Интеграция комплекса диагностических устройств в систему управления машины перегрузочной атомной станции тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.05, кандидат наук Лапкис Александр Аркадьевич

• Лапкис Александр Аркадьевич
• кандидат наук
• 2022

Оглавление диссертации кандидат наук Лапкис Александр Аркадьевич

ВВЕДЕНИЕ

1 КОНТРОЛЬ И УПРАВЛЕНИЕ ПЕРЕГРУЗКОЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА АЭС

1.1 Технология перегрузки топлива реакторов ВВЭР-1000

1.2 Управление машиной перегрузочной энергоблока АЭС

1.3 Основные риски при выполнении технологических операций перемещения ядерного топлива

1.4 Постановка цели и задач исследования

1.5 Выводы по главе

2 ФОРМАЛИЗАЦИЯ ЗАДАЧИ КОНТРОЛЯ ТЕХНИЧЕСКОГО СОСТОЯНИЯ МАШИНЫ ПЕРЕГРУЗОЧНОЙ

2.1 Оценка технического состояния МП методами технической диагностики

2.2 Классификация элементарных движений МП для целей мониторинга

2.3 Построение информационной модели описания технологических операций

2.4 Разработка метода оценки технического состояния механизмов МП

2.5 Выводы по главе

3 ИССЛЕДОВАНИЕ ДИАГНОСТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ДЛЯ ОЦЕНКИ СОСТОЯНИЯ МЕХАНИЗМОВ МП

3.1 Особенности регистрации исходных данных на действующей АЭС

3.2 Исследование вибрационных показателей технического состояния механизмов МП

3.3 Оценка технического состояния МП с применением сигналов питающей

сети электроприводов

3.4 Исследование состояния активной зоны реактора

3.5 Выводы по главе

4 РЕАЛИЗАЦИЯ КОМПЛЕКСА ДИАГНОСТИКИ МЕХАНИЗМОВ МП

4.1 Формирование эталонов для оценки элементарных движений МП

4.2 Разработка структуры аппаратно-программного комплекса контроля технического состояния МП

4.3 Разработка алгоритмов функционирования комплекса

4.4 Реализация и внедрение результатов работы на действующей АЭС

4.5 Выводы по главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Литература

ПРИЛОЖЕНИЕ А. Акт о внедрении

ПРИЛОЖЕНИЕ Б. Таблицы характеристик эталонных виброакустических сигналов

ПРИЛОЖЕНИЕ В. Фрагменты кода и экранные формы программного обеспечения ИС ВКПЯТ

ПРИНЯТЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

ER-диаграмма - диаграмма «Сущность-связь» (англ. Entity-Relationship) SSA - анализ сингулярного спектра (англ. Singular Spectrum

Analysis)

SQL - язык структурированных запросов (англ. structured query

language)

A3 - активная зона

АЭС - атомная электростанция

БВ - бассейн выдержки

БД - база данных

ВАБ - вероятностный анализ безопасности

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ВИТИ - Волгодонский инженерно-технический институт

ГК - главная компонента

ГП - гермопенал

ЗКл - захват кластера

ЗРШ - захват рабочей штанги

ИС ВКПЯТ - информационная система «Виброакустический контроль

перемещения ядерного топлива»

КА - коэффициент асимметрии

KB - концевой выключатель

КВК - канал виброакустического контроля

КТО - контроль герметичности оболочек

КГС - коэффициент гармонических составляющих

КО - коэффициент осцилляции

ККТС - комплекс контроля технического состояния

КТС - контроль технического состояния

КЭ - коэффициент эксцесса

МГК - метод главных компонент

МИИК - многофункциональный информационно-измерительный комплекс

МП - машина перегрузочная

НИИ АЭМ - научно-исследовательский институт атомного

энергетического машиностроения

НИИ МВС - научно-исследовательский институт многопроцессорных

вычислительных систем

НИЯУ МИФИ - Национальный исследовательский ядерный университет

«Московский инженерно-технический институт»

НПИ - Новочеркасский политехнический институт

ОЯБиН - отдел ядерной безопасности и надёжности

ОЯТ - облучённое (отработавшее) ядерное топливо

ПИ - перегружаемое изделие

ППР - планово-предупредительный ремонт

ПС - поглощающий стержень

ПФ - пик-фактор

РШ - рабочая штанга

СВК - система виброакустического контроля

СКЗ - среднеквадратическое значение

СКО - среднеквадратическое отклонение

СОДС - система обнаружения дефектных сборок

СТС - специальная телевизионная система

СУЗ - система управления и защиты

СУМП - система управления машины перегрузочной

TBC - тепловыделяющая сборка

ТТО - транспортно-технологическое оборудование

ТШ - телевизионная штанга

УПТиСО - участок перегрузки топлива и систем обеспечения

ФЧ - фундаментальная частота

ХСТ - хранилище свежего топлива

ЦЦР - цех централизованного ремонта

ЧКл - чехол кластера

ЧСТ - чехол свежего топлива

ЭВМ - электронно-вычислительная машина

ЭД - элементарное движение

ЭПА - электроприводная арматура

ЭПО - электроприводное оборудование

ЮРГТУ - Южно-Российский государственный технический университет

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы. Наиболее опасным состоянием энергоблока с реактором ВВЭР-1000 с точки зрения вероятности тяжёлой аварии является состояние со вскрытым оборудованием первого контура в период проведения планово-предупредительного ремонта, включая перегрузку топлива. Одной из основных угроз ядерной и радиационной безопасности на этапе перегрузки ядерного топлива является падение перегружаемого изделия в результате поломки элементов машины перегрузочной (МП) и её рельсового пути. Исследованиями И.А. Шестаковой, H.H. Панасенко было показано, что основной угрозой ядерной и радиационной безопасности на этапе перегрузки ядерного топлива является падение перегружаемого изделия в результате поломки элементов машины перегрузочной (МП) и её рельсового пути.

Машина перегрузочная - роботизированный манипулятор, снабжённый системой автоматизированного управления (СУМП), функциональность и характеристики которой определяют безопасность процесса перемещения ядерного топлива на АЭС.

За время эксплуатации энергоблоков ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в Советском Союзе и Российской Федерации неоднократно происходили события, потенциально опасные с точки зрения ядерной и радиационной безопасности - повреждения перегружаемых изделий (ПИ): тепловыделяющих сборок (TBC) и поглощающих стержней (ПС). Механизмы МП и перегружаемые изделия могут оказаться под действием непроектных нагрузок, испытать попадание в оборудование посторонних частиц и предметов, солей бора, продуктов коррозии и эрозии с последующим развитием дефектов. Всё перечисленное обуславливает высокую значимость работ, направленных на совершенствование практики эксплуатации перегрузочных машин на АЭС.

Основы построения автоматических систем управления перегрузочными машинами энергоблоков ВВЭР были заложены в 1980-х годах в трудах А.И. Шиянова, М.И. Герасимова, И.В. Муравьёва. Позже исследователями ВНИИЭМ - Г.П. Жилкиным, Ю.Т. Портным, Г.А. Жемчуговым и другими, была предложена современная концепция группового управления приводами МП, применяемая до сих пор как основная. В результате модернизаций 1990-х и 2000-х годов высокая надёжность и степень точности наведения МП на координаты и распознавания маркировок перемещаемого ядерного топлива действующей СУМП последнего поколения с дублированием каналов и групповым управлением электроприводами, была достигнута в работах под руководством В.В. Коробкина (НИИ МВС ЮФУ, г. Таганрог), М.Е. Федосовского («Диаконт», г. Санкт-Петербург).

В настоящее время контроль технического состояния механизмов МП осуществляется персоналом визуально и измерительными средствами вручную, а расходование ресурсных характеристик не анализируется и требует анализа массива бумажной документации. При этом информация о техническом состоянии механизмов МП не накапливается, а вероятность зарождения и развития в них дефектов, не обнаруживаемых персоналом, не рассматривается. Из-за сложности функциональной диагностики механизмов МП, помимо мониторинга их непосредственно при работе (МП работает не более трёх недель за полуторалетний межремонтный период АЭС), целесообразно реализовать диагностические функции путём встраивания дополнительных устройств в СУМП, чтобы исключить потерю информации о режиме работы механизмов.

Настоящее состояние проблемы определяет актуальность решения задачи расширения функциональности существующих систем управления перегрузочными манипуляторами путём интеграции комплекса диагностических устройств в СУМП.

Данная задача ранее ставилась исследователями Волгоградского ГТУ и НИИ атомного энергетического машиностроения ЮРГТУ (НПИ) В.Н. Никифоровым, Ю.П. Муха, О.Ю. Пугачёвой, Ю.Н. Елжовым и другими. Предлагаемый комплекс в составе СУМП предназначен для нужд оперативного и инженерно-технического персонала ответственного подразделения АЭС (цеха-владельца МП).

Целью диссертационной работы является улучшение эксплуатационных характеристик системы управления перегрузочным манипулятором за счёт интеграции устройств для технической диагностики его механизмов в систему управления.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

- исследовать предметную область перегрузки ядерного топлива, построить и реализовать в составе структуры реляционной базы данных классификационную модель элементарных движений МП для целей оценки технического состояния её механизмов;

- построить информационную модель, связывающую диагностические параметры механизмов МП с режимами их работы и техническим состоянием, для использования её в программном обеспечении диагностических устройств в составе СУМП;

-разработать структурную схему СУМП со встроенным комплексом диагностических устройств для контроля состояния основных механизмов МП в процессе перегрузки ядерного топлива;

- исследовать возможность применения существующих средств измерения веса в составе системы управления МП для углублённой оценки качества процесса перегрузки и состояния элементов активной зоны реактора ВВЭР-1000.

- разработать и апробировать в промышленных условиях методику и реализующий её диагностический аппаратно-программный комплекс, интегрированный в СУМП, для оценки технического состояния МП и качества выполнения перегрузочных операций.

Объектом исследования являются автоматизированные процессы перегрузки ядерного топлива на энергоблоках ВВЭР-1000.

Предметом исследований являются информационные потоки, сопровождающие перегрузку ядерного топлива и управление жизненным циклом машины перегрузочной энергоблоков ВВЭР-1000.

Методы исследований основаны на методологиях разработки автоматизированных систем по ГОСТ 34 серии и ГОЕБ, методах обработки сигналов, теории вероятности и математической статистике, теории обнаружения и оценок, а также некоторых инструментах кластерного анализа.

Научная новизна диссертационной работы состоит в том, что:

- разработана усовершенствованная модель предметной области «Перегрузка ядерного топлива», включающая основные сущности и связи между ними, обеспечивающая повышение степени детализации описания движений механизмов МП;

- создана структурная схема системы управления МП, отличающаяся от традиционной включением устройств для контроля технического состояния механизмов МП в процессе перегрузки ядерного топлива;

-разработан метод повышения глубины диагностирования состояния механизмов МП за счёт расширения набора параметров, регистрируемых и вычисляемых комплексом диагностических устройств в составе системы управления МП;

- экспериментально подтверждена возможность использования тензодатчиков системы управления МП в качестве устройств для контроля степени деформации элементов активной зоны ядерного реактора.

Положения и результаты, выносимые на защиту:

- модель данных предметной области «Перегрузка ядерного топлива на АЭС с ВВЭР», включающая основные сущности и связи между ними, реализованная в виде структуры реляционной базы данных;

- информационная модель, количественно описывающая совместно технологические и диагностические параметры работы перегрузочной машины, реализованная в форме реляционной базы данных, содержащей эталонные характеристики диагностических сигналов в привязке к конкретным режимам работы механизмов МП;

-модель, связывающая поля допусков весовой нагрузки на захватах МП, контролируемой системой управления МП, с высотной отметкой захвата, построенная на основе обработки зарегистрированных типовых профилей распределения сил трения по высоте активной зоны реактора ВВЭР-1000;

-метод оценки качества выполнения операций перегрузки ядерного топлива и технического состояния механизмов МП, реализованный в форме аппаратно-программного комплекса - информационной системы «Виброакустический контроль перемещения ядерного топлива»;

- структурная схема модернизированной СУМП, отличающейся от существующих наличием встроенного комплекса диагностических устройств для контроля состояния механизмов МП атомной станции.

Научно-практическая ценность работы

Результаты, полученные в диссертационной работе, позволяют применить к системе управления ответственного технического устройства второго класса безопасности по НП-001-15 методические наработки, известные в технической диагностике электроприводного оборудования, и

разработать комплекс диагностических устройств, готовый к тиражированию на аналогичные системы управления перегрузочными манипуляторами АЭС.

Внедрение результатов работы

Основные результаты диссертационного исследования использованы при выполнении НИОКР по договору между НИЯУ МИФИ и АО «Концерн Росэнергоатом» на тему «Модернизация системы виброакустического контроля процессов перегрузки ядерного топлива на энергоблоке №1 Ростовской АЭС» (2017-2020 гг.). Основной состав задач НИОКР задан программой, утверждённой руководством АО «Концерн Росэнергоатом». Модернизированная система виброакустического контроля, включающая разработанное автором специализированное программное обеспечение, передана для эксплуатации на Ростовскую АЭС.

Достоверность полученных результатов обеспечена применением математического аппарата, поверенных измерительных средств, актуальных методологий проектирования автоматизированных систем.

Сформулированные в работе результаты подтверждены положительными результатами опытно-промышленной эксплуатации системы виброакустического контроля на Ростовской АЭС.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Интеграция комплекса диагностических устройств в систему управления машины перегрузочной атомной станции»

Апробация работы

Основные положения и результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались на семинарах и конференциях:

- XIV и XV Международная научно-практическая конференция «Безопасность ядерной энергетики», г. Волгодонск;

-«Динамика технических систем», 08-11 сентября 2019 г., ДГТУ, Ростов-на-Дону;

-Международная научно-техническая конференция «55 лет безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР в России и за рубежом» 24-27 сентября 2019 г., г. Нововоронеж;

- VI Всероссийская научная конференция и школа для молодых ученых (с международным участием) «Системы обеспечения техносферной безопасности» 4-5 октября 2019 года, г. Таганрог;

- «Современные технологии и автоматизация в технике, управлении и образовании» 18 декабря 2019 года, г. Балаково;

- «APITECH-II - 2020: Conférence on Applied Physics, Information Technologies and Engineering» September, 2020. Krasnoyarsk, Russia;

-Техногенные системы и экологический риск. III Международная (XVI Региональная) научная конференция. Обнинск, 2020.

Структура и объём диссертационной работы

Диссертация состоит из введения, четырёх глав, заключения, списка литературы и трёх приложений.

Диссертация содержит 198 страниц печатного текста, 87 рисунков и 49 таблиц, список используемой литературы из 80 наименований.

Во введении обоснована актуальность темы, определён объект исследований, сформулированы цель и основные научные результаты и положения, выдвигаемые для защиты, показаны практическая значимость, апробация и результаты внедрения диссертации.

Первая глава диссертации посвящена обзору основных рисков, с которыми связана эксплуатация МП энергоблоков ВВЭР-1000, в связи с существующей технологией перегрузки ядерного топлива. Рассмотрены основные возможности эксплуатируемых систем управления МП в части контроля технического состояния и ресурсных характеристик МП. На

основании проведённого анализа сформулированы основные цели диссертационного исследования

Вторая глава диссертации посвящена формализации задачи контроля технического состояния механизмов МП. Выбраны основные методы и математический аппарат для обработки диагностической информации. Для предметной области «Перегрузка ядерного топлива энергоблока ВВЭР-1000» создана углублённая классификация (онтология) элементарных движений МП с целью её использования при контроле технического состояния механизмов МП. Выделены основные фазы перегрузочной кампании, классифицированы механизмы МП, их скорости перемещения и области в пространстве зоны обслуживания МП. Разработанная классификация реализована в форме структуры реляционной базы данных.

В третьей главе описывается обоснование набора диагностических параметров для контроля технического состояния МП на основе данных, полученных на действующей АЭС, с применением инструментов кластерного анализа. Выбраны необходимые метрики в нормированном пространстве признаков, по изменению которых можно судить о целесообразности контроля того или иного параметра. Принципы отбора продемонстрированы на массиве информации, полученной от СУМП и системы виброакустического контроля в рамках промышленного эксперимента на Ростовской АЭС в 2018-2020 годах. Окончательно выбран набор параметров, рекомендуемый для контроля технического состояния основных узлов и механизмов МП. Обоснована необходимость применения показателей, учитывающих форму распределения виброускорения и характерные временные промежутки между соударениями элементов механизма МП. Качественно показана возможность применения существующих средств измерения веса в составе системы управления МП для углублённой оценки качества процесса перегрузки и состояния элементов активной зоны реактора ВВЭР-1000. Описывается получение типовых профилей распределения сил

трения по высоте активной зоны и их использование в разрабатываемом комплексе контроля технического состояния.

В четвёртой главе формулируются методические основы функционирования комплекса диагностических устройств в составе СУМП и на основе технологий функционального моделирования разрабатывается структурная схема программного обеспечения, реализующего эти основы. Построен сценарий работы СУМП, дополненной программными и аппаратными средствами технической диагностики, на основании которого разработана структурная схема человеко-машинного комплекса, включающего аппаратное и программное обеспечение, а также человеческие роли оператора и диагноста. Разработанные методика и структура реализованы и зарегистрированы как программа для ЭВМ. Описан процесс внедрения разработанного комплекса диагностических устройств и присоединение её к СУМП энергоблока №1 Ростовской АЭС.

В заключении сформулированы основные результаты, полученные в результате работы над диссертацией. Завершает диссертацию список использованной литературы. В приложении к диссертации содержатся копии актов внедрения результатов диссертации, фрагменты исходного кода разработанного программного обеспечения.

Публикации по теме диссертации

1. Особенности продления срока эксплуатации перегрузочных машин энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 / A.A. Лапкис, В.Н. Никифоров, О.Ю. Пугачёва. Глобальная ядерная безопасность. - 2016. - № 1 (18). - С. 95-103.

2. Виброакустическая паспортизация режимов работы машин перегрузочных энергоблоков ВВЭР / A.A. Лапкис, В.Н. Никифоров, Л.А. Первушин. Глобальная ядерная безопасность. - 2018. - № 2 (27). - С. 82-90.

3. Bearing defects diagnostics using the principal components analysis. E A Abidova, A A Lapkis, A V Chernov. IOP Conf. Series: Materials Science and

14

Engineering 680 (2019) 012005 ЮР Publishing. doi:10.1088/1757-899X/680/1/012005

4. E.A. Абидова, A.A. Лапкис, A.B. Чернов. Контроль операций перегрузочной машины по спектральным параметрам токового сигнала в пространстве главных компонент. Известия высших учебных заведений. Электромеханика - 2020. - №2. - С. 38-43

5. Инструменты кластерного анализа для построения системы диагностики электроприводного оборудования / Е.А. Абидова, В.В. Бойко, A.A. Лапкис. Автоматизация в промышленности. - 2020. - № 11. - С. 37-42. DOI 10.25728/avtprom.2020.11.07

6. NPP refueling process monitoring based on the refueling machine current signals / E A Abidova, A E Dembitsky, I V Zarochintseva, A A Lapkis and A V Chernov. Journal of Physics: Conference Series, Volume 1679 032016. DOI: 10.1088/1742-6596/1679/3/032016

7. Абидова E.A., Бойко B.B., Лапкис A.A. Контроль работы машины перегрузочной с помощью отображения диагностической информации в многомерном пространстве признаков. Вестник Национального исследовательского ядерного университета МИФИ. 2020. Т. 9. № 5. С. 460-469. DOI: 10.1134/S2304487X20050028

8. Лапкис A.A., Безматьева А.Н., Абидова Е.А. Анализ деформированного состояния активной зоны ВВЭР-1000 с помощью системы управления машины перегрузочной. Глобальная ядерная безопасность. -2021. -№1(38), с. 84-93.

9. Решение задачи продления срока эксплуатации перегрузочных машин МПС-В-1000 / A.A. Лапкис, В.Н. Никифоров, О.Ю. Пугачёва. Безопасность ядерной энергетики : тез. докл. XII Междунар. науч.-практ. конф., 1-3 июня 2016 г. / ВИТИ НИЯУ МИФИ [и др.]. - Волгодонск : [Б. и.], 2016. - 1 электрон.опт. диск (CD). - ISBN 978-5-7262-2256-1

10.Информационный паспорт оборудования АЭС. Сопровождение ремонтных кампаний. Е.А. Абидова, Ю.Н. Елжов, A.A. Лапкис и др. Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР : тез. докл. 10-й междунар. науч,-техн. конф. , 16-19 мая 2017 г., Подольск, Россия. - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2017/autorun/article66-ru.htm

11. Паспортизация режимов работы перегрузочной машины МПС-В-1000 на основе виброакустических сигналов / A.A. Лапкис, В.Н. Никифоров, Л.А. Первушин. Безопасность ядерной энергетики : тез. докл. XIV Междунар. науч.-практ. конф., 30 мая - 1 июня 2018 г. / ВИТИ НИЯУ МИФИ [и др.]. - Волгодонск : [Б. и.], 2018. - 1 электрон.опт. диск (CD). - ISBN 9785-7262-2472-5

12. Построение эталонов для виброакустического мониторинга перемещения ядерного топлива энергоблоков ВВЭР-1000 / A.A. Лапкис, В.Н. Никифоров. Безопасность ядерной энергетики : тез. докл. XV науч.-практ. конф., 6-8 июня 2019 г. / ВИТИ НИЯУ МИФИ [и др.]. - Волгодонск : ВИТИ НИЯУ МИФИ, 2019.-1 электрон, опт. диск [CD], - ISBN 978-5-7262-2569-2

13.Вопросы виброакустической паспортизации процессов перегрузки ядерного топлива энергоблоков ВВЭР / A.A. Лапкис, И.В. Малахов, В.Н. Никифоров, В.П. Поваров. Доклад на Международной научно-практической конференции «55 лет безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР в России и за рубежом». 23-27 сентября 2019 г. - г. Нововоронеж, 2019.

14.Построение эталонных виброакустических портретов операций перегрузки ядерного топлива / В.В. Бойко, A.A. Лапкис. VI Всероссийская научная конференция и школа для молодых ученых (с международным участием) «Системы обеспечения техносферной безопасности». 4-5 октября 2019 г. - г. Таганрог.

15. Динамика вибрационного состояния механизмов машины перегрузочной блока ВВЭР-1000 в процессе перегрузки топлива / Безматьева А.Н., Бойко В.В., Лапкис A.A., Уманцева В.А. Сборник трудов II Международной научно-практической конференции «Современные технологии и автоматизация в технике, управлении и образовании» (18 декабря 2019 года). М.: НИЯУ МИФИ; Балаково: БИТИ НИЯУ МИФИ, 2020. T. I, с. 146-148.

16.Бойко В.В., Лапкис A.A. Улучшение свойства изолируемости виброакустического контроля перегрузочных машин энергоблоков ВВЭР-1000. Техногенные системы и экологический риск. Тезисы докладов III Международной (XVI Региональной) научной конференции. Обнинск, 2020. С. 33-35.

17.Абидова Е.А. Лапкис A.A. Ожерельев В.Д. Чернов A.B. Паспортизация перегрузочных операций для контроля состояния оборудования атомной электростанции. Моделирование, оптимизация и информационные технологии. 2021;9(1). DOI: 10.26102/23106018/2021.32.1.020

По результатам диссертационной работы зарегистрированы программа для ЭВМ и база данных:

- «Виброакустический контроль перемещения ядерного топлива» (авторы: A.A. Лапкис, C.B. Василенко), свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ №2020619746 от 24.08.2020;

- «Информационный паспорт перегрузочной кампании» (авторы: A.A. Лапкис, Ю Н. Елжов), свидетельство о государственной регистрации базы данных № 2020622194 от 09.11.2020 г.

1 КОНТРОЛЬ И УПРАВЛЕНИЕ ПЕРЕГРУЗКОЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА АЭС

1.1 Технология перегрузки топлива реакторов ВВЭР-1000

1.1.1 Безопасность обращения с ядерным топливом на атомных станциях

В соответствии с приоритетом безопасности при эксплуатации атомных станций в атомной энергетике России [1] выстроена система нормативных документов, организационно-технических мер и эксплуатационных практик в области обращения с ядерным топливом [2]. Исходя из вероятностного анализа безопасности, выполненного для АЭС с реакторами ВВЭР в последние годы [3], наиболее опасным с точки зрения тяжёлой аварии с повреждением A3 реактора является состояние со вскрытым реактором, в котором энергоблок находится на этапе перегрузки топлива.

Обращение с ядерным топливом на АЭС с реакторами ВВЭР-1000 начинается с приёмки свежих тепловыделяющих сборок (TBC) в хранилище свежего топлива (ХСТ), расположенного в помещениях спецкорпуса АЭС [4]. В соответствии с федеральными нормами и правилами [2,5] выполняются штатные операции по учёту и обеспечению безопасности при перемещениях ядерного топлива.

Свежие TBC из транспортных контейнеров мостовым краном ХСТ перемещаются на стапель-калибр для проведения входного контроля (рис. 1.1), после чего размещаются для хранения в чехлах или контейнерах в ХСТ.

В период перегрузки ядерного топлива свежие TBC перемещают на транспортной платформе в чехлах свежего топлива в реакторное отделение до зоны обслуживания полярного крана. Полярный кран перемещает свежее

18

ядерное топливо в чехлах в универсальное гнездо бассейна выдержки (в зону обслуживания машины перегрузочной).

Рисунок 1.1 - Транспортно-технологические операции в хранилище

свежего топлива

Дальнейшая работа со свежими TBC осуществляется машиной перегрузочной (МП) - роботизированным манипулятором, управляемым автоматизированной системой управления (СУМП). Более подробное описание работы МП с ядерным топливом приведено в подразделе 1.1.2. Концепция автоматизации перегрузки ядерного топлива водо-водяных реакторов была предложена в 1980-х годах в трудах А.И. Шиянова, М.И. Герасимова, И.В. Муравьёва [6,7].

В эксплуатационной практике надёжность указанных механизмов обеспечивается выполнением федеральных норм и правил [5,8], инструкций по эксплуатации и нормативно-технических документов эксплуатирующей организации. Работы, связанные с перемещением свежего и облучённого ядерного топлива мостовыми кранами, относят к ядерно опасным с применением к ним соответствующих норм.

1.1.2 Технология перегрузки ядерного топлива на АС с ВВЭР

Ядерное топливо на энергоблоках ВВЭР устанавливается в активной зоне реактора в соответствии с картограммой, разрабатываемой на основе нейтронно-физических расчётов [9]. Перегрузочная кампания на энергоблоке с реактором ВВЭР состоит из следующих основных видов операций:

- выгрузка облучённых TBC и поглощающих стержней системы управления и защиты (ПС СУЗ) из реактора;

- перестановка облучённых TBC в реакторе;

- загрузка свежих TBC и ПС СУЗ в реактор;

- перестановка TBC и ПС СУЗ в бассейне выдержки;

- выгрузка облучённых TBC из бассейна выдержки в транспортный контейнер;

- контроль герметичности оболочек (КТО) ядерного топлива (сиппинг-методом в МП и с применением пеналов КТО в бассейне выдержки);

- некоторые вспомогательные операции с инструментом и пробками пеналов КТО и пеналов герметичных.

Перечисленные операции выполняются машиной перегрузочной (рисунок 1.2) в объединённом пространстве активной зоны и бассейна выдержки, которое называют бассейном перегрузки. Схема бассейна перегрузки энергоблока ВВЭР-1000 приведена на рисунке 1.3.

Защитная оболочка

Механизм подрыва

Тележка

Мост

Рабочая и ТВ-штанги

Бассейн выдержки

Рисунок 1.2 - Машина перегрузочная энергоблока ВВЭР-1000

ИИ ЩТ!-; 1:г ГТ1 г?/111Р ГЖ УТУ7Т/4 ММ1 ^И \ I'I111 >4II' II1IIIIIIIII 1Ц НИИIII II1II 1ЦII11 II11|| III

я^лгпггсвззззяя!!

Ячейки

Гнездо универсальное (УГ) Колодец установки ~~7 чехла для свежих ТВС, / чехла для герметичных пеналов, / / / и контейнера для / / / отработавшего топлива / / / / 4400_// // /

Ось рельсового пути машина перегрузочной

Ячейки для пеналов

15x200=3000

19x200=3800

2x400=800

обозначения

Коридор2

\06OQO \035OQ

КоридорЗ

Ячейки для ТВС 228 шт.

14x259.8=3637,2

15x259,8=3897

14300

Рисунок 1.3 - Бассейн перегрузки энергоблока ВВЭР-1000

При выполнении технологических операций МП перегружаемыми изделиями являются [10,11]:

- тепловыделяющие сборки;

- ПС СУЗ (манипуляции осуществляются захватом кластера);

- пробки гермопеналов и пеналов КТО;

- чехол кластера;

- инструмент.

Технологическая операция начинается с выхода МП на координаты бассейна перегрузки, на которых размещено перегружаемое изделие. При этом ось рабочей штанги позиционируется с высокой точностью по центру ячейки бассейна перегрузки с помощью штатной системы управления (СУМП). Для этого СУМП собирает данные с датчиков координат моста и тележки и направляет управляющие импульсы в частотно-регулируемые приводы механизмов перемещения [12-15]. Встроенные защиты и блокировки не позволяют МП заходить в необслуживаемые части бассейна перегрузки, где вероятно столкновение со строительными конструкциями АЭС [7,14].

Далее телескопическая рабочая штанга МП распускается, и захват кассеты опускается на перегружаемое изделие (чехол кластера, пробка или TBC). Если перегружаемым изделием является ПС СУЗ, то для сцепления с ним опускается захват кластера. После сцепления работающего захвата с перегружаемым изделием производится его подъём в транспортное положение путём сборки рабочей штанги. После этого МП переезжает на координаты ячейки, в которую необходимо установить изделие, и оно устанавливается путём распускания рабочей штанги. Захват расцепляется с изделием, и производится сборка рабочей штанги. Таким образом выполняется отдельный технологический (перегрузочный) цикл с конкретным перегружаемым изделием.

Перегрузочная кампания может быть представлена как комплекс работ:

- расконсервация и наладка МП;

- совокупность технологических циклов с TBC и ПС СУЗ, а при

необходимости - с пробками пеналов обоих видов.

22

1.1.3 Организация перегрузочной капании наэнергоблоке ВВЭР

Основная роль в перегрузочной кампании на АС отводится цеху централизованного ремонта (ЦЦР) - цеху-владельцу машины перегрузочной и иного транспортно-технологического оборудования (ТТО). В структуре ЦЦР, как правило, выделяют участок, отвечающий за эксплуатацию и ремонт МП и ТТО.

Непосредственным управлением машиной перегрузочной заняты специалисты - операторы МП, прошедшие обучение и допуск к работе в установленном порядке. Операторы располагаются в помещении пульта управления МП в обстройке реакторного отделения, в зоне контролируемого доступа. На период проведения перегрузочной кампании в пультовом помещении организуют рабочие места:

- начальника смены реакторного цеха;

- контролирующего физика;

- специалиста ОЯБиН, выполняющего КТО сиппинг-методом.

В пультовом помещении располагается оборудование СУМП, соединённое кабельными линиями с МП через проходки в гермооболочке.

На операторов МП и специалистов соответствующего участка возлагаются также обязанности по текущему контролю:

- выполнения технологических циклов;

- технического состояния основных узлов и механизмов МП.

1.2 Управление машиной перегрузочной энергоблока АЭС

Для обеспечения безопасности при перемещениях TBC действующей нормативно-технической документацией ограничиваются горизонтальные и вертикальные скорости, а также осевые усилия.

Так, скорость извлечения и установки TBC в активной зоне не должна превышать 0,6 м/мин, однако, когда TBC вышла из контакта с другими

кассетами, скорость перемещения захвата может быть повышена. На рисунке 1.6 показаны типовые профили скорости подъёма или опускания TBC в зависимости от высотной отметки захвата кассеты, зарегистрированные на Ростовской АЭС.

Для обеспечения надёжного сцепления захвата с кассетой и отсутствия перекоса при её извлечении установлено требование о точности выхода на координаты центра ячейки до 2 мм.

В процессе перемещения TBC и других ПИ система управления МП регистрирует виды сигналов, изображённые на рисунке 1.7. Набор параметров минимально достаточен для обеспечения непревышения заданных осевых усилий на TBC и представляет собой данные о положениях механизмов МП, а также весовых нагрузках на захватах.

Рисунок 1.6а - Типовые зарегистрированные профили скорости перемещения захвата кассеты

Скорость извлечения ТВС из АЗ

Рисунок 1.66 - Идеализированный профиль скорости перемещения

захвата кассеты

Рисунок 1.7 - Сбор информации первичными датчиками СУМП Положение захватов МП в зоне обслуживания можно описать вектором

вида

(1.1)

где:

х - горизонтальная координата моста, у - тележки;

ъ - вертикальная координата ЗРШ, ъ\ - ЗКл.

25

Полный перечень результатов измерений, постоянно получаемых от МП, можно также охарактеризовать многомерным вектором

RH3M ={x,y,Z,Zl,ZT, ф, ф Т,Р,РХ}, (1-2)

где:

zT и фт - соответственно координата телекамеры и угол поворота ТШ; ф - угол поворота РШ;

Р и Pi (кгс) - соответственно весовые нагрузки на ЗРШ и ЗКл соответственно.

Правильность срабатывания механизмов контролируется СУМП путём приёма массива дискретных сигналов от концевых выключателей

R = lw WWW Wi Wi W , W о W , W О (i.j)

диск I vv рш.в ? vv рш.н ? vv 3K.B ? vv зк.н ? vv ф.о ? vv ф.з ? VV M.l ? yy M .2 ' vv T.^^ T.^' V /

?

W ТШ.В ' W ТШ.Н ' W повРШ .1 > W повРШ .2 ' W повТШ .1 ' W повТШ .2 }

где индексы обозначают:

- «рш.в»: выключатель верхнего положения ЗРШ;

- «рш.н»: выключатель нижнего положения ЗРШ;

- «зк.в»: выключатель верхнего положения ЗКл;

- «зк.н»: выключатель нижнего положения ЗКл;

- «ф.о»: выключатель положения «открыто» фиксатора;

- «ф.з»: выключатель положения «закрыто» фиксатора;

- «м.1»: выключатель крайнего переднего положения моста;

- «м.2»: выключатель крайнего заднего положения моста;

- «т.1»: выключатель крайнего переднего положения тележки;

- «т.2»: выключатель крайнего заднего положения тележки;

- «тш.в»: выключатель верхнего положения ТШ;

26

- «тш.н»: выключатель нижнего положения ТШ;

-«повРШ.1» и «повРШ.2»: выключатели крайних положений механизма поворота РШ;

-«повТШ.1» и «повТШ.2»: выключатели крайних положений механизма поворота РШ.

Текущий контроль МП оператором осуществляется с применением специальной телевизионной системы СТС, передающей аналоговый видеосигнал W (рисунок 1.8).

Рабочая штанга,

Корпус реактора ' 4

средняя секция

Шахта

внутрикорпусная

Телевизионная

штанга

Рабочая штанга,

первая секция

Телекамера

I-

Выгородка

Рисунок 1.8 - Телевизионный контроль перемещения ядерного топлива

Таким образом, полный набор информации, передаваемой от штатных средств МП её оператору, можно описать вложенным массивом вида

^мп

Rh3

w

(1.4)

V J

Штатные средства МП позволяют обеспечить высокую точность наведения на координаты и непревышение осевых и изгибных нагрузок на TBC и ПС СУЗ. При этом В.Н. Никифоровым [16] показано, в том числе на

материале обследований МП Балаковской АЭС, что некоторые несоответствия в работе МП, такие как попадания посторонних предметов под ЗРШ, могут быть упущены оператором, особенно в условиях помех для видеосигнала от телекамер.

Современная «философия» построения СУМП [12-15] за период с начала эксплуатации реакторов ВВЭР претерпела переход от индивидуального к групповому управлению приводами. МП включает приводы механизмов горизонтального:

- перемещения моста;

-перемещения тележки;

- поворота РШ;

- поворота ТШ;

и вертикального действия:

- перемещения ЗРШ;

- перемещения ЗКл;

- подъёма ТШ;

- подрыва.

Отдельно рассматривается механизм фиксатора, предназначенный для сцепления и расцепления с TBC, пробками пеналов СОДС и гермопеналов.

При индивидуальном управлении осуществляется пошаговое выполнение операций, когда каждое последующее движение осуществляется только после подтверждения выполнения предыдущего [6,7], при этом одновременно работает только один привод.

При групповом управлении допускается одновременная работа приводов горизонтальных перемещений, например, одновременное движение

моста и тележки, совмещённое с поворотом ТШ. При этом блокировки запрещают работу приводов вертикальных перемещений.

Типичная схема такого управления приведена на рисунке 1.9.

КВ(а) - концевые выключатели аварийные, КВ(т) - концевые выключатели технологические, СТС - специальная телесистема, Т - тензодатчики, Э - энкодеры

Рисунок 1.9 - Схема современной системы управления МП

Такой подход, описанный в трудах ВНИИЭМ, позволил повысить надёжность управления мехатронным комплексом МП [17] и увеличить скорость выполнения перегрузки за счёт разрешения одновременных перемещений некоторых механизмов, например:

- вертикальных перемещений РШ и ТШ;

- горизонтальных перемещений моста и тележки, а также поворота

СУМП обеспечивает выполнение рабочей программы и графика перегрузки, подавая под контролем оператора пошагово команды на механизмы МП в режимах:

- автоматический;

- ручной;

- ручной без блокировок.

Примерный перечень команд, используемый СУМП на Ростовской АЭС, приведён в таблице 1.1.

Таблица 1.1- Основные команды СУМП

Код команды Словесное описание команды

1 Перемещение мостом, тележкой

2 Вертикальное перемещение РШ

3 Поворот РШ

4 Открыть фиксатор

5 Закрыть фиксатор

6 Перемещение ЗКЛ вверх

7 Перемещение ЗКЛ вниз

8 Механизм подрыва вверх

9 Механизм подрыва вниз

10 Вертикальное перемещение ТШ

11 Поворот ТШ

12 Перемещение мостом

13 Перемещение тележкой

Таким образом, существующая архитектура СУМП и организация информационных потоков обеспечивает текущие оперативные потребности управления МП. При этом не используются современные возможности оперативного мониторинга работы и учёта ресурсных характеристик электроприводных механизмов МП, основанные на значительном опыте

технического диагностирования ЭПО атомных станций [18-22]. Так, насосы, вентиляторы и трубопроводная арматура АЭС регулярно подвергаются контролю вибрации, а также напряжения и тока питающей сети электропривода [23,24]. В отдельных случаях, когда необходим целенаправленный поиск дефектов подшипников или протечек рабочей среды, оборудование подвергают ультразвуковому контролю.

1.3 Основные риски при выполнении технологических операций перемещения ядерного топлива

Одной из угроз ядерной и радиационной безопасности на этапе перегрузки ядерного топлива является падение перегружаемого изделия в результате поломки элементов МП и её рельсового пути. По оценкам, данным в трудах И.А. Шестаковой [25], средняя интенсивность риска аварийного отказа МП составляет около 1,58-10~4 Угод, а падения TBC при перегрузке - 4,62'Ю"5 Угод.

Также в трудах И.А. Шестаковой, H.H. Панасенко [25,26] показано, что основными рисками при выполнении транспортно-технологических операций перегрузочной машиной, а также мостовыми кранами ХСТ и реакторного отделения являются падение или неуправляемое перемещение:

- транспортного контейнера;

- свежей TBC или облучённой TBC;

- чехла свежего топлива;

- транспортного контейнера с ОЯТ

при перемещении данных изделий мостовым краном или машиной перегрузочной.

Основной вклад в данные риски вносят отказы:

- основных узлов и механизмов МП и мостовых кранов (электроприводы, механизмы передвижения, тросы, тормоза);

- грузозахватных приспособлений МП и мостовых кранов (крюк, вилка, захват TBC, захват кластера, захват чехла, траверса транспортного контейнера).

При этом в упомянутых трудах практически не учтены риски несоответствий, связанных с ошибками операторов МП и с застреванием перегружаемых изделий из-за их эксплуатационных деформаций. При этом «затирание» TBC предусматривается как исходное событие, приводящее в худших случаях к задействованию механизма подрыва кассет с повышенным до 4000 кгс усилием извлечения, с соответствующим ростом риска повреждения TBC. Деформация TBC в процессе облучения в реакторе преимущественно связана с радиационным «распуханием» топлива в мощных потоках нейтронов и может достигать значений до 15-20 мм в поперечном направлении [27, 28].

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Лапкис Александр Аркадьевич, 2022 год

Литература

1.НП-001-15. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций

2. НП-030-12. Основные правила учёта и контроля ядерных материалов

3. Вероятностный анализ безопасности как инструмент повышения безопасности Нововоронежской АЭС. / Дидорина И.В., Жилкина Е.В., Логвинов A.A. Доклад на Международной научно-практической конференции «55 лет безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР в России и за рубежом». 23-27 сентября 2019 г. - г. Нововоронеж, 2019. - с.169-177.

4. С.А. Андрушечко, A.M. Афров, Б.Ю. Васильев и др. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации к эволюции проекта. - М.: Логос, 2010. - 604 с. ISBN 978-5-98704-496-4.

5. НП-061-05. Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии.

6. Шиянов А.И. Автоматизация перегрузки топлива на водо-водяных энергетических реакторах . - Воронеж.: Изд.-во ВГУ, 1987,- 192 с.

7. Шиянов А.И, Герасимов М.И, Муравьёв И.В. Системы управления перегрузочных манипуляторов АЭС с ВВЭР. М. : Энергоатомиздат, 1987.-176 с.

8. НП-043-11. Правила устройства и безопасной эксплуатации грузоподъемных кранов для объектов использования атомной энергии.

9. РД ЭО 1.1.2.25.0501-2015. Номенклатура эксплуатационных нейтронно-физических расчетов и измерений для топливных загрузок ВВЭР-1000

10. 8508.93.00.ТО. Машина перегрузочная типа МПС-В-1000-3-У4.2. Блок №1. Техническое описание и инструкция по эксплуатации, ПО «Атоммаш», Волгодонск, 1981 г

11. ИЭ.1.МП.29.20. Инструкция по эксплуатации. Машина перегрузочная МПС-В-1000-ЗУ 4.2.

12. Коробкин В.В. Методы и средства повышения эффективности и безопасности функционирования мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива атомного реактора ВВЭР-1000 : специальность 05.02.05 «Роботы, мехатроника и робототехнические системы» : диссертация ... кандидата технических наук / Коробкин Владимир Владимирович ; Таганрогский технологический институт ЮФУ - Таганрог, 2006 - 147 с. -Текст: непосредственный.

13. Модернизация перегрузочных машин АЭС с реактором ВВЭР-1000», Первушин Л.А., Портной Ю.Т., Раскин Л.Я. / 4-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Г. Подольск, 23-26 мая 2005 г. URL: http://www.gidropress.podolsk.rU/files/proceedings/mntk2005/4.html (дата обращения: 01.09.2021 г.)

14 Системы управления перегрузочными машинами АЭС с реакторами ВВЭР-1000 / Ю. Портной // Вопросы электромеханики. Труды НИИ ВНИИЭМ. -М.: НППВНИИЭМ, 2001. - Т.100. - С. 225-235.

15. Новое поколение комплекса электрооборудования для перегрузочных машин АЭС с реакторами типа ВВЭР 1000 / Г. Жемчугов, А. Казачков, Ю. Портной [и др.] // вопросы электромеханики. Труды НИИ ВНИИЭМ. -М.: НППВНИИЭМ, 2004. - Т.101. - С. 200-219.

16. Никифоров, В.Н. Многофункциональный информационно-измерительный комплекс для проведения мониторинга технического состояния машины перегрузки ядерного топлива АС : специальность 05.11.16 «Информационно-измерительные и управляющие системы (в машиностроении)»: диссертация на соискание учёной степени кандидата технических наук / Никифоров Виктор Николаевич; Волгоградский государственный технический университет - Волгоград, 2007 - 167 с. -Текст: непосредственный.

17. E.B. Коновалова. Сравнительный анализ надежности группового и индивидуального подключения регулируемых электроприводов механизмов машин перегрузочных АЭС. / Вопросы электромеханики. Труды ВНИИЭМ. -URL: http://jurnal.vniiem.ru/text/l 10/39.pdf (дата обращения: 01.09.2021 г.)

18. Никифоров, В.Н. Автоматизированная система диагностики приводов СУЗ ВВЭР-1000. [Текст] / В.Н. Никифоров, О.Ю. Пугачева, Ю. Н. Елжов // VIII науч. техн. конф. Ядерного Общества России. «Использование ядерной энергии: состояние, последствия, перспективы»: Сборник рефератов. - Екатеринбург: УПИ, - 1997. - С. 105 - 109.

19. Никифоров, В.Н. Алгоритм диагностирования протечек запорной арматуры. [Текст] / В.Н. Никифоров, К.А. Адаменков, А.Г. Тумаков // «Новые материалы, приборы и технологии. Волгодонский институт; Новочеркасский государственный технический университет»: Сб. науч. Трудов. - Новочеркасск: Набла, 1998 - С. 41- 43.

20. Технологии анализа диагностических параметров электроприводной арматуры на действующих энергоблоках Нововоронежской АЭС. Абидова Е.А., Никифоров В.Н., Пугачева О.Ю., Слепов М.Т. Электротехнические комплексы и системы управления. 2014. № 4. С. 16-22.

21. Идентификация диагностической информации при оценке технического состояния электроприводной арматуры АЭС. Носенко В.А., Чернов A.B., Пугачёва О.Ю., Абидова Е.А. Известия Волгоградского государственного технического университета. 2012. № 6 (93). С. 90-93.

22. Система обработки диагностических сигналов электроприводной арматуры. Абидова Е.А., Малик О.В., Гавриленко Д.С. Глобальная ядерная безопасность. 2015. № 2 (15). С. 56-62.

23. РД ЭО 0648-2005 Положение о техническом диагностировании электроприводной трубопроводной промышленной арматуры на энергоблоках атомных станций.

24. РД ЭО 1.1.2.01.0808-2009 Положение о техническом диагностировании роторного оборудования энергоблоков атомных станций по результатам измерения вибрации

25. Шестакова, И.А. Оценка и повышение безопасности подъемно-транспортных средств атомных станций при транспортировке ядерного топлива : специальность 05.05.05 «Подъемно-транспортные машины» : Диссертация ... кандидата технических наук / Шестакова Ирина Александровна; Астраханский государственный технический университет -Астрахань, 1999 - 240 с.

26. Панасенко H.H., Шестакова И.А. Вероятностный анализ безопасности транспортировки контейнеров с отработавшим ядерным топливом на АЭС с ВВЭР-1000 / Известия высших учебных заведений. Северо-Кавказский регион. Технические науки. 1998. №1.-С.17-25.

27. C.B. Павлов. Изменение изгибной жёсткости TBC ВВЭР-1000 при эксплуатации. / Ядерная энергетика. Известия вузов. 2016. №3.-с.42-52.

28. Марков, Д.В. Основные закономерности изменения свойств и характеристик топлива ВВЭР и РБМК нового поколения в период эксплуатации по результатам комплексных послереакторных исследований : специальность 05.14.03 : диссертация ... доктора технических наук / Марков Дмитрий Владимирович; ФГБУ «Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт». - Москва, 2018. - 397 с.

29. РЭ АТЭ.118.0003-2001. Модернизация перегрузочных машин для энергоблоков АЭС с ВВЭР. Концепция модернизации перегрузочных машин. Концерн «Росэнергоатом» [Текст], М., 2001. - 57 с.

30. A.B. Барков, H.A. Баркова. Вибрационная диагностика машин и оборудования. Анализ вибрации: Учебное пособие. СПб.: Изд. центр СПбГМТУ, 2004. - 152 с.

31. Русов В.А. Диагностика дефектов вращающегося оборудования по вибрационным сигналам. Пермь: Вибро-Центр, 2012. - 252 с.

32. Адаменков, К.А. и др. Опыт проведения работ по обследованию технического состояния и оценке остаточного ресурса машин перегрузочных типа МПС-В-1000-ЗУ4.2. [Текст] / К.А. Адаменков, В.Н. Никифоров, Д.В. Сиротин и др. // Тез. докл. II всерос. науч.-техн. конф. «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, 19-23 ноября 2001 г. - Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2001. - С. 117-118.

33. Никифоров, В.Н. Мониторинг состояния перегрузочной машины атомного реактора ВВЭР-1000 [Текст] / В.Н. Никифоров, Ю.П. Муха, А.В. Чернов // Известия Волгоградского государственного технического университета. Сер.: Электроника, измерительная техника, радиотехника и связь. - 2007. Вып. 1. - С. 75 - 80.

34. Никифоров, В.Н. Опыт проведения работ по обследованию технического состояния и оценке остаточного ресурса машин перегрузочных типа МПС-В-1000-ЗУ4.2. [Текст] / В.Н. Никифоров, А.И. Левин, О.Ю. Пугачева // II Всероссийская науч.-техн. конф. «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»: Тезисы докладов. - Подольск, ОКБ «Гидропресс». - 2001. - С. 117-118.

35. Никифоров, В.Н. Контроль технического состояния рабочей штанги перегрузочной машины для ВВЭР-1000. [Текст] / В.Н. Никифоров, А.В. Паламарчук, О.Ю. Пугачева // Теплоэнергетика. - Москва, Российская академия наук. - 2003. - Вып. 5. - С. 16 - 17.

36. Umer Hameed Shah, Keum-Shik Hong. Active vibration control of a flexible rod moving in water: Application to nuclear refueling machines. Automática, Vol. 93, July 2018, pp. 231-243

37. Устройства для неразрушающего контроля состояния стальных канатов / Д.А. Щучкин, А.В. Павленко, В.С. Пузин [и др.] // Горное оборудование и электромеханика. - 007. - №10. - С. 42-47.

38. Щучкин, Д.А. Методы и устройства магнитного контроля стальных

канатов для системы управления полярным краном АЭС : специальность

05.13.05 «Элементы и устройства вычислительной техники и систем

181

управления» : диссертация ... кандидата технических наук / Щучкин Денис Александрович; Новочеркасский политехнический институт - Новочеркасск, 2012 - 200 с. - Текст: непосредственный.

39. Абидова, Е. А. Совершенствование методов обработки информации в системах диагностики оборудования АЭС [Текст] : монография / Е. А. Абидова, А. В. Чернов, Л. С. Хегай. - Москва : НИЯУ МИФИ ; Волгодонск : ВИТИ НИЯУМИФИ, 2019. - 118 с. ; 3.9 п.л. - ISBN 978-5-7262-2589-0

40. Сиротин, Д.В. Информационно-измерительная система для диагностики электроприводной арматуры АЭС : специальность 05.11.16 «Информационно-измерительные и управляющие системы (машиностроение, промышленность)» : диссертация ... кандидата технических наук / Сиротин Дмитрий Викторович; Волгоградский государственный технический университет - Волгоград, 2006 - 172 с. - Текст: непосредственный.

41. Адаменков, А.К. Диагностическое обеспечение перехода на техническое обслуживание и ремонт запорно-регулирующей арматуры АЭС по техническому состоянию : специальность 05.04.11 «Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности». ОАО «ОКБ ГИДРОПРЕСС» - г. Подольск, 2009 - 137 с. - Текст: непосредственный.

42. Илюшечкин, В.М. Основы использования и проектирования баз данных. Учебник / В.М. Илюшечкин. - М.: Юрайт, 2015.-214 с.

43. Пушников, А. Ю. Введение в системы управления базами данных. Часть 1. Реляционная модель данных: Учебное пособие. / А. Ю. Пушников. -Уфа: Изд-во Башкирского ун-та, 1999. - 108 с.

44. Peter Pin-Shan Chen. «The Entity-Relationship Model — Toward a Unified View of Data» (англ.) // ACM Transactions on Database Systems (TODS) : Сб. — Нью-Йорк: ACM, 1976. — Vol. 1. — P. 9-36. — ISSN 0362-5915. — doi: 10.1145/320434.320440.

45. Ю.Т. Портной. Системы управления перегрузочными машинами

АЭС с реакторами ВВЭР-1000 / Вопросы электромеханики. Труды

182

ВНИИЭМ. - URL: http://jurnal.vniiem.ru/text/100/19.pdf (дата обращения: 05.09.2021 г.)

46. ИЭ.О.СУМП.29.47. Система управления машины перегрузочной МПС-В-1000. Инструкция по эксплуатации. Ростовская АЭС, 2018 г. - 108 с.

47. SQLite Project Homepage. URL: https://www.sqlite.org/about.html (дата обращения: 06.09.2021 г.)

48. Информационный паспорт перегрузочной кампании (авторы: A.A. Лапкис, Ю.Н. Елжов), свидетельство о государственной регистрации базы данных № 2020622194 от 09.11.2020 г.

49. Виброакустическая паспортизация режимов работы машин перегрузочных энергоблоков ВВЭР / A.A. Лапкис, В.Н. Никифоров, Л.А. Первушин. Глобальная ядерная безопасность. - 2018. - №2 (27). - С. 82-90.

50. Метод эксцесса, эксцесс в вибродиагностике / Baltech Reliability Technologies. Компания Балтех. URL: http://vibropoint.ru/metod-ekscessa/ (дата обращения: 29.09.2021 г.)

51. Виброконтроль, вибромониторинг, вибродиагностика, виброналадка. Обзор направлений развития, задач и решений. Подготовка специалистов / A.B. Барков, H.A. Баркова. URL: https://vibro-expert.ru/vibrodiagnostika-defektov-podshipnikov-kacheniya.html (дата обращения: 29.09.2021 г.)

52. Bearing defects diagnostics using the principal components analysis. IOP Conf. Series: Materials Science and Engineering 680 (2019) 012005 IOP Publishing. doi:10.1088/1757-899X/680/1/012005.

53. Абидова E.A. Лапкис A.A. Ожерельев В.Д. Чернов A.B. Паспортизация перегрузочных операций для контроля состояния оборудования атомной электростанции. Моделирование, оптимизация и информационные технологии. 2021;9(1). DOI: 10.26102/23106018/2021.32.1.020

54. Особенности применения метода главных компонент для обработки

диагностических сигналов электромеханического оборудования. Абидова

183

Е.А., Дембицкий А.Е., Лапкис A.A., Симакова H.A. Вестник Национального исследовательского ядерного университета МИФИ. 2021. Т. 10. № 1. С. 8592.

55. Ван Трис Г. Теория обнаружения, оценок и модуляции. Том I. Теория обнаружения, оценок и линейной модуляции. Нью-Йорк, 1968 [Текст] / Г. Трис Ван ; пер. с англ., под ред. проф. В.И. Тихонова. - М.: «Советское радио», 1972. - 744 с.

56. Оценка вероятности обнаружения дефектов при диагностике оборудования виброакустическим методом. Р.Г. Бабенко, В.Н. Никифоров, О.Ю. Пугачева, В.И. Сиротина, A.B. Чернов. Глобальная ядерная безопасность, 2014 №4(13), С.74-78.

57. De Maesschalck, R.; D. Jouan-Rimbaud, D.L. Massart (2000) The Mahalanobis distance. Chemometrics and Intelligent Laboratory Systems 50:1-18.

58. Вопросы виброакустической паспортизации процессов перегрузки ядерного топлива энергоблоков ВВЭР / A.A. Лапкис, И.В. Малахов, В.Н. Никифоров, В.П. Поваров. Доклад на Международной научно-практической конференции «55 лет безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР в России и за рубежом». 23-27 сентября 2019 г. - г. Нововоронеж, 2019.

59. Вибропреобразователь АР2035-100-01 /ГлобалТест.

URL: https://globaltest.ru/product/vibropreobrazovatel-ap2035-100-01/ (дата обращения:06.09.2021 г.).

60. PXIe-1082. Шасси PXI / National Instruments.

URL: https://www.ni.com/ru-ru/support/model.pxie-1082.html (дата обращения: 06.09.2021 г.)

61. Преобразователи напряжения измерительные аналого-цифровые модульные / Федеральный информационный фонд по обеспечению единства измерений. URL: https://fgis.gost.rU/fundmetrology/registrv/4/items/382444 (дата обращения: 06.09.2021 г.)

62. Переносной многоканальный регистратор «Крона-520» / Научно-производственный комплекс «КРОНА». URL: http://npk-krona.ru/products/krona-520/ (дата обращения: 06.09.2021 г.).

63. Построение эталонных виброакустических портретов операций перегрузки ядерного топлива / В.В. Бойко, A.A. Лапкис. VI Всероссийская научная конференция и школа для молодых ученых (с международным участием) «Системы обеспечения тех-носферной безопасности». 4-5 октября 2019 г. - г. Таганрог.

64. Анализ гармоник спектров вибросигналов операций перегрузочной машины энергоблока ВВЭР-1000 для создания системы вибромониторинга. Безматьева А.Н., Бойко В.В. В книге: Радиоэлектроника, электротехника и энергетика. Тезисы докладов. 2020. С. 931.

65. Комплекс ГОСТ ИСО 10816. Вибрация. Контроль состояния машин по результатам измерений вибрации на невращающихся частях.

66. Муха Ю.П. Информационно-измерительные системы с адаптивными преобразованиями. Управление гибкостью функционирования: монография / Ю. П. Муха, О. А. Авдеюк, И. Ю. Королева. ВолгГТУ. — Волгоград. 2010. — 303 с.

67. Электронный учебник по статистике. М. StatSoft, Inc. 2012. URL: http://www.statsoft.ru/home/textbook/default.htm (дата обращения: 06.09.2021)

68. Воронцов К.В., Колосков А.О. Профили компактности и выделение опорных объектов в метрических алгоритмах классификации // Искусственный Интеллект. 2006. С. 30-33.

69. Инструменты кластерного анализа для построения системы диагностики электроприводного оборудования / Е.А. Абидова, В.В. Бойко, A.A. Лапкис. Автоматизация в промышленности. - 2020. - № 11. - С. 37-42. DOI 10.25728/avtprom.2020.11.07

70. Абидова Е.А., Бойко В.В., Лапкис A.A. Контроль работы машины перегрузочной с помощью отображения диагностической информации в

многомерном пространстве признаков. Вестник Национального исследовательского ядерного университета МИФИ. 2020. Т. 9. № 5. С. 460469. DOI: 10.1134/S2304487X20050028 .

71. Сивоголовко Е.В. Методы оценки качества четкой кластеризации. // Компьютерные инструменты в образовании. - Тверь, 2011 - Вып. 4 (96) - С. 14-31.

72. МТ 1.2.3.02.999.0085-2010. Диагностирование трубопроводной электроприводной арматуры. Методика.

73. ГОСТ 32144-2013. Электрическая энергия. Совместимость технических средств электромагнитная. Нормы качества электрической энергии в системах электроснабжения общего назначения.

74. Исследование высших гармоник в электрических сетях низкого напряжения. / Руди Д.Ю., Антонов А.И., Вишнягов М.Г., Горелов C.B., Зубанов Д.А., Руппель A.A., Руппель Е.Ю. Омский научный вестник. 2018. № 6(162). С. 119-125.

75. Нгуен Чи Тхань. Централизованное снижение напряжений высших гармоник в сети с распределенными нелинейными нагрузками с помощью пассивных фильтров : специальность 05.14.02 «» : диссертация ... кандидата технических наук / Нгуен Чи Тхань; Иркутский государственный технический университет - Иркутск, 2012 - 136 с. - Текст: непосредственный.

76. Лапкис A.A., Безматьева А.Н., Абидова Е.А. Анализ деформированного состояния активной зоны ВВЭР-1000 с помощью системы управления машины перегрузочной. Глобальная ядерная безопасность. -2021. -№1(38), с. 84-93.

77. Виброакустический контроль перемещения ядерного топлива (авторы: A.A. Лапкис, C.B. Василенко), свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ №2020619746 от 24.08.2020

78. ГОСТ 34.601-90 Информационная технология. Комплекс стандартов на автоматизированные системы. Автоматизированные системы. Стадии создания.

79. Р 50.1.028-2001 "Информационные технологии поддержки жизненного цикла продукции. Методология функционального моделирования"

80. Erwin Data Modeler. Industry leading modeling tool / Erwin. URL: https://www.erwin.com/products/erwin-data-modeler/ (дата обращения: 06.09.2021 г.)

ПРИЛОЖЕНИЕ А. Акт о внедрении

МИНИСТЕРСТВО НАУКИ И ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ АВТОНОМНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

УТВЕРЖДАЮ Главный инженер Ростовской АЭС

А.Б. Горбунои<§Щ§|

УТВЕРЖДАЮ Директор Института промышленных ядерных технологий НИЯУ МИФИ

2020 г

Э.М. Глаговский 2020 г.

Акт № А-2020/1 от 22.06.2020 г.

внедрения промышленной версии ИС ВКПЯТ в составе системы виброакустического контроля процессов перегрузки ядерного топлива на

Ростовской АЭС

В соответствии с договором №9/42653-Д от 14.11.2017 «Модернизация системы виброакустического контроля процессов перегрузки ядерного топлива на энергоблоке №1 Ростовской АЭС», заключенным между АО «Концерн Росэнергоатом» (Заказчик) и НИЯУ МИФИ (Исполнитель), выполнены научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по модернизации системы виброакустического контроля (СВК) процессов перегрузки ядерного топлива на энергоблоке №1 Ростовской АЭС, проект К.700.14.00.000. В рамках модернизации разработана и испытана информационная система «Виброакустический контроль перемещения ядерного топлива» в составе СВК К.700.14.00.000.

Комплектность документации, программных и технических средств модернизированной СВК К.700.14.00.000 приведена в таблице 1.

Таблица 1 - Комплектность СВК

JNs п/п Наименование Кол., шт.

Технические средства

1 Пьезоэлектрические акселерометры АР2035-100-01 встроенными усилителями со 5

Л® п/п Наименование Кол., шт.

Зав. №№ 8001, 8002, 8003, 8004, 8006

2 Крепёжные магниты AM-13-01 4

3 Крейт в сборе производства National Instruments: - крейт-шасси PXIe-1082 зав. №3136ЕА2, - крейт-контроллер PXIe-8840, - АЦП PXIe-4464 1

4 Переносной компьютер Dell Inspiron Р35Е001 зав. №1NZYYL2 I

5 Маршрутизатор TP-Link TL-SG105E зав. № 2196553005245 1

6 NAS-хранилище Sinology RS816 зав. № 1830NWN823600 1

Программные средства

7 Библиотека LabView Run-Time Engine (общедоступная) 1

8 Программное обеспечение системы виброакустического контроля - ИС «Виброакустический контроль перемещения ядерного топлива» (ИС ВКПЯТ, разработка НИЯУ МИФИ): предустановленная и CD-копии) 2 •

9 Операционная система крейт-контроллера Windows 7 (предустановленная) 1

10 Операционная система переносного компьютера Windows 10 (предустановленная) 1

Документация

11 Комплект документации технического проекта в соответствии с ведомостью К.700.14.00.000 ТП 1 -

12 Комплект эксплуатационной документации в соответствии с ведомостью К.700.14.00.000 ЭД 1

13 Протокол приемо-сдаточных испытаний ИС ВКПЯТ в составе системы виброакустического контроля процессов перегрузки ядерного топлива на энергоблоке №1 Ростовской АЭС Пр-2020/1 от 19.06.2020 г. 1

Для внедрения промышленной версии ИС ВКПЯТ на энергоблоке .№} 1 Ростовской АЭС проведены приемо-сдаточные испытания в соответствие с требованиями, изложенными в следующих документах:

-техническое задание к договору №9/42653-Д от 14.11.2017 «Модернизация системы виброакустического контроля процессов перегрузки ядерного топлива на энергоблоке № 1 Ростовской АЭС»; - частное техническое задание К.700.14.00.000 Д;

2

- программа

и

методика приемо-сдаточных

испытаний

К.700.14.00.000 ПМ2.

Приемо-сдаточные испытания проведены в два этапа:

-первый этап испытаний - в период ППР-2020 на энергоблоке №1 в соответствии с календарными планами Ростовской АЭС с 19.03.2020 г. по 04.04.2020 г.

- второй этап испытаний - в стендовых условиях в УТП Ростовской АЭС 19.06.2020 г.

По результатам испытаний в соответствии с Протоколом приемо-сдаточных испытаний № Пр-2020/1 от 19.06.2020 г. модернизированная СВК процессов перегрузки ядерного топлива на энергоблоке №1 Ростовской АЭС подтвердила выполнение требований частного технического задания К.700.14.00.000 Д.

Результаты приемо-сдаточных испытаний являются основанием для внедрения информационной системы «Виброакустический контроль перемещения ядерного топлива» в промышленную эксплуатацию на энергоблоке №1 Ростовской АЭС.

В соответствии с требованиями Технического задания промышленная версия СВК в комплекте, указанном в таблице 1, передана АО «Концерн Росэнергоатом».

Заместитель главного инженера Директор НИИ АЭМ

по ремонту Ростовской АЭС ВИТИ НИЯУ МИФИ

/ И.В. Малахов

/ В.Н. Никифоров

Заместитель начальника ЦЦР

Роете

/ А.О. Шмидт

Руководитель группы реализации НИОКР и инновационных проектов научно-технического управления ТФ АО «Концерн Росэнергоатом»

/ В.В. Артамонов

3

ПРИЛОЖЕНИЕ Б. Таблицы характеристик эталонных виброакустических сигналов

В таблицах Б.1 и Б.2 приведены примеры эталонных характеристик вибрации ЗРШ при извлечении тепловыделяющих сборок из реактора, внесённые в базу данных «Информационный паспорт перегрузочной кампании».

Таблица Б.1- Обобщённые данные о вибрации ЗРШ в ППР-2018

Имя эталона для БД МО СКЗ 1 канала, м/с2 СКО СКЗ 1 канала, м/с2 МО ПИК 1 канала, м/с2 СКО ПИК 1 канала, м/с2 МО кэ 1 канала СКО КЭ 1 канала Число образцов N

ТВС.ЗВ.1-00.1Л 1,044 0,035 4,678 0,111 4,514 0,277 16

ТВС.ЗВ.1-00.2Л - - - - - - 0

ТВС.ЗВ.1-ОО.ЗЛ 0,985 0,031 3,819 0,148 2,844 0,306 19

ТВС.ЗВ.1-00.4Л 0,822 0,046 3,948 0,158 3,558 0,093 14

ТВС.ЗВ.1-00.5Л 0,988 0,025 4,603 0,175 4,484 0,116 32

ТВС.ЗВ.1-00.7Л 1,054 0,032 4,695 0,111 4,432 0,216 40

ТВС.ЗВ.2-00.1Л 0,988 0,033 4,453 0,127 4,451 0,142 39

ТВС.ЗВ.2-00.2Л - - - - - - 0

ТВС.ЗВ.2-ОО.ЗЛ 0,977 0,032 3,842 0,163 2,88 0,192 20

ТВС.ЗВ.2-00.4Л 0,855 0,049 3,916 0,132 3,515 0,164 20

ТВС.ЗВ.2-00.5Л 0,896 0,033 3,764 0,149 3,053 0,117 32

Таблица Б.2 -Обобщённые данные о вибрации ЗРШ в ППР-2020

Имя эталона для БД МО СКЗ 1 канала, м/с2 СКО СКЗ 1 канала, м/с2 МО ПИК 1 канала, м/с2 СКО ПИК 1 канала, м/с2 МО кэ 1 канала СКО КЭ 1 канала Число образцов N

ТВС.ЗВ.1-00.1Л 1,147 0,036 5,412 0,123 3,996 0,139 10

ТВС.ЗВ.1-00.2Л - - - - - - -

ТВС.ЗВ.1-ОО.ЗЛ - - - - - - -

ТВС.ЗВ.1-00.4Л 1,061 0,033 4,658 0,305 3,158 0,37 10

ТВС.ЗВ.1-00.5Л - - - - - - -

Имя эталона для БД МО СКЗ 1 канала, м/с2 СКО СКЗ 1 канала, м/с2 МО ПИК 1 канала, м/с2 СКО ПИК 1 канала, м/с2 МО КЭ 1 канала СКО КЭ 1 канала Число образцов N

ТВС.ЗВ.1-00.7Л 1,189 0,032 5,217 0,193 3,401 0,132 10

ТВС.ЗВ.2-00.1Л 1,148 0,017 5,226 0,167 3,69 0,141 10

ТВС.ЗВ.2-00.2Л - - - - - - -

ТВС.ЗВ.2-ОО.ЗЛ - - - - - - -

ТВС.ЗВ.2-00.4Л 1,073 0,017 4,606 0,132 2,956 0,037 10

ТВС.ЗВ.2-00.5Л 0,908 0,013 4,297 0,2 3,407 0,063 10

В данных таблицах прочерк означает, что режим МП с классификационным обозначением столбца 1 не был фактически зарегистрирован.

ПРИЛОЖЕНИЕ В. Фрагменты кода и экранные формы программного обеспечения ИС ВКПЯТ

На рисунках В.1 и В.2 приведены фрагменты программного кода информационной системы «Виброакустический контроль перемещения ядерного топлива», реализующие регистрацию основных диагностических сигналов и сигналов от сервера СУМП, принимаемые диагностическим комплексом. На рисунках В.З-В.6 приведены основные экранные формы разработанной системы.

Рисунок В.1- Блок приёма сигналов СУМП

Рисунок В.2 - Блок обработки и записи вибросигнала

Ш свк мплй - □ ; <

* ©

Главное окно Сопровождение ; Конфигурация

Год Энергоблок Формируемая топливная загрузка а!

Выбоать компанию: 2018В 1 16

2019 3 4

ППР-2018 Начать

Просмотреть

Создать

Рисунок В.З - Главная экранная форма

□ СВК МГЫ В1оск 01адгат *

\Ш а

□ СВК МП.7

-И

Главное окно

Сопровождение Конфигурация

СКЗ ВУ моста на первой скорости

СКЗ ВУ ЗРШ на первой скорости

120 5-

130 135 140 145 150 155 160 165 170

т~ 2 ^ 1-

001:06 27.03.2020

~ /

=

1427 30.03.2020

73 75 80

4-11' " "......." '

100 105 110 115 120 123

б 1

О ШТ 27.03.2020

14:27 30.03.2020

СКЗ ВУ тележки на первой скорости

37 40 42 44 46 5-

\ 3

48 50 52 54 56 58 60 62 64 66 68 70 72 74 76 78 80 82 84 87

2* и 1.

о-

14:44 23.03.2020

/

14:17 30.03.2020

-9 1,4:-

. 1.2т ^

и 1,1-

1-

озюо

01.01.1904

03:00 01.01.1904

□ь

о 01000200030004000500060007000-' 800090001000011000--12000-' 13000140001500016000-" 17000-" 18000190002000021000-'

2000 4000 6000

О

□

V, м/мин Мост о

Тележка о

0 1,92 1840,49

0 3,22 4,08

Изделие N4854^16952

Скорость поворота РШ, градусов

0

Портрет движения ТВС.НН.Н-00.00

^ Норма

Запись

Рисунок В.4 - Экранная форма «Сопровождение»

Q ППР-2024 - формирование 1б-й топливной загрузки на блоке 1 File Edit View Project Operate Tools Window Help

® ii

Просмотр Поиск

Циклы (всего 8) Номер цикла

793

Тип цикла

Перегрузка TBC из БВ в Р

Закрыть

ПИ (основное)

N4926.16915

ПИ (второе)

_ Отчет

I Нач. я>-

47-154

791 Перегрузка TBC из БВ в Р N4926 16914 45-155

789 Перегрузка TBC из БВ в Р N4926.16923 45-143

766 Перегрузка TBC из БВ в Р N4926J6923 45-143

722 Перегрузка TBC из БВ в Р N4926.16914 45-155

720 Перегрузка TBC из БВ в Р N4926.16923 45-143

685 Перегрузка TBC из Р в БВ N4926.16923 03-26

587 Перегрузка TBC из БВ в Р N4926.16915 47-154

Цикл "Перегрузка TBC из БВ в Р" № 791

Перегружаемое изделие N4926 16914

Начальная ячейка 45-155

Начало цикла

Перегружаемое изделие (второе)

Конечная ячейка 07-18

Окончание цикла

<20-06-16 Т19-19-39,208>Т

<20-06-16 Т19-42-57,871 >Т

dup path

t \\Rackstation\data\nnP-2024\l904-0l-01\D3-00-00.lviTi

["¿j Отчет | Есты

Просмотреть сигнал

Операции (всего 2)

Тип операции Время Комментарий л]

Загрузка TBC в реактор <20-06-16 Т19-33-40.250

Выгрузка TBC из стеллажей бассейна <20-06-16 Т19-19-39.208

«J

Рисунок В.5 - Экранная форма «Просмотр цикла»

Рисунок В.6 - Экранная форма «Просмотр сигнала»