10:33 ПОСЛЕАВАРИЙНЫЙ ПУСК ТРЕХ ЭНЕРГОБЛОКОВ |
 Вопросы возобновления эксплуатации первых трех энергоблоков Чернобыльской АЭС, проведения необходимых для этого работ стояли в ряду важнейших в плане ликвидации последствий аварии. После аварии третий энергоблок, технически связанный с четвертым, остановили в 3 ч 00 мин 26 апреля 1986 г., а первые два энергоблока, остававшиеся в нормальном работоспособном состоянии, — соответственно в 1 ч 13 мин и в 2 ч 13 мин 27 апреля 1986 г. 2 мая 1986 г. принимается решение о переводе энергоблоков№1,2,3 Чернобыльской АЭС в режим временной консервации с поддержанием основных параметров безопасности. Работы по консервации и техническому обслуживанию энергоблоков проводились сменой в количестве 45 человек по 12-часовому графику работы. После нормального расхолаживания реакторы трех энергоблоков были переведены в глубоко подкритичное состояние путем ввода в активную зону всех стержней управления и защиты, а также загрузки в реакторы дополнительных поглотителей. Нейтронный поток контролировался штатной аппаратурой. Для отвода остаточного тепловыделения все технологические каналы и первый контур оставались заполненными водой. Остаточное тепловыделение снималось в режиме естественной циркуляции. Для измерения температуры воды использовали дополнительные термопары, установленные в центральные отверстия тепловыделяющих сборок. Температурный режим реактора и первого контура обеспечивался включением в работу системы продувки и расхолаживания. Графитовую кладку периодически продували азотом либо сухим воздухом. Контур системы управления и защиты реактора после полного расхолаживания реакторов был обезвожен. Восстановительные работы начались с дезактивации основных и вспомогательных зданий и сооружений энергоблоков, находящегося в них оборудования и рабочих мест персонала, а также прилегающей территории. Мощность дозы гамма-излучения в загрязненных помещениях 1-го и 2-го энергоблоков на 20.05.86 г. составляла до 0,1 сГр/ч, в машинном зале — до 0,6 сГр/ч. Наиболее загрязненными вследствие разрушения кровли 4-го энергоблока были отдельные горизонтальные участки поверхностей машинного зала. Дезактивация проводилась с использованием специальных растворов, состав которых подбирался с учетом отмываемого материала, характера и уровня загрязнения поверхности. Применяли струйные и пароэжекторные методы, методы сухой дезактивации с помощью полимерных покрытий. Часть помещений и оборудования дезактивировали вручную протиркой ветошью, смоченной дезактивирующими растворами. Эффективность дезактивации контролировалась прямым замером мощности дозы гамма-излучения и методом снятия мазка. В результате загрязнение поверхностей помещений и оборудования в основном снизилось до нормативных требований. На первых двух энергоблоках работы по дезактивации были завершены в начале третьего квартала 1986 г. Дезактивационные работы на 3-м энергоблоке способствовали дальнейшему улучшению радиационной обстановки на первых двух энергоблоках. Мощность дозы в машинном зале 3-го энергоблока к концу июля 1987 г. упала до 0,007—0,05 сГр/ч. После завершения сооружения объекта «Укрытие» и проведения комплекса работ по дезактивации территории станции радиационная обстановка на 1-м и 2-м энергоблоках окончательно стабилизировалась и была доведена до уровней, позволяющих эксплуатацию энергоблоков в соответствии с правилами и нормами безопасности. Все необходимое вспомогательное оборудование 1-го и 2-го энергоблоков поддерживалось в состоянии готовности к работе. Системы вентиляции до проведения работ по дезактивации воздуховодов и вентиляционного оборудования и монтажа дополнительной установки по очистке приточного воздуха находились в отключенном состоянии. Система пожаротушения поддерживалась в состоянии готовности к работе в автоматическом режиме. Система дозиметрического контроля первого и второго энергоблоков была включена в работу в полном объеме. Электрические схемы собственных нужд обеспечивали нормальное электропитание с готовностью принять нагрузку любых механизмов, задействованных в режиме ожидания до пуска. Системы машинного зала поддерживались в законсервированном состоянии. Состояние реакторных установок и оборудования энергоблоков контролировал оперативный персонал Чернобыльской АЭС. Таким образом, существовала возможность в короткие сроки выполнить восстановительные работы на энергоблоках и ввести их в эксплуатацию. В соответствии с директивным графиком производства работ по ликвидации последствий аварии, с целью подготовки заключения о возможности дальнейшей эксплуатации энергоблоков Чернобыльской АЭС были созданы цеховые рабочие комиссии с привлечением специалистов научных, проектных и конструкторских организаций. Длительное пребывание первых двух энергоблоков в остановленном состоянии, воздействие ионизирующих излучений и дезактивирующих веществ потребовали тщательной ревизии и диагностической проверки всего основного и вспомогательного оборудования и систем автоматики, проведения ремонта и комплекса пусконаладочных работ. Объем работ по подготовке и проведению пуска энергоблоков определялся программой комплексного опробования и пуска 1-го и 2-го энергоблоков Чернобыльской АЭС и соответствовал требованиям, предъявляемым к пуску вновь вводимых энергоблоков. Согласно этой программе в предпусковой период осуществили поузловую проверку систем энергоблока, включавшую проверку работоспособности арматуры, контрольно-измерительных приборов, мнемосхем, защит, блокировок, сигнализации, автоматического включения резерва, включение системы в работу доведение качества рабочей среды до эксплуатационных норм, проверку срабатывания систем и механизмов по сигналам аварийных защит. По результатам ремонтно-восстановительных работ и поузловой проверки составлялись акты о готовности систем к пуску энергоблоков и общие акты о готовности оборудования, систем, технической документации и персонала Чернобыльской АЭС к проведению пуска энергоблоков. На основании анализа причин возникновения и развития аварии на 4-м энергоблоке были разработаны первоочередные технические и организационные мероприятия по повышению безопасности эксплуатации действующих АЭС с реакторами РБМК. Специфические задачи пуска первых двух энергоблоков заключались в проверке эффективности выполненных мероприятий по повышению безопасности. Для этого пуск энергоблоков проводился в три этапа: — первый — формирование активной зоны и проведение физического пуска; — второй — освоение электрической мощности энергоблока на уровне 700 МВт с проведением комплексного опробования работы оборудования и систем блока; — третий — освоение уточненной номинальной мощности. Повышение безопасности, прежде всего, обеспечивалось уменьшением парового эффекта реактивности и увеличением быстродействия аварийной защиты. Для достижения этих целей и с учетом особенностей реактора перед физическим пуском 50 % стержней были введены в активную зону реактора в положение 1,4 м по указателю положения, количество укороченных поглотителей увеличено до 32, а их перемещение ограничено. В процессе физического пуска вместо части топливных сборок устанавливались дополнительные поглотители. Оперативный запас реактивности при эксплуатации реактора был принят равным 43—48 стрежням аварийной защиты. Организационные мероприятия по обеспечению безопасности определяли эксплуатацию энергоблоков только в базовом режиме, а также запрещение на проведение любых исследовательских и экспериментальных работ на действующих блоках. По окончании физического пуска реакторов были подготовлены и включены в соответствии с требованиями технологического регламента системы и оборудование энергоблоков, а затем начаты работы по настройке и испытаниям оборудования, проверке технологических параметров, освоению электрической мощности 700 МВт и поочередному пробному выходу турбогенераторов на мощность. Послеаварийный ввод в эксплуатацию 1-го энергоблока был осуществлен 1 октября 1986 г., 2-го энергоблока — 5 ноября 1986 г. В течение повышения электрической мощности и комплексных испытаний на 700 МВт первых двух энергоблоков существенных недостатков в работе основного и вспомогательного оборудования не обнаружили. Полученные при комплексном опробовании энергоблоков на мощности 700 МВт данные позволили сделать вывод о возможности повышения мощности до проектного номинального значения 1000 МВт. Значения мощности увеличивали ступенями по 10 % с проведением комплексного опробования оборудования на каждой ступени. В отличие от первых двух энергоблоков на 3-м энергоблоке Чернобыльской АЭС требовалось проведение большого объема дезактивационных и восстановительных работ. Персоналом станции были отсечены кабельные трассы, водяные и газовые коммуникации, связывающие 3-й и 4-й энергоблоки, залита бетоном часть помещений корпуса вспомогательных систем. Защитно-разделительная стена между аварийным и 3-м блоками бетонировалась и облицовывалась свинцом для уменьшения радиационного фона. Возводились дополнительные защитные стены на других участках. Оборудование, трубопроводы, вентиляционные короба, кабельные трассы в помещениях 3-го энергоблока с большими уровнями радиации были демонтированы для снижения радиационного фона. Послеаварийный ввод в эксплуатацию 3-го энергоблока состоялся 4 декабря 1987 г. В результате проведенной после аварии 1986 г. дезактивации помещений, площадки станции и прилегающей территории средние индивидуальные дозы облучения персонала станции при эксплуатации, техническом обслуживании и ремонте энергоблоков начиная с 1988 г. составляли не более 1,3 сЗв/год. Радиоактивные выбросы в окружающую среду йода, инертных радиоактивных газов и аэрозолей при эксплуатации энергоблоков Чернобыльской АЭС в послеаварийный период фиксировались в нескольких процентах допустимых уровней, а сброс радиоактивных веществ со сточными водами в пруд-охладитель — 20 % допустимого сброса, установленного для Чернобыльской АЭС. Эксплуатация энергоблоков Чернобыльской АЭС в послеаварийный период не оказывала дополнительного влияния на экологическую ситуацию в 30-километровой зоне и за ее пределами, сложившуюся в результате аварии 1986 г. Кроме производства электроэнергии, на Чернобыльской АЭС в 1983 г. была освоена технология нейтронного легирования кремния. Изделия из легированного кремния применяются в электровозах повышенной мощности, в преобразовательных электрических подстанциях, электросварочных устройствах, приборах электронной техники. Они надежны в работе, малогабаритны, позволяют уменьшить энергопотребление. Основными потребителями легированного кремния, производимого на энергоблоках Чернобыльской АЭС, являлись предприятия Украины и России, осуществлялись также поставки зарубежным фирмам. Всего за период эксплуатации АЭС до остановки блоков было произведено около 60 т легированного кремния, что составляло 75% всего производства в бывшем Советском Союзе. ПОВЫШЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ Авария на американской АЭС «Tree Mile Island» в 1979 г. дала мощный импульс проведению научно-исследовательских работ и конструкторских проработок с целью повышения безопасности ядерных энергетических реакторов. В результате были усовершенствованы встроенные системы безопасности, приняты меры по дополнительному обучению персонала АЭС. Следствием же аварии на Чернобыльской АЭС явилось существенное снижение темпов развития атомной энергетики. Требовались незамедлительные меры по повышению надежности и безопасности работы основных типов отечественных действующих АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК. Среди причин, приведших к этой аварии, нами уже назывались следующие: — трудности регулирования мощности РБМК в некоторых режимах работы реактора — проявления положительного коэффициента реактивности и неустойчивости нейтронного потока; — недостатки конструкции системы управления и защиты реактора, связанные с недостаточным количеством управляющих стержней, неэффективной их работой по всей длине продвижения в активной зоне реактора; — нарушение эксплуатационным персоналом предписанных правил безопасности работы реактора. В кратчайшие сроки отечественные ученые, конструкторы и технологи разработали комплекс технических и организационных мероприятий, которые должны были гарантировать безопасную работу РБМК. К числу первоочередных мероприятий относились: коренное изменение физических свойств активной зоны реактора; модернизация конструкций органов регулирования и защиты; внесение изменений в системы управления, защит и блокировок; ужесточение требований технологического регламента; проведение дополнительного контроля металла и дополнительных ремонтных работ на контуре циркуляции первичного теплоносителя; внедрение комплекса организационно-технических мероприятий по повышению качества эксплуатации. Мероприятиями долгосрочного исполнения, направленными на снижение вероятности возникновения аварийных ситуаций, предусматривались: разработка проектов реконструкции ряда систем безопасности реакторных установок; разработка и реализация ряда автоматических защит реактора; исследования по оценке ресурса металла трубопроводов и оборудования; разработка усовершенствованных систем контроля за состоянием трубопроводов и оборудования, режимами его работы; — внедрение безынерционной системы контроля за объемным полем энерговыделения; — внедрение трехмерных программ физических и теплогидравлических расчетов АЭС; — оснащение АЭС мощными быстродействующими компьютерными системами; — дополнительное обоснование безопасности действующих блоков АЭС с реакторами РБМК; — пересмотр нормативно-технической документации. Первый перечень организационных мероприятий, обязательных для выполнения на действующих АЭС с реакторами РБМК, включал: — запрещение проведения каких-либо экспериментов, отключения аварийных защит реактора, установки непроектных органов управления реакторным оборудованием; — строгое выполнение регламентных ограничений по оперативному запасу реактивности, выдерживание соотношения расхода теплоносителя и питательной воды; — установление новых ограничений по времени простоя реактора после его заглушения до нового пуска; — обязательное согласование с разработчиками проекта любых возможных отклонений от регламентных ограничений. Второй перечень определял работы по изменению некоторых проектных технических решений и регламентных требований: — усиление контроля металла коллекторов и трубопроводов большого диаметра; — повышение пропускной способности аварийного сброса пара из реакторного пространства и др. На основании этих перечней и выполнения соответствующих расчетов были разработаны мероприятия по повышению безопасности реакторов РБМК, охватывающие следующие направления: — снижение парового коэффициента реактивности; — повышение эффективности исполнительных органов системы управления и защиты; — контроль металла; — повышение пропускной способности паросбросов; — совершенствование эксплуатационной документации. Повышение безопасности АЭС с реакторами РБМК заключалось не только в изменении физических параметров активной зоны. Помимо увеличения скорости срабатывания проектной аварийной защиты, с включением в нее стержней-поглотителей, на всех блоках внедрена новая быстрая аварийная защита, способная независимо остановить реактор на время, не превышающее 2,5 с. Изменена конструкция стержней регулирования таким образом, чтобы полностью устранить возможность ввода положительной реактивности во всех, в том числе нерегламентных, условиях эксплуатации. Выполнены реконструкционные работы, включающие совершенствование систем теплоотвода и расхолаживания реактора в аварийных ситуациях, коренную модернизацию систем управления и защиты и др. Мероприятия по повышению ядерной безопасности. Для снижения парового коэффициента реактивности повышен оперативный запас реактивности до 43—48 эффективных стержней; введен новый предел минимального запаса реактивности — 30 эффективных стержней; вместо части топливных сборок установлены дополнительные поглотители, в результате чего исключена возможность разгона реактора. В 1987 г. для дальнейшего снижения парового коэффициента реактивности до значений, близких к нулю, был осуществлен перевод загрузки реакторов топливом с 2% на 2,4% обогащения. Мероприятия по модернизации системы управления и защиты. Модернизация стержней системы управления и защиты реактора позволила повысить скорость ввода отрицательной реактивности и исключить как положительный выбег реактивности на начальном этапе ввода стержней с их крайнего верхнего положения, так и обратный ход реактивности при достижении стержнями крайнего положения. Достигнуто это за счет увеличения длины поглотителя с 6,2 до 6,8 м и увеличения длины телескопов, соединяющих поглотитель и вытеснитель, соответственно с 1,4 до 2,4 м. В извлеченном состоянии стержня нижний конец поглотителя располагается на границе верха активной зоны, а нижний конец вытеснителя — на границе низа активной зоны. Внедрена новая система силовой блокировки стержней, которая предусматривает ограничение их перемещения и шаговое извлечение стержней из активной зоны, что исключает несанкционированное увеличение мощности реактора при ошибках или неисправностях. Произведена модернизация защиты реактора по скорости разгона путем ввода трех каналов защиты беспрерывного действия до исполнения и устранение блокировки срабатывания защиты при работающем автоматическом регуляторе мощности реактора. Эти изменения увеличивают надежность срабатывания защиты, исключая временное отсутствие защиты по скорости, при переходе с одних приборов контроля на другие во всех режимах работы реактора. Штатные сервоприводы стрежней системы управления и защиты модернизированы с целью исключения электродинамического торможения, что позволило уменьшить время полного ввода стержней по сигналу аварийной защиты с 18—22 до 12—14 с. Скорость введения отрицательной реактивности по сигналу аварийной защиты при этом увеличилась в 3—5 раз. Установлены новые стержни-поглотители длиной 4 м с укороченным телескопом и со специальными концевиками. Для повышения надежности срабатывания аварийной защиты по мощности ее схема выполнена таким образом, чтобы обеспечивалась выдача аварийного сигнала при отключении мощности в одном канале защиты по мощности. Для надежного заглушения реактора в аварийных ситуациях исключена блокировка движения стержней автоматического регулятора в активную зону при аварийной защите по мощности. На всех энергоблоках внедрена система быстродействующей аварийной защиты, которая имеет пленочное охлаждение каналов и модернизированный привод. Это позволило повысить скорость ввода отрицательной реактивности в режиме аварийной защиты. Время полного погружения стержней быстродействующей аварийной защиты составляет 2,1—2,5 с. Внедрен циклический, с периодом 5 мин, расчет текущего значения оперативного запаса реактивности по специальному алгоритму, учитывающему текущее значение поля энерговыделения и положение стержней. Оперативный запас реактивности выведен на цифровой указатель и самопишущий прибор с предупредительной сигнализацией достижения минимальной величины. Мероприятия по повышению безопасности тепломеханического оборудования. На всех блоках внедрена система ограничения хода запорно-регулирующего клапана турбинной установки для исключения отрицательного влияния снижения частоты в энергосистеме на безопасность реактора. Внедрена система аварийной защиты, срабатывающая при снижении уровня в гидробаллонах системы аварийного охлаждения реактора. Мероприятия по повышению качества эксплуатации. В технологический регламент и производственные инструкции внесены изменения, уточняющие отдельные ситуации при выполнении работ, связанных с безопасностью энергоблоков. Кроме того, разработан ряд новых эксплуатационных документов: инструкция и мероприятия по управлению запроекгной аварией реактора, симптомно-ориентированные аварийные инструкции, программа обеспечения качества на этапе эксплуатации. Осуществлены организационные мероприятия по улучшению качества подготовки персонала и поддержанию его квалификации, а также повышению культуры безопасности. В дополнение перечисленным отраслевым сводным мероприятиям, на Чернобыльской АЭС в инициативном порядке проведены работы по замене оборудования, исчерпавшего ресурс, а также по реконструкции и повышению надежности систем и оборудования. Кровля машинного зала покрыта негорючими материалами; реализована схема проверки аварийных дизельных источников питания под нагрузкой, при работающих энергоблоках; выполнено защитное перекрытие, которое исключает повреждение питательных и аварийно-питательных насосов систем безопасности при обрушении строительных конструкций. Срок службы энергоблоков, определенный проектной документацией, составляет 30 лет. Расчетные сроки прекращения эксплуатации первого энергоблока Чернобыльской АЭС — 2007 г., второго — 2008 г., третьего — 2011 г. При этом, в соответствии с проектом, в течение 20-летнего периода эксплуатации энергоблоков зазор между технологическими каналами и графитовой кладкой реакторов исчерпывается, а следовательно, требуется замена технологических каналов. Без замены технологических каналов расчетный срок эксплуатации первого энергоблока должен был закончиться в 1997 г., второго — в 1998 г., третьего — в 2001 г. В результате выполненных после аварии технических и организационных мероприятий Чернобыльская АЭС по уровню безопасности не уступала другим аналогичным АЭС с реакторами РБМК. Чернобыльская АЭС являлась участником международного проекта по дальнейшему повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК. В рамках международного сотрудничества было подготовлено более 300 рекомендаций по повышению безопасности таких АЭС. Анализ рекомендаций показывает отсутствие специфических для АЭС с реакторами РБМК проблем безопасности. Технических причин для прекращения эксплуатации АЭС с реакторами РБМК до исчерпания проектного ресурса не было найдено. Специальные миссии МАГАТЭ, проверявшие отечественные АЭС по просьбе украинского правительства, признали их полностью соответствующими международным требованиям по безопасности. В 1994 г. эксперты МАГАТЭ дали следующие заключения по Чернобыльской АЭС: — разработана и действует методика по обеспечению ядерной безопасности. Принципы культуры безопасности понимаются на уровне руководства; — обучение персонала и документация для этого обучения организованы очень хорошо; — выполняются все требования регламента по контролю за топливными каналами; — отмечается высокий уровень профессионализма персонала щитов управления; — существует положительный опыт, когда оперативный персонал после длительных перерывов в работе работает дублером на своей должности до восстановления навыков в полном объеме; — четкий порядок и соблюдение правил ведения оперативных журналов усиливают ощущение профессионализма и высокой квалификации; — выполнены все мероприятия, намеченные на энергоблоках с реакторами типа РБМК после чернобыльской аварии; — уровень безопасности эксплуатируемых энергоблоков ни в чем не уступает соответствующим блокам Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. За период с 1986 по 1992 гг. объем работ по повышению безопасности и надежности Чернобыльской АЭС составил более 270 млн дол. в ценах 1984 г., или четверть первоначальной стоимости всей станции.*(*Отметим, что восстановление третьего энергоблока ЧАЭС потребовало больших финансовых и людских ресурсов, чем нужно было бы для окончания строительства и ввода в эксплуатацию энергоблоков № 5 и № 6. Предполагаемое место их размещения имело незначительные уровни загрязнения, а пуск 5-го энергоблока был запланирован на декабрь 1986 г.) ЭКСПЛУАТАЦИОННЫЙ ПЕРСОНАЛ СТАНЦИИ С целью безопасной эксплуатации энергоблоков Чернобыльской АЭС в послеаварийный период и с учетом наличия вокруг станции зоны с радиоактивным загрязнением важно было создать условия для проживания персонала. Организация эксплуатации Чернобыльской АЭС с 1 июля 1986 г. по вахтовому методу помогла решить этот вопрос. В рабочие дни оперативный и эксплуатационный персонал проживал за пределами 30-километровой зоны, в вахтовом поселке Зеленый Мыс, возведенном специально для этих целей. Продолжительность рабочего дня для оперативного персонала была принята равной 12 ч, а для эксплуатационного персонала и всех других сотрудников станции — 10 ч. Продолжительность вахты для оперативного персонала составляла 5 дней, чередовавшихся с 7 выходными; для всех остальных сотрудников продолжительность вахты и отдыха — по 15 дней. Деятельность персонала атомной станции характеризуется высокой ответственностью и требует развитых профессиональных навыков. Она связана со значительными нервно-эмоциональными нагрузками, а успешность зависит не только от уровня общей и специальной подготовки, но и от ряда профессионально значимых психологических и психофизических качеств. Сразу после аварии принимается решение о проведении первичного психофизиологического обследования оперативного персонала Чернобыльской АЭС для последующего комплектования смен для пуска и эксплуатации 1-го и 2-го энергоблоков. Такие обследования позволили сделать ряд заключений об особенностях психофизиологического состояния операторов Чернобыльской АЭС и закономерностях его динамики с целью прогнозирования надежности их деятельности и здоровья. Согласно полученным результатам, около 80 % операторов имели высокий уровень психофизиологических функций и были пригодны к оперативной работе. Результаты повторного обследования, проведенного через год, в целом не выявили существенных изменений. Некоторая оптимизация, по сравнению с прошлым этапом, психофизиологического состояния обусловливалась существенным улучшением гигиенических условий труда, решением большинства социальных проблем, а также проводимой функциональной реабилитацией. Однако в целом психофизиологическое состояние операторов Чернобыльской АЭС существенно отличалось от состояния операторов других АЭС. Был сделан вывод, что для предотвращения ухудшения здоровья, повышения работоспособности операторов и их функциональных резервов следует отказаться от вахтового режима работы. С окончанием строительства г. Славутича для постоянного проживания в нем сотрудников Чернобыльской АЭС и членов их семей в конце 1988 г. нормальные условия жизни и работы коллектива станции восстановились. В 1989 г. введен в действие отраслевой документ, регламентирующий организацию работы с персоналом АЭС. В этом документе отражены порядок приема на работу, проведение вводных, первичных и периодических инструктажей, подготовка персонала на должность и проверка знаний, проведение тренировок, аттестация кадров. В разработанных документах станционного уровня определены система проведения обходов, программы внутристанционных проверок и отчетные документы по этому виду деятельности. Введено в практику привлечение оперативного персонала к разработке и пересмотру эксплуатационной документации, что в значительной степени повысило ее качество. Создано специализированное подразделение — учебно-тренировочный пункт, в функции которого входят все аспекты, касающиеся подготовки и переподготовки персонала, как оперативного, так и ремонтного. Внедрены в эксплуатацию технические средства обучения оперативного персонала и программное обеспечение к ним. Все принимаемые и работающие на Чернобыльской АЭС в качестве оперативного персонала проходят психофизиологическое обследование с целью подбора лиц, которые по своим профессионально важным качествам наиболее соответствуют требованиям конкретных должностей и специальностей, а также с целью выявления лиц, функциональное состояние которых свидетельствует о сниженной работоспособности и повышенной вероятности профессиональных срывов. Квалифицированно проведенный, профессиональный психофизиологический отбор позволяет с высоким уровнем достоверности прогнозировать надежность деятельности человека в нештатных ситуациях, определять способы направленного формирования профессиональной пригодности в период соответствующей подготовки. На Чернобыльской АЭС первичный профессиональный отбор осуществляется при приеме или переводе на оперативную должность, является составляющей ежегодного медицинского осмотра оперативного персонала и определяет необходимость и направленность коррекционно-реабилитационных мероприятий, своевременность вывода из профессии. Анализ результатов психофизиологического профессионального отбора позволяет: — определять личностные и психофизиологические особенности индивида, — способствующие или препятствующие освоению и реализации операторской деятельности, как основу для рациональной расстановки кадров, а также индивидуализации профессиональной подготовки, разработки программы психологического тренинга и коррекции; — выявлять индивидов, имеющих предпатологические изменения состояния здоровья; — осуществлять планирование и контроль эффективности лечебно-реабилитационных мероприятий, а также разработку сценариев социально-психологических тренингов оперативного и руководящего персонала; — прогнозировать эффективность групповой деятельности и определять оптимальный состав смен оперативного персонала, в том числе ввод новых членов с минимальной деформацией внутригрупповых связей и без снижения надежности групповой деятельности; — создавать банки данных по результатам психофизиологических обследований оперативного персонала для последующей оценки динамики, выраженности и направленности изменений психофизиологического статуса, выявления резерва на выдвижение. В 1994 г. осуществлен переход с 8-часового графика работы оперативного персонала Чернобыльской АЭС на 12-часовой. Наиболее значимым производственным результатом этого перехода стало резкое снижение числа технологических нарушений вследствие ошибок персонала на фоне роста удовлетворенности условиями труда, выявленного по данным социологических опросов. Согласно статистическим материалам, надежность работы оперативного персонала при 12-часовой смене увеличилась более чем в 4 раза. Из книги: А.В. Носовский, В.Н. Васильченко, А.А Ключников, Б.С Пристер — БЕЗОПАСНОСТЬ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ. АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС ОПЫТ ПРЕОДОЛЕНИЯ. ИЗВЛЕЧЕННЫЕ УРОКИ — Под редакцией доктора технических наук профессора А.В. Носовского — 2006 год 
Спасибо за материал
Отблагодарить автора
|
|
|
Похожие материалы
| Всего комментариев: 0 | |
Здравствуйте Прохожий, как Вы видите еще никто не оставил свой комментарий, будьте первым, поделитесь мнением о материале выше.
