельных журналов, планов кабельных трасс, сечений кабельных трасс в местах установки противопожарных проходок;

— автоматизированное формирование спецификаций на кабели;

— автоматизированный учет изменений в выпущенных документах;

— передача монтажной организации проекта раскладки кабелей в виде базы данных и в том числе с учетом изменений внесенных в процессе монтажа;

— получение от монтажной организации отчетов о проложенных кабелях и фиксация их в базе данных;

— подготовка данных для анализа раскладки кабелей с точки зрения Вероятностного Анализа Без опасности;

— автоматизированный расчет нагрузок на кабельные металлоконструкции от проложенных кабелей;

— автоматизированные расчеты пожарных нагрузок создаваемых кабелями.

Назначение и состав программного комплекса ATOMBDW:

— программный комплекс предназначен для автоматического определения кратчайшего пути следо вания или иного пути следования кабеля, выбранного вручную, и записи его в кабельном журнале по трех мерному графу кабельных трасс от устройства «ОТКУДА» к устройству «КУДА» с контролем заполнения кабе ленесущих конструкций и соблюдением правил раскладки (на основе действующих правил и норм).

— программный комплекс представляет пользователю графический интерфейс для работы с широки ми возможностями 3D графики (трехмерных трассы и двух- и трех-мерной архитектуры) — программный комплекс позволяет определять длины кабелей, сечения трас, контролировать за полнение кабельных конструкций и выводить полученные результаты в виде кабельных журналов, сечений кабельных трасс и сводок длин кабелей.

Для работы программы должен быть описан граф кабельных трасс для каждого канала, поперечное сече ние кабельных трасс, каталог кабелей, каталог кабельных конструкций, список зданий и сооружений, описа ние геометрических размеров помещений, каталог журналов, введены входные кабельные журналы, со держащие информацию о номере кабеля (KKS код кабеля), устройство «откуда» (KKS код), устройство «куда»

(KKS код), ссылку на каталог журналов, ссылку на каталог кабелей, канал кабельных трасс и группу раскладки, по которым необходимо проложить этот кабель и предельную длину кабеля. На основании этой информации программа позволяет прокладывать кабели в автоматическом режиме (для определения кабельных потоков на стадии проектирования кабельных трасс), в полуавтоматическом интерактивном режиме, в котором про ектировщик выбирает из числа ближайших начальную и конечную трассу, и подтверждает выбранный про граммой кратчайший путь и ручном интерактивном режиме для редактирования путей следования кабелей.

Программа позволяет учитывать (или не учитывать) при поиске путей реальное заполнение трасс. Программа позволяет изменять вручную номер полки(консоли) в пределах допустимых для данной группы.

Структурная схема составляющих программного комплекса ATOMBDW. Трассировка кабелей TASK-CABLE (MS Access).

Подготовка данных. Кабели СableLog (MS Access). Формирование TASK-CABLE (MS Access).

выходной документации: Кабельные журналы, Подготовка данных. СУБД MS SQL Server разрезы по трассам, сводные спецификации Оборудование Отслеживание ревизий кабелей и журналов.

Кабели, оборудование, каталог кабелей, MS ACCESS каталог журналов, /TRACEASSISTANT. Подготовка трассы, полки, пути данных. Трассы CableView (MS Access). Локальная версия разложенных кабелей результатов раскладки MS ACCESS. Подготовка Кабельные журналы, разрезы по трассам, данных. Каталоги сводные спецификации Вид программы ATOMBDW МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНОГО ТЕМПЕРАТУРНОГО СОСТОЯНИЯ ХРАНИЛИЩА ОТВС В ПК ANSYS С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ГОМОГЕННО-ГЕТЕРОГЕННОГО ПОДХОДА Белова Ю.А., Кокушкин А.М., Тарасов Г.И., Кустов С.В.

ОАО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород Цель работы — создание математической модели отсека БВ ХОЯТ.

Представлено поэтапное моделирование методом последовательной гомогенизации гетерогенных кон струкций нестационарного температурного состояния отсека хранилища ОЯТ, заполненного шестнадцати местными чехлами с ОТВС, имеющими «коридорное» размещение.

На основе геометрических характеристик отсека и размещенных в нем чехлов ОТВС была разработана рас четная 3D-модель половины осушенного отсека БВ ХОЯТ, рассеченного плоскостью симметрии. В расчетную модель входили следующие конструктивные элементы: бетонные стены отсека, днище отсека, металлическое щелевое перекрытие отсека, чехловые трубы с находящимися внутри них ОТВС, представленные в виде гомо генизированных пластин.

Анализ результатов показал, что данный способ моделирования температурного состояния хранили ща ОТВС относительно приближенно описывает чехловые трубы с находящимися внутри них ОТВС. Такой подход не позволяет учесть тип упаковки в чехлах чехловых труб («шахматный», «коридорный» или не регулярный), из-за взаимного переоблучения ОТВС значительно влияющего на температурное состояние отсека в целом.

Для учета этих недостатков была создана 3D-модель сектора ОТВС с чехловой трубой, в которую входили следующие конструктивные элементы: твэлы с гомогенизированными теплофизическими свойствами, услов ная «стенка» чехловой трубы, введенная для математического моделирования взаимооблучения чехлов, кры ша чехла, днище чехла. После этого разрабатывалась упрощенная модель сектора ОТВС, где твэлы и воздуш ные зазоры между ними и условной стенкой были заменены одним материалом, теплофизические свойства которого уточнялись последовательными итерациями.

Далее рассматривалась гетерогенная модель чехла с шестнадцатью чехловыми трубами, распо ложенными в коридорном порядке, затем создана упрощенная модель чехла, где чехловые трубы и воздушные зазоры заменялись единым условным материалом. Исходя из полученного распределе ния температур в гомогенно-гетерогенной модели чехла, методом последовательных итераций были определены гомогенизированные теплофизические свойства материала чехла. Конечно-элементная сетка для полученной математической модели шестнадцатиместного чехла допускается гораздо бо лее «грубой», и, соответственно, расчет занимает гораздо меньше машинного времени и ресурсов, чем при использовании гетерогенной модели, включающей в себя множество сложных простран ственных конструкций.

Таким образом, метод последовательной гомогенизации гетерогенных конструкций позволяет создать упрощенную модель для каждого типа чехлов, с любым количеством ОТВС и любым способом размеще ния чехловых труб, и при дальнейшем расчете в ANSYS отсека хранилища достаточно просто менять свой ства и граничные условия при замене в отсеке чехлов, не меняя общую геометрию модели.

ФОРМИРОВАНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ЕДИНОГО ИНФОРМАЦИОННОГО ПРОСТРАНСТВА ОАО «НИАЭП» ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ И СООРУЖЕНИИ АЭС НА БАЗЕ ИСУП НИАЭП Куляев С.А.

ОАО Нижегородская инжиниринговая компания «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ», г. Н. Новгород В современных условиях жесткой конкурентной борьбы на рынке строительства АЭС повышение эффек тивности бизнес-процессов компании, уровня управления и конкурентоспособности, выход на лидирующие позиции невозможен без применения современных ИТ — технологий и информационных систем.

Основным принципом развития ИТ–технологий в ОАО «НИАЭП» является применение современных ин формационных систем и ИТ–технологий, которые должны:

• Обеспечивать поддержку всех основных бизнес-процессов компании;

• Соответствовать мировым достижениям в данной области применения;

• Интегрироваться между собой и создавать Единое Информационное Пространство (ЕИП) компании.

Важнейшей задачей на пути повышения эффективности работы компании является создание ЕИП ОАО «НИАЭП» при проектировании и сооружении АЭС, цель которого — своевременное обеспечение всех участ ников бизнес-процессов актуальной информацией при управлении жизненным циклом АЭС на этапах про ектирования и сооружения.

ЕИП ОАО «НИАЭП» реализовано на базе ИСУП НИАЭП.

Схема взаимодействия информационных систем и программных комплексов (ПК), объединенных в ЕИП ОАО «НИАЭП» на базе ИСУП НИАЭП представлена на рис. 1.

Рис. 1. Схема взаимодействия информационных систем и программных комплексов, объединенных в ЕИП ОАО «НИАЭП» на базе ИСУП НИАЭП ИСУП НИАЭП представляет собой единую интегрированную платформу управления полным циклом стро ительного производства, объединяющую автоматизированную систему учета договоров, систему формирова ния и выдачи проектно-сметной документации, формирования плановых документов (тематические планы и плановые задания),  учета выполненных работ (акты КС-2, КС-3),  управления стоимостью строительства, кон троля исполнительной документации, полевого инжиниринга. ИСУП НИАЭП имеет модульную архитектуру и включает в себя:

• Автоматизированную систему (АС) комплектации оборудования (АСКО);

• АС ведения договоров (АСВД);

• АС интеграции данных (АСИД);

• АС капитального строительства (АСКС);

• АС контроля исполнительной документации (АСКИД) • АС управления стоимостью (АСУС) • Модуль недельно-суточных заданий (НСЗ).

ИСУП НИАЭП объединяет в ЕИП ОАО «НИАЭП»:

1. Информационные системы и программные комплексы:

• Системы автоматизированного проектирования на базе 3D-моделирования (SPE системы ф. Intergraph);

• Систему календарно-сетевого планирования (Oracle Primavera Project Management);

• Систему электронного архива на базе TDMS;

• ПК управления закупками (ПК «СИО») • ПК составления и проверки строительной сметной документации (ПК «Атомсмета»);

• ПК комплексной автоматизации финансово-хозяйственной деятельности строительной организации (1С: Предприятие 8. УСО).

2. Организационные структуры, участвующие в бизнес-процессах проектирования и строительства АЭС:

• Подразделения ОАО «НИАЭП»;

• Филиалы и представительства ОАО «НИАЭП»;

• Субподрядные организации.

ЕИП на базе ИСУП НИАЭП применяется при проектировании и сооружении Калининской АЭС блок 4, Ро стовской АЭС блоки 3 и 4, Балтийской АЭС блоки 1 и 2, с незначительными изменениями планируется к при менению при проектировании и сооружении Белорусской АЭС блок 1.

Применение ЕИП в ОАО «НИАЭП» позволило снизить сроки проектирования и строительства, как отдель ных объектов, так и всей АЭС в целом. Позволило сократить сроки разработки, согласования документации, ускорить процессы закупки и поставки оборудования. Повысилась эффективность взаимодействия всех под разделений компании при проектировании и сооружении АЭС. Позволило оптимизировать бизнес-процес сы и процедуры управления проектами при проектировании и сооружении АЭС. Позволило обеспечить всех участников проекта своевременной и достоверной информацией о состоянии работ при реализации проекта сооружения АЭС. В совокупности все эти факторы увеличения эффективности бизнес-процессов компании позволили добиться главного — снизить стоимость проектирования и сооружения АЭС.

В ближайшие планы развития ЕИП в ОАО «НИАЭП» входит создание ЕИП с Заказчиком для предоставления ему оперативной достоверной отчетной информации о ходе выполнения этапов проектирования и сооруже ния АЭС.

СОВМЕСТНЫЕ РАБОТЫ ОАО «НИАЭП» И КОМПАНИИ «ИНТЕРГРАФ» ПО РАЗВИТИЮ SP ENTERPRISE Немцев Н.М.

ОАО Нижегородская инжиниринговая компания «Атомэнергопроект», г. Н.Новгород Принципы IT ОАО «НИАЭП»:

1. Информационные системы должны обеспечивать поддержку всех основных бизнес-процессов компании;

2. Информационные системы должны быть от ведущих мировых лидеров, должны соответствовать миро вым достижениям в данной области;

3. Информационные системы должны быть интегрированы между собой и создавать Единое Информаци онное Пространство (ЕИП) компании.

Проблемы ограниченности ПО компании «Интерграф»:



Pages:   || 2 | 3 |
 



Похожие работы:





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.