Автоматизация процесса перегрузки топлива ядерного реактора на быстрых нейтронах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.04.11, кандидат наук Кольцов, Вячеслав Александрович

• Кольцов, Вячеслав Александрович
• кандидат наук
• 2017

Оглавление диссертации кандидат наук Кольцов, Вячеслав Александрович

ОГЛАВЛЕНИЕ

Введение

Глава 1 Функциональная структура и обобщённый алгоритм управления

мехатронного комплекса

1.1 Краткое описание объекта управления

1.2 Основные требования к мехатронному комплексу

1.3 Сравнительный анализ вариантов построения мехатронного комплекса

1.4 Обобщённый алгоритм управления оборудованием

1.5 Обеспечение надёжности и безопасности операций при перегрузке топлива

Глава 2 Моделирование мехатронного комплекса

2.1 Задачи моделирования

2.2 Моделирование поведения

2.3 Моделирование движения

Глава 3 Экспертная система поддержки оператора

3.1 Назначение экспертной системы

3.2 Выбор и обоснование метода моделирования нештатных ситуаций

3.3 Функциональная структура экспертной системы поддержки оператора

Глава 4 Трёхмерная визуализация технологического процесса перегрузки топлива

4.1 Постановка задачи

4.2 Методология и модели

Глава 5 Методология испытаний и технико-экономическая оценка

5.1 Методология испытаний

5.2 Технико-экономическая оценка предложенных процедур

Заключение

Список сокращений

Список литературы

Приложение А Идентификация ячеек активной зоны

Приложение Б Структурно-функциональная схема мехатронного комплекса

Приложение В Фотографии автоматизированных рабочих мест и шкафов устройств

связи с объектом

Приложение Г Расчет надежности

Приложение Д Сравнительный анализ систем компьютерного моделирования

сложных объектов

Приложение Е Диаграммы иМЬ

Приложение Ж Сравнительный анализ интеллектуальных технологий

Приложение И Акты, свидетельства и дипломы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Автоматизация процесса перегрузки топлива ядерного реактора на быстрых нейтронах»

Введение

Актуальность работы. Начиная с 2010 г. в РФ действует Федеральная целевая программа (ФЦП) «Ядерные энерготехнологии нового поколения», значительная часть которой посвящена развитию технологий реакторов на быстрых нейтронах (БН) и замкнутому ядерному топливному циклу (ЗЯТЦ). Кроме того, задача по формированию новой технологической платформы (НТП) атомной энергетики с реакторными установками на быстрых нейтронах включена в президентскую программу модернизации и технологического развития экономики страны.

В связи с ограниченными запасами изотопа природного урана-235, которые по прогнозам учёных могут закончиться до конца текущего века, а также постоянным увеличением объёмов отработавшего ядерного топлива, в настоящее время мир переживает вторую волну интенсивного развития технологий быстрых реакторов (бридеров), позволяющих использовать в качестве топлива не только уран-235, но и уран-238, плутоний-239, смешанное уран-плутониевое топливо (МОКС-топливо). Все ведущие ядерные державы (Россия, Китай, Индия, Франция, Япония, Южная Корея, США) включились в процесс совершенствования бридерных технологий. Для подтверждения лидерства в этом направлении (реакторы БР-1, БР-2, БР-10, БОР-60, БН-350, БН-600) в России спроектирован и построен реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-800 (энергоблок № 4 Белоярской АЭС) и в настоящее время проектируется коммерческий реактор повышенной мощности БН-1200 (планируемое место сооружения - энергоблок № 5 Белоярской АЭС).

Важной особенностью реакторов на быстрых нейтронах является возможность использования МОКС-топлива (смесь диоксидов урана и плутония), позволяющего перейти к технологии ЗЯТЦ.

Одним из эксплуатационных режимов энергетических ядерных реакторов является режим перегрузки ядерного топлива.

В отличие от реакторов на тепловых нейтронах перегружаемые тепловыделяющие сборки реакторов на быстрых нейтронах имеют более высокое удельное энерговыделение. Процесс транспортировки топлива внутри реактора типа БН проходит под уровнем натрия при высоких температурах (до 250 ° С).

Внутриреакторное перегрузочное оборудование является составной частью первого контура и обеспечивает его герметизацию. Поэтому по окончанию перегрузки оно из реактора не извлекается.

Жесткие условия работы и невозможность визуального контроля процесса перегрузки, требуют обеспечения высокой надежности оборудования и полной автоматизации процесса перегрузки в реакторном отделении.

Основными особенностями оборудования обращения со сборками активной зоны реакторной установки БН-800 и особенностями технологического процесса перегрузки, влияющими на принципы построения мехатронного комплекса (МК) перегрузки топлива, являются:

- территориальная распределённость, то есть оборудование обращения со сборками активной зоны размещается в различных зданиях на территории энергоблока;

- высокие требования к точности позиционирования механизмов;

- невозможность визуального контроля за процессом внутриреакторной перегрузки, так как процесс перегрузки проходит под слоем натрия;

- минимизация времени перегрузочной кампании с учётом возможного параллелизма выполнения операций;

- высокие требования к надёжности машин, механизмов и системы управления ими;

- ограниченность площадей для размещения оборудования;

- строгая последовательность выполнения технологических операций по перегрузке сборок активной зоны;

- безусловный приоритет обработки сигналов технологических защит и блокировок над остальными сигналами и командами.

Вместе с тем необходимо отметить, что операции по перегрузке топлива являются потенциально опасными (с точки зрения ядерной и радиационной безопасности) и зависят от человеческого фактора. Неверные действия оператора при управлении перегрузкой ядерного топлива реактора могут привести к аварийным ситуациям, влекущим за собой поломку оборудования и объекта транспортирования, а также потенциальную угрозу переоблучения персонала. Поэтому важнейшее значение приобретает правильное распределение функций между автоматикой и человеком, создание математических моделей мехатронного комплекса ТТО - СКУ ТТО (МК), работающих в реальном масштабе времени, а также создание информационно-алгоритмического обеспечения принятия решений оператором [33].

Вместе с тем значительный вклад в повышение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) АЭС должны дать мероприятия, связанные с оптимизацией алгоритмов управления ТТО и действий оператора, направленные, в первую очередь, на уменьшение времени перегрузочной кампании не в ущерб безопасности операций.

В среднем время перегрузки реактора БН-800 занимает около 500 ч. Перегрузка производится 2 раза в год. Не трудно определить экономические потери от простоя энергоблока, например, за 1 ч, зная мощность реактора (880 МВт эл.) и стоимость 1 кВт/ч генерируемой электроэнергии.

Степень разработанности темы. По состоянию на сегодняшний день всего в мире было создано 17 реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем [59]. Однако, в связи с серьёзными инженерно-физическими проблемами при их эксплуатации, большинство из них были остановлены и проекты закрыты. Только в России уже 37 лет действует промышленный энергетический реактор БН-600 (блок № 3 Белоярской АЭС) и 2 года БН-800 (блок № 4 Белоярской АЭС). В связи с этим, в настоящей работе используются сравнительные материалы по комплексам перегрузки топлива отечественных реакторов большой мощности типа ВВЭР и БН. Этими проблемами активно занимаются АО ГНЦ «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского» (г. Обнинск), АО «Опытное конструкторское бюро машиностроения им. И.И. Африкантова» (г. Н. Новгород), ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), Южный Федеральный университет (г. Таганрог), АО «Диаконт» (г. Санкт-Петербург), АО «Атомпроект» (г. Санкт-Петербург), АО «НПО автоматики им. академика Н.А. Семихатова» (г. Екатеринбург) и др. Вопросы данной тематики отражены в работах Васильева Б.А., Тимофеева А.В., Победоносцева А.Б., Лотова В.Н., Жильникова Д.В., Коробкина В.В., Любимова М.А., Милова В.Р., Шиберта Р.Л., Дмитриева С.М., Терехова Д.В., Дунаева В.И., Маргуловой Т.Х., Сырова А.А., Федосовского М.Е. и др.

Цели и задачи работы. Целью диссертационной работы является автоматизация процесса перегрузки топлива ядерного реактора на быстрых нейтронах, направленная на повышение эффективности и безопасности выполнения технологических операций.

Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие основные задачи:

- на основе сравнительного анализа принципов построения существующих мехатронных комплексов по перегрузке топлива корпусных энергетических реакторов большой мощности и разработать вариант построения комплекса с обеспечением минимального технического риска при выполнении ядерно-опасных работ;

- для минимизации времени перегрузочных операций провести анализ и обосновать выбор языка моделирования сложных систем для описания и оптимизации технологических алгоритмов;

- разработать математические модели основного технологического оборудования с целью реализации режима «Тренажёр» и обеспечения точности позиционирования инерционных механизмов в рабочем режиме;

- проанализировать методы построения экспертных систем обнаружения нештатных ситуаций для сложных объектов автоматизации и разработать структуру и алгоритмы функционирования системы применительно к объекту автоматизации;

- разработать методологию визуализации и 3Б-модели технологического процесса перегрузки топлива, недоступного для непосредственного наблюдения персоналом АЭС.

Научная новизна. Научная новизна работы состоит в следующем:

- обоснован принцип построения мехатронного комплекса, отличающийся тем, что впервые предложена функциональная структура, содержащая диверсный канал передачи блокировочных сигналов, позволяющий исключить влияние потери сигналов в локальной вычислительной сети и тем самым минимизировать технический риск при выполнении ядерно-опасных работ;

- с помощью универсального языка моделирования выполнено формальное описание технологических процессов перегрузки топлива ядерного реактора, которое позволило оптимизировать технологические алгоритмы управления транспортно-технологическим оборудованием с учётом параллелизма выполнения операций;

- автором разработана математическая модель для описания кинематики и динамики инерционных механизмов на примере барабана свежих сборок, позволяющая оптимизировать параметры движения механизмов с целью обеспечения необходимой точности позиционирования;

- разработана архитектура экспертной системы распознавания нештатных ситуаций мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива и алгоритм её реализации, отличающаяся тем, что в условиях неопределённости (недостатка информации) применён математический аппарат нечёткого логического вывода, позволяющий сократить время поиска причины неисправности;

- впервые предложена методология трёхмерной визуализации и разработаны 3D-модели технологического процесса перегрузки топлива для ведения удалённого мониторинга технологического процесса, как в режиме реального времени, так и в режиме «Тренажёр», позволяющие повысить безопасность технологических операций в условиях невозможности визуального контроля за процессом перегрузки топлива в реакторах на быстрых нейтронах.

Объект исследования. Объектом исследования является мехатронный комплекс обращения с топливом реакторной установки на быстрых нейтронах БН-800.

Предмет исследования. Предметом исследования является автоматизация процесса перегрузки ядерного топлива реакторной установки БН-800.

Теоретическая и практическая значимость работы. Диссертационная работа выполнена в рамках плановой тематики ФГУП «ФНПЦ НИИИС им. Ю.Е. Седакова» и АО «ОКБМ Африкантов». Основные технические решения, методы и средства, предложенные в диссертации, реализованы при создании МК перегрузки топлива реактора БН-800 Белоярской АЭС в виде аппаратуры, математического, информационного и программного обеспечения. Предложенные решения позволяют расширить функциональные возможности МК при выполнении ядерно-опасных работ по перегрузке топлива реактора, сократить общее время выполнения процесса перегрузки, повысить безопасность работ при обращении с топливом.

МК РО передан в опытно-промышленную эксплуатацию на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС (Акт № 04.ШЛ.ЦТАИ.0000.А.А.333.ПК.Б-1.М, утв. Главным инженером БАЭС от 18.05.2014 г.). В июле 2014 г. закончена загрузка топлива в активную зону, произведён физический пуск и выход на минимально-контролируемый уровень мощности реактора БН-800. В декабре 2015 г. произведён энергетический пуск энергоблока с выходом на 25 % номинальной мощности. 28 января 2016 года энергоблок был выведен на уровень мощности 50% от номинального. 15 апреля 2016 года успешно завершены программы испытаний ЭБ №4 с реактором БН-800 на уровне мощности 85% от номинального - 730 МВт. 17 августа 2016 года ЭБ №4 с реактором БН-800 выведен на уровень мощности « 100%. В июне 2017 г. на ЭБ №4 успешно проведена первая плановая перегрузка ядерного топлива (заменены 202 ТВС, 15 стержней СУЗ, 15 гильз СУЗ, пусковой источник нейтронов).

Методология и методы исследования. Методы исследования, примененные в работе, базируются на физике ядерных реакторов, теоретической механике, теории надёжности, теории нечёткой логики, компьютерном моделировании.

Экспериментальные исследования элементов МК проводились на промышленных образцах ТТО на заводах-изготовителях ТТО, а также в процессе пуско-наладочных работ и опытной эксплуатации энергоблока № 4 Белоярской АЭС.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Функциональная структура мехатронного комплекса и обобщённый алгоритм управления транспортно-технологическим оборудованием обращения с топливом реакторной установки БН-800.

2. Нотационные модели мехатронного комплекса перегрузки топлива ядерного реактора.

3. Математическая модель барабана свежих сборок.

4. Функциональная структура и алгоритмическое обеспечение экспертной системы поддержки оператора.

5. Методология и модели трёхмерной визуализации технологического процесса перегрузки топлива.

Функциональная структура мехатронного комплекса и обобщённый алгоритм управления транспортно-технологическим оборудованием обращения с топливом реакторной установки БН-800, нотационные модели мехатронного комплекса перегрузки топлива ядерного реактора, математическая модель барабана свежих сборок, функциональная структура и алгоритмическое обеспечение экспертной системы поддержки оператора, а также методология трёхмерной визуализации технологического процесса перегрузки топлива, выносимые на защиту, выполнены автором лично. Модели трёхмерной визуализации технологического процесса перегрузки топлива реализованы с участием коллектива сотрудников под руководством автора.

Степень достоверности и апробация результатов. Достоверность полученных результатов обеспечивается корректным использованием математического аппарата, проведением полигонных испытаний, пуско-наладочными работами, испытаниями и опытно-промышленной эксплуатацией комплекса на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС.

Основные результаты работы доложены и обсуждены на 5 отраслевых и международных научно-технических конференциях [36, 37, 40, 42, 45].

Основные результаты работы доложены и обсуждены на кафедре «Атомные и тепловые электростанции» ИЯЭиТФ НГТУ им. Р.Е. Алексеева, а также опубликованы 8 работ в изданиях, рекомендованных ВАК Министерства образования и науки Российской Федерации [17, 29, 32, 35, 43, 44, 46, 60] и 18 работ в прочих изданиях [24, 25, 26, 27, 28, 30, 31, 33, 34, 36, 37, 38, 39, 40, 41, 42, 45, 48].

Связь темы диссертации с научно-техническими программами. Работа выполнялась в рамках научно-технической части программ:

- «Энергетическая стратегия России на период до 2030 года», утверждена распоряжением Правительства РФ от 13.11.2009 № 1715-р;

- Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года», утверждена постановлением Правительства РФ от 03.02.2010 № 50.

Структура и объём работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, изложенных на 155 страницах, включающих 78 рисунков, 13 таблиц, списка сокращений, списка литературы из 60 наименования, 8 приложений.

Глава 1 Функциональная структура и обобщённый алгоритм управления мехатронного комплекса

1.1 Краткое описание объекта управления

В состав оборудования перегрузки реакторной установки БН-800 (Рисунок 1.1) входят три поворотные пробки, один внутриреакторный механизм перегрузки, два наклонных элеватора, подковообразные герметичные боксы с перегрузочными машинами, внереакторные барабан-хранилище свежих сборок и барабан-хранилище отработавших сборок, заполненный натрием, перегрузочная машина свежих сборок и перегрузочная машина склада свежего топлива. Кроме того, в состав оборудования обращения со сборками активной зоны входят перегрузочные контейнеры и комплекс оборудования для обращения со сборками активной зоны в водяном бассейне выдержки (захваты, чехлы, стеллажи). В отличие от ранее запущенных в эксплуатацию реакторов, система перегрузки этого реактора рассчитана на обращение с уран-плутониевым топливом [20, 25, 37, 40, 59].

Рисунок 1.1 - Состав оборудования перегрузки топлива РУ БН-800

Под сборками понимаются тепловыделяющие сборки (ТВС) активной зоны, зоны воспроизводства, сборки стальной и борной защиты и другие элементы активной зоны, имеющие конфигурацию ТВС.

Механизмы транспортно-технологического оборудования для обращения со сборками участвуют в выполнении следующих технологических процессов:

- доставка свежих сборок на склад свежего топлива (ССТ), размещение их в транспортных упаковочных комплектах (ТУК) на стеллажах временного хранения;

- входной контроль - сверка номеров ТВС;

- снятие амортизаторов ТУК с ТВС, передача ТУК со сборкой на кантователь для ТУК, раскантовка ТУК;

- перегрузка свежей сборки из ТУК в стапель-калибр, проведение контрольных операций со свежей сборкой в стапель-калибре, и загрузка ее во внутриобъектовый транспортно-упаковочный контейнер (ВТУК) в соответствии с требуемой для очередной перегрузки реактора картограммой загрузки барабана свежих сборок (БСС);

- вывоз ВТУК на внутристанционном транспортном комплекте из ССТ, и доставка его в реакторное отделение;

- загрузка свежих сборок из ВТУК механизмом передачи свежих сборок в БСС (в соответствии с требуемой картограммой загрузки БСС);

- перегрузка реактора в соответствии с программой (техническим решением) на конкретную перегрузку с проведением работ по отбору проб газа при контроле герметичности ТВС и наведения реакторной установки при контроле расхода натрия через ТВС;

- выгрузка отработавших сборок из барабана отработавших сборок (БОС), их отмывка и передача в приемный отсек бассейна выдержки (БВ);

- транспортирование, хранение отработавших сборок в бассейне выдержки, а затем перемещение их в хранилище твёрдых радиоактивных отходов (ХТРО) или отгрузка с энергоблока.

Активная зона реактора БН-800 представляет собой сотовую конструкцию, содержащую 1233 сборки.

При первичной загрузке реактора АЗ заполняется имитаторами ТВС посредством крана через открытые поворотные пробки (на холодном реакторе без теплоносителя). Далее реактор заполняется жидким натрием ^ ~ 250 ° С), пробки поворотные герметизируются разогретым сплавом олово-висмут и производится плановая замена имитаторов на сборки посредством ТТО, работающим под управлением СКУ ТТО, согласно технологической программы

первичной загрузки. Для идентификации процесса перегрузки каждая сборка (ячейка) имеет собственные координаты по горизонтали и вертикали, например, 19-21 (Приложение А).

1.2 Основные требования к мехатронному комплексу

При создании МК ТТО устанавливаются следующие основные требования (критерии):

- обеспечение ядерной и радиационной безопасности при проведении операций по перегрузке ядерного топлива;

- структура системы управления МК и ее размещение должны учитывать размещение ТТО по помещениям АЭС;

- минимизация влияния отказа по общей причине на работоспособность и технический риск системы;

- приоритетность сигналов защит и блокировок по отношению к командам управления;

- степень автоматизации функций управления и быстродействие системы должны обеспечивать выполнение операций по перегрузке топлива за минимально возможное время с учетом существующих ограничений;

- высокая точность позиционирования механизмов (отклонение от заданной координаты не должно превышать 3 мм на расстоянии до 10 м);

- возможность удалённого централизованного контроля за процессом перегрузки;

- возможность автоматизированного получения рекомендаций по выходу из нештатных ситуаций.

1.3 Сравнительный анализ вариантов построения мехатронного комплекса

С целью обеспечения заданных требований по назначению возможны несколько вариантов построения комплекса. Для облегчения анализа все варианты построения комплекса представим в виде однотипной трёхуровневой иерархической структуры, нижний уровень которой образуют датчики (Ь - аналоговый датчик, К - дискретный датчик, Епс - датчик перемещения/поворота) и исполнительные механизмы ИМ (М - электродвигатель с тормозным устройством), средний уровень - подсистемы управления, построенные на базе программируемых логических контроллеров (ПЛК), аварийные расцепители и преобразователи, верхний уровень - пункты дистанционного управления (автоматизированные рабочие места операторов-технологов - АРМ), построенные на базе промышленных компьютеров.

Первый вариант структурной схемы представлен на рисунке 1.2.

Тормоз _

АРМ - автоматизированное рабочее место;

К - дискретный датчик; Ь - индуктивный датчик; М - электродвигатель;

Епс - энкодер, ПЛК - программируемый логический контроллер.

Рисунок 1.2 - Структурная схема МК (вариант 1)

Данная структура имеет два канала контроля и управления - канал А и канал В, реализованные в одном ПЛК. Принятие решения по управлению (аварийная защита, технологическая блокировка, управляющее воздействие) осуществляется в блоке приоритетов (ИЛИ). Каналы управления А, В, а также функции защит и блокировок реализованы в одном контроллере. Система содержит 2 комплекта датчиков Ь, К, Епс. Аналогичная схема реализована в системах управлениям машинами перегрузочными (СУМП) для реакторов типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в 70-х - 80-х годах ХХ века [20, 25, 37, 42, 59].

Недостатком данной схемы является функциональная избыточность, необходимость синхронизации информации в двух каналах, и неоднозначная логика принятия решений по управлению и блокировкам в случае отказа датчиков, находящихся в разных каналах.

Второй вариант структурной схемы представлен на рисунке 1.3.

АРМ - автоматизированное рабочее место; К - дискретный датчик; Ь - индуктивный датчик; М - электродвигатель; Епс - энкодер, ПЛК - программируемый логический контроллер.

Рисунок 1.3 - Структурная схема МК (вариант 2)

В данной структуре функции защит/блокировок и функции управления выделены в две независимые подсистемы и выполняются на различных контроллерах. Преимуществом такой системы является повышение безопасности выполнения управляющих операций, недостатком -аппаратная избыточность и, как следствие, увеличение стоимости системы управления. Кроме того, отказ любого из контроллеров приводит к невозможности выполнения операций по назначению, то есть к отказу системы в целом (содержит 2 элемента ненадёжности). Аналогичная схема применяется в модернизированных СУМП для реакторов ВВЭР-1000 в настоящее время [20, 25, 37, 59].

Автором предлагается третий вариант, структурная схема которого представлена на рисунке 1.4.

АРМ - автоматизированное рабочее место; К - дискретный датчик; L - индуктивный датчик; М - электродвигатель; Епс - энкодер, ПЛК - программируемый логический контроллер.

Рисунок 1.4 - Структурная схема МК (вариант 3)

В данной структуре сочетаются принципы построения комплексов управления перегрузкой топлива ядерных реакторов по вариантам 1 и 2 с учётом развития современной программно-аппаратной базы систем промышленной автоматизации, позволяющей добиваться заданных требований по назначению и надёжности с минимальными затратами. В основу новой структуры заложен принцип 3-х канальной структуры, содержащей основной канал управления, защит и блокировок, диверсный канал защит и блокировок и аварийный канал защит.

Аналогичная схема реализована в настоящее время в качестве основы для построения МК перегрузки топлива для реактора на быстрых нейтронах БН-800 энергоблока № 4 Белоярской АЭС.

Нижний уровень включает в себя датчики и исполнительные механизмы.

В качестве электроприводов механизмов оборудования обращения со сборками активной зоны используются электродвигатели переменного тока в комплекте с преобразователями частоты (мотор-редукторы), обеспечивающими плавное изменение скорости перемещения механизмов в широком диапазоне.

В качестве датчиков положения механизмов применён один комплект датчиков, содержащий синусно-косинусные вращающиеся трансформаторы, индуктивные датчики и герконовые датчики. Датчики, использующие различные физические принципы работы, позволяют создавать резервированные каналы контроля положения механизмов. Так, например, старт движения ИМ разрешается, когда показания всех датчиков равны условному нулю (обработка по «И»), а останов - когда сработает хотя бы один из датчиков при достижении конечной координаты (обработка по «ИЛИ») [21].

Энкодер служит в качестве датчика обратной связи ПИД-регулятора ПП для обеспечения стабилизации частоты вращения двигателя. Общее количество датчиков в МК -382, электродвигателей - 39.

Средний уровень МК образуют устройства связи с объектом (УСО), функционально и конструктивно состоящие из двух частей - УСО, содержащие программируемые логические контроллеры (ПЛК) и УСО, содержащие микропроцессорные приводные преобразователи (ПП) с широтно-импульсной модуляцией (ШИМ).

Верхний уровень МК образуют АРМ, содержащие в своём составе две двух дисплейные рабочие станции в промышленном исполнении. Связь верхнего и среднего уровня осуществляется посредством резервированной локальной вычислительной сети (ЛВС) Ethernet (TCP/IP) с применением волоконно-оптических кабелей. Связь УСО с датчиками и ИМ осуществляется по проводам, связь двух частей УСО между собой - по интерфейсу EtherCat [34, 36, 38, 41].

Для повышения надёжности МК и обеспечения безопасности перегрузочных операций автор предлагает введение диверсного канала передачи блокировочных сигналов на ИМ [11, 13, 35].

Все технологические защиты, ограничения и блокировки (ТЗОБ) действуют по принципу первоначально «всё запрещено» и только после проверки отсутствия всех типов блокировок движение того или иного механизма или группы механизмов при параллельной работе в автоматическом режиме и поступления команды от оператора ЦПДУ движение разрешается. При этом при работе МК приоритеты обработки сигналов ТЗОБ выше приоритетов команд управления. Основной канал передачи межмашинных блокировок - это канал обмена между УСО и РС по стеку протоколов Ethernet TCP/IP. Однако, несмотря на «гарантированную» доставку данных по этому протоколу в промышленных применениях нередко наблюдались процессы пропадания данных и/или превышение времени реакции свыше допустимых пределов, связанные с лавинообразным изменением трафика ЛВС в критических режимах. Для исключения подобной ситуации (например, при попытке/ошибке оператора задать недопустимую команду и сбое при этом программного обеспечения), непосредственно

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Кольцов, Вячеслав Александрович, 2017 год

Список литературы

1. ГОСТ 19.701-90 Единая система программной документации. Схемы алгоритмов, программ данных и систем.

2. ГОСТ 24.701-86 Единая система стандартов автоматизированных систем управления. Надежность автоматизированных систем управления.

3. ГОСТ 27.002-89 Надежность в технике. Основные понятия. Термины и определения.

4. ГОСТ 27.301-95 Надежность в технике. Расчет надежности. Основные положения.

5. ГОСТ Р 27.302-2009 Надежность в технике. Анализ дерева неисправностей.

6. ГОСТ 27.310-95 Надежность в технике. Анализ видов, последствий и критичности отказов. Основные положения.

7. ГОСТ Р 7.0.11-2011 Система стандартов по информации, библиотечному и издательскому делу. Диссертация и автореферат диссертации. Структура и правила оформления.

8. ГОСТ 2.105-95 Единая система конструкторской документации. Общие требования к текстовым документам.

9. ГОСТ 7.1-2003 Система стандартов по информации, библиотечному и издательскому делу. Библиографическая запись. Библиографическое описание. Общие требования и правила составления.

10. ГОСТ 2.301-68 Единая система конструкторской документации. Форматы.

11. НП-001-15 Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. - Москва, 2016.

12. НП-018-05 Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах. - Москва, 2005.

13. НП-082-07. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. -Москва, 2007.

14. РБ 100-15 Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендации по порядку выполнения анализа надежности системы и элементов атомных станций, важных для безопасности, и их функций». - Москва, 2015.

15. РД 03-418-01 Методические указания по проведению анализа риска опасных производственных объектов. - М. : ЗАО НТЦ ПБ, 2010.

16. Асташев, В.К. Динамика машин и управление машинами: Справочник / В.К. Асташев, В.И. Бабицкий, И.И. Вульфсон и др. - М.: Машиностроение, 1988. - 240 с.

17. Кольцов, В.А. Экспертная система оценки состояния элементов транспортно-технологического оборудования в процессе перегрузочных операций / В.Г. Баранов, В.А. Кольцов, В.Р. Милов, В.Е. Гай, Д.В. Милов // Информационно-измерительные и управляющие системы. 2013. № 7 (т. 11). С. 67 - 71.

18. Баранов, В.Г. Интеллектуальный анализ данных на основе нечеткой логики и нейросетевых технологий / В.Г. Баранов, В.Р. Милов // LIX Научная сессия РНТОРЭС, посвященная дню Радио: Тез. докл. Т. 2. Москва. 2004. С. 6-8.

19. Григорьян, С.Г. Конструирование электронных устройств систем автоматизации и вычислительной техники / С.Г. Григорьян - Ростов на Дону : Феникс, 2007. - 303 с.

20. Дементьев, Б.А. Ядерные энергетические реакторы / Б.А. Дементьев. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 349 с.

21. Джексон, Р.Г. Новейшие датчики. / Р.Г. Джексон - М.: Техносфера, 2007. - 384 с.

22

23

24

25

26

27

28

29

30

31

32

33

34

35

Жильников, Д.В. Создание роботизированных комплексов для перегрузки ядерного топлива на АЭС с ВВЭР / Д.В. Жильников, С.М. Ефремов, М.Э. Пинчук, С.А. Марченко,

A.М. Кобелев, В.В. Коробкин // V Международный научно-промышленный форум «Ярмарка атомного машиностроения» / Конференция «Проектирование в XXI веке» / ОАО «НИАЭП». - Нижний Новгород, 2010. С. 47 - 54.

Козлов, Б.А. Справочник по расчету надежности аппаратуры радиоэлектроники и автоматики. / Б.А. Козлов, И.А. Ушаков - М., «Советское радио», 1975, 472 с. Кольцов, В.А. Автоматизация контроля и управления электротехническим оборудованием атомной электростанции / В.В. Бибиков, В.А. Кольцов, В.А. Насташенко, С.П. Харченко // Атомный проект. 2013. № 15, С. 66 - 68.

Кольцов, В.А. Автоматизация перегрузки топлива ядерного реактора на быстрых нейтронах / В.А. Кольцов, В.Н. Лотов, А.Б. Победоносцев, А.В. Тимофеев // Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева. 2012. № 4. С. 142 - 149.

Кольцов, В.А. Автоматизированная система управления технологическими процессами Белорусской АЭС / Н.Н. Акимов, В.В. Бибиков, В.А. Кольцов, В.Н. Лотов // I Международная научно-техническая конференция «Автоматизированные системы управления технологическими процессами АЭС и ТЭС» / Труды БГУИР г. Минск, 25 - 27 февраля 2015 г. С. 9 - 12.

Кольцов, В.А. Базовая программная платформа «СКАДА АТОМ-НН» для ответственных применений в промышленности / В.А. Кольцов // II Международный форум - выставка «Импортозамещение. Высокие технологии для устойчивого развития - NDExpo-2015», г. Нижний Новгород, 14 - 16 апреля 2015 г. С. 113.

Кольцов, В.А. Визуализация процесса перегрузки ядерного топлива / Ю.С. Егоров,

B.А. Кольцов, М.А. Любимов, В.Р. Милов, В.В. Мусонов, А.Б. Победоносцев // Клуб 3D. Инновационное проектирование. НИАЭП. 2013. № 8, С. 112 - 120

Кольцов, В.А. Динамическая модель процесса перегрузки для управления манипуляционным роботом / В.А. Кольцов, В.Р. Милов, Р.Л. Шиберт // Информационно-измерительные и управляющие системы. 2013. № 7, т. 11. С. 72 - 76

Кольцов, В.А. Интеллектуальные информационные системы: мониторинг, проектирование / под ред. В.Г. Баранова, В.Р. Милова // Монография. - М: Радиотехника, 2014.

Кольцов, В.А. Методы проектирования информационно-управляющих и телекоммуникационных систем / под ред. В.Р. Милова, В.Г. Баранова // Монография. -М: Радиотехника, 2016.

Кольцов, В.А. Моделирование процесса перегрузки топлива ядерного реактора на быстрых нейтронах / В.А. Кольцов и др. // Ядерные измерительно-информационные технологии. 2014. № 1, С. 24 - 34.

Кольцов, В.А. НИИИС в атомной энергетике: история, действительность, планы на будущее / В.Н. Лотов, В.А. Кольцов // Атомный проект. 2010. № 8, С. 30 - 31. Кольцов, В.А. Новое поколение оборудования и программного обеспечения для создания систем верхнего уровня АСУ ТП / В.А. Кольцов // Международный форум «Атомная энергия для устойчивого развития - NDExpo-2014». - Санкт-Петербург, 17 - 19 июня 2014 г. С. 135 - 139.

Кольцов, В.А. Обеспечение безопасности операций при перегрузке топлива ядерного реактора на быстрых нейтронах / С.М. Дмитриев, В.А. Кольцов // Ядерные

измерительно-информационные технологии. 2014. № 2-3, С. 67 - 75.

36. Кольцов, В.А. Перспективные разработки программно-технических средств для АСУ ТП АЭС / В.А. Кольцов // Международная научно-техническая конференция «Полувековое обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР в России и за рубежом» - г. Нововоронеж, 24 -26 сентября 2014 г. С. 303 - 308.

37. Кольцов, В.А. Принципы построения системы контроля и управления механизмами транспортно-технологического оборудования перегрузки топлива ядерного реактора / В.А. Кольцов, В.Н. Лотов, А.Б. Победоносцев, А.В. Тимофеев // XVII Международная научно-техническая конференция «Информационные системы и технологии» ИСТ-2011 / НГТУ. - Нижний Новгород, 2011. С. 170.

38. Кольцов, В.А. Принципы построения программно-технического комплекса сбора информации с электротехнического оборудования энергоблока АСУ ТП Белорусской АЭС / Н.Н. Акимов, В.А. Кольцов, С.П. Харченко // I Международная научно-техническая конференция «Автоматизированные системы управления технологическими процессами АЭС и ТЭС» / Труды БГУИР. г. Минск, 25 - 27 февраля 2015 г. С. 211 - 212.

39. Кольцов, В.А. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ. № 2013619753. «Программа трёхмерной визуализации процесса перегрузки топлива реактора на быстрых нейтронах» / В.Г. Баранов, В.Р. Милов, В.А. Кольцов, В.В. Мусонов, Ю.С. Егоров, С.Б. Миронычев. 14 октября 2013 г.

40. Кольцов, В.А. Система контроля и управления механизмами транспортно-технологического оборудования перегрузки топлива ядерного реактора / В.А. Кольцов, А.Б. Победоносцев // VIII Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2012 / ОАО «ВНИИАЭС». - Москва, май 2012. С. 277.

41. Кольцов, В.А. Система регистрации важных параметров эксплуатации АСУ ТП Белорусской АЭС 1,2 / Н.Н. Акимов, В.А. Кольцов, И.Ю. Лепехин // I Международная научно-техническая конференция «Автоматизированные системы управления технологическими процессами АЭС и ТЭС» / Труды БГУИР. г. Минск, 25 - 27 февраля 2015 г. С. 86 - 89

42. Кольцов, В.А. Система контроля и управления перегрузки топлива реактора на быстрых нейтронах / В.А. Кольцов // Российская конференция с международным участием «Технические и программные средства систем управления, контроля и измерения - УКИ-12». Стендовый доклад. / ИПУ РАН. - Москва, 16 - 19 апреля 2012 г.

43. Кольцов, В.А. Способ верификации моделей технических систем на основе интеллектуального анализа процессов / Н.Н. Акимов, В.А. Кольцов, В.Р. Милов, А.В. Бухнин, А.А. Куранов // Информационно-измерительные и управляющие системы. 2015. № 13, т. 11. С. 19 - 25.

44. Кольцов, В.А. Формирование целевых профилей движения для управления транспортно-технологическим оборудованием / В.А. Кольцов, В.Р. Милов, Р.Л. Шиберт // Датчики и системы. 2013. № 7. С. 45 - 47.

45. Кольцов, В.А. Человеко-машинный интерфейс системы управления перегрузкой топлива реактора на быстрых нейтронах / В.А. Кольцов // Отраслевая конференция «Ядерное приборостроение - 2013: Аппаратурное обеспечение. Совершенствование специализированных систем контроля и управления реакторными установками». / ОАО «СНИИП». - Москва, 24 - 25 апреля 2013 г.

46. Кольцов, В.А. Человеко-машинный интерфейс системы управления перегрузкой топлива реактора на быстрых нейтронах / В.А. Кольцов, С.Б. Миронычев, П.В. Сайчев // Ядерные измерительно-информационные технологии. 2013. № 3, С. 48 - 57.

47. Малышев, А.С. Методика снижения априорной неопределенности нештатной ситуации. / А.С. Малышев, В.В. Дикусар, А.Ф. Страхов //Труды Института системного анализа РАН «Динамика неоднородных систем». Т. 50 (1). М.: Книжный дом «ЛИБРОКОМ». 2010. С. 167-171.

48. Кольцов, В.А. Комплекс работ по созданию первой управляющей системы верхнего блочного уровня АСУ ТП для АЭС «Бушер» на основе отечественных информационных технологий / Н.Э. Менгазетдинов, М.Е. Бывайков, М.А. Зуенков, В.Г. Промыслов, А.Г. Полетыкин, В.Н. Прокофьев, И.Р. Коган, А.С. Коршунов, М.Е. Фельдман, // www.ipu.ru . Электронная монография. ИПУ РАН. 2013. IBSN 978-5-91450-130-0.

49. Милов, В.Р. Интеллектуализация поддержки управленческих решений в газовой отрасли / В.Р. Милов, Б.А. Суслов, О.В. Крюков // Автоматизация в промышленности. 2009. № 12. C. 16-20.

50. Мэрдок, К.Л. Autodesk 3ds Max 2013. Библия пользователя. / К.Л. Мэрдок - Киев: Диалектика, 2013. - 816 с., с ил.

51. Новиков, Ф.А., Моделирование на UML. Теория, практика / Ф.А. Новиков, Д.Ю. Иванов

- СПб.: Профессиональная литература, Наука и Техника, 2010. - 640 с.: ил.

52. Ослэндер, Д.М. Управляющие программы для механических систем: объектно-ориентированное проектирование систем реального времени./ Д.М. Ослэндер - М.: БИНОМ, 2004. - 413 с.

53. Пайлон, Д. UML 2 для программистов / Д. Пайлон, Н. Питмен - СПб.: Питер, 2012. - 240 с.: ил.

54. Питерсон, Дж. Теория сетей Петри и моделирование систем: Пер. с англ. / Дж. Питерсон

- М.: Мир, 1984. - 264 с., ил.

55. Рамбо, Дж. UML 2.0. Объектно-ориентированное моделирование и разработка. 2-е изд. / Дж. Рамбо, М. Блаха - СПб.: Питер, 2007. - 544 с.: ил.

56. Таненбаум, Э. Современные операционные системы. 2-е изд. / Э. Таненбаум - СПб.: Питер, 2002. - 1040 с., ил.

57. Холзнер, С. XML. Энциклопедия. 2 издание / С. Холзнер // Питер, 2004, 1104 с.

58. Штовба, С.Д. Проектирование нечетких систем средствами Matlab. / С.Д. Штовба - М.: Горячая линия - Телеком. 2007.

59. Юркевич, Г.П. Системы управления энергетическими реакторами / Под редакцией академика РАН Н.С. Хлопкина. - М.: Издательство ЭЛЕКС-КМ, 2001. - 344 с., ил.

60. Кольцов, В.А. Аспекты обеспечения кибербезопасности АСУ ТП АЭС / С.М. Дмитриев, Н.Н. Акимов, В.А. Кольцов // Информационно-измерительные и управляющие системы. 2017. № 8, т. 15. С. 7- 13.