Комплексный метод верификации и валидации информационно-измерительной и управляющей системы процесса эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяного типа тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.11.16, кандидат технических наук Калинушкин, Андрей Евгеньевич

• Калинушкин, Андрей Евгеньевич
• кандидат технических наук
• 2010

Оглавление диссертации кандидат технических наук Калинушкин, Андрей Евгеньевич

Обозначения и сокращения.

Введение.

Глава 1. Анализ нормативной базы и опыта верификации и валидации ИИУС для

Глава 2, Исследование проектных решений по СВРК-М для АЭС ВВЭР-1000.

Глава 3. Разработка комплексного метода верификации и валидации решений для ИИУС, предназначенного для мониторинга эксплуатации активной зоны

АЭС с ВВЭР.

Глава 4. Опыт применения комплексного метода верификации и валидации при создании и внедрении СВРК-М.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Комплексный метод верификации и валидации информационно-измерительной и управляющей системы процесса эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяного типа»

Обоснование надежности и безопасности - важнейший этап всех мероприятий, проводимых на объектах использования атомной энергии (ОИАЭ). Ужесточение требований к качеству системной надежности и достижения заявленных характеристик информационно-измерительных и управляющих систем (ИИУС) в атомной и смежной с ней отраслях, в частности систем безопасности, предназначенных для снижения уровня вероятности аварий ядерных энергетических установок (ЯЭУ) с реакторами типа ВВЭР, изменили концепции предоставления доказательств о возможности применения любых информационных и технических средств в составе ЯЭУ. В целом изменения этих требований связаны с развитием системы международных и национальных стандартов но управлению качеством продукции и услуг. Поэтому повышение конкурентоспособности российских ЯЭУ на мировом рынке ОИЛЭ требует применения как новых современных подходов к деятельности в области качества обоснований гарантий безопасности и надежности ядерной измерительной техники и технологий, так и перехода от систем обеспечения их потребительского качества к системам управления качеством ИИУС. Принимая во внимание актуальные для текущего периода задачи совершенствования методического сопровождения и технического регулирования создания и развития сложных ИИУС для ЯЭУ, комплексов и технологий контроля и испытания, задачи верификации и валидации новых образцов ИИУС для мониторинга и управления процессами эксплуатации ОИАЭ с ВВЭР должны быть решены комплексно.

В настоящее время наблюдается новый этап повышения доли атомной энергетики в общем топливно-энергетическом балансе России. Для текущего периода принята Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергетического комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года». В последнее время приняты в эксплуатацию новые ЯЭУ с ВВЭР: 3 энергоблок Калининской АЭС, 1 и 2 энергоблоки АЭС «Тяньвань» в Китае, 2 энергоблок Ростовской АЭС, осуществляется строительство других энергоблоков с ВВЭР в России и за рубежом. Основу этого развития обеспечивают проекты АЭС с реакторными установками типа ВВЭР повышенной безопасности, в том числе проект АЭС-2006. Если совершенствование АЭС с ВВЭР идет эволюционным путем, то современные информационно-измерительные и управляющие системы для ЯЭУ, совершенствуются революционным путем. Наблюдается тенденция внедрения средств микропроцессорной техники в ИИУС для ЯЭУ последних поколений, что оказывает непосредственное влияние на безопасность ОИАЭ. Поэтому задачи создания новых методов и технических средств контроля качества и испытаний образцов ИИУС для 5

ОИАЭ с ВВЭР; разработки методов, программного и информационного обеспечения для процессов отработки и испытаний образцов ИИУС для проекта АЭС-2006; исследования возможностей и путей совершенствования существующих и создания новых элементов, частей, образцов ИИУС для ОИАЭ с ВВЭР, улучшение их характеристик, разработка новых принципов и технических решений верификации и валидации имеют важное и существенное значение для текущего момента и па перспективу.

Одной из основных ИИУС, обеспечивающих безопасность, надежность и эффективность эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР, является система внутриреакторного контроля (СВРК). В настоящее время на базе современных достижений в области измерительной техники и информационных технологий осуществляется разработка и внедрение модернизированной СВРК (СВРК-М), обеспечивающей новое качество реализации традиционных функций и выполняющей новые функции внутриреакторного контроля и управления.

Очевидные преимущества, которые дает СВРК-М, сопровождаются трудностями, характерными для разработки и внедрения высокотехнологических и специфических технических систем. Важность СВРК для безопасности как ИИУС определяется тем, что СВРК является основной системой контроля и диагностики условий эксплуатации ядерного топлива в активной зоне реакторов ВВЭР. Комплексное подтверждение качества СВРК-М снижает вероятность неадекватных воздействий на объект управления, которые могут привести к нарушению условий эксплуатации ядерного топлива с вытекающими из этого радиационными последствиями. Поэтому тема настоящей диссертации и комплексная задача верификации и валидации технических решений, применяемых при разработке и внедрении на АЭС ИИУС на базе микропроцессорной техники, является актуальной.

Кратко анализируя опыт создания ИИУС для мониторинга, диагностики и управления безопасностью ядерных реакторов и энергетических установок следует отметить, что Н.П. Алешину, В.М. Баранову, Ю.А. Волкову, В.Г. Дунаеву, В.М. Киселеву, Г.А. Котельникову, Е.М. Кудрявцеву, С.Д. Малкину, В.И. Митину, Б.В. Поленову Г.А. Сарычеву, Г.Л. Серову, Е.И. Сычеву, И.И. Черкашину, Ю.В. Шабалину, Г.В. Яковлеву, другим известным ученым удалось развить ряд научных направлений в сфере проблем верификации, апробации и валидации технических решений при создании и отработке новых образцов ИИУС для ОИАЭ. В них (направлениях) такие проблемы, как определенность и содержание норм: инспекционной экспертизы и обоснованности выбора верификационных критериев для подтверждения качества ИИУС ЯЭУ технологий, материалов и архитектуры аппаратно-программных ОИАЭ; полноты и достаточности обоснований и доказательств правдивости результатов мониторинга состояния технических компонентов и инженерных систем ИИУС; представления доказательств их системной надежности, были рассмотрены в плоскости представления гарантий промышленной, прочностной, ядерной и радиационной безопасности. По мере накопления опыта эксплуатации, мониторинга качества и культуры безопасности сложных технических систем и промышленных объектов некоторые авторы обратились к более углубленному изучению методологии экспертизы качества проектов создания и эксплуатации ИИУС ЯЭУ. Многим исследователям удалось выделить объективные и субъективные причины использования оценочных критериев в экспертизе качества безопасности проектов и технологических процессов создания и эксплуатации ИИУС ЯЭУ или их отдельных компонентов. Однако, далеко не все точки зрения ученых и специалистов, не все существующие для текущего периода положения и принципы нормативного и методологического обеспечения управления качеством процессов и процедур создания и отработки ИИУС и других изделий ядерного приборостроения для представления гарантий их системной надежности, безопасности и экологической приемлемости, бесспорны. Применительно к теме диссертации многие существующие предложения и достижения текущего момента для решения задач верификации и валидации ИИУС, предназначенных для обеспечения безопасности процесса эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяного типа, не имеют комплексного характера, требуют переосмысления с учетом накопившегося опыта проектирования, сооружения и эксплуатации ядерных установок, созданных по российским проекта.

Объект исследования настоящей диссертации составляют процессы и процедуры, методы и средства нормативного и методологического обслуживания для подтверждения качества создания и эксплуатации ИИУС для ОИАЭ, новые методы и технические средства контроля и испытаний образцов ИИУС ЯЭУ, методы подтверждения качества аппаратно-программных измерительных и управляющих комплексов для ЯЭУ с ВВЭР, а также методы и методики программного и информационного обеспечения процессов отработки и испытаний образцов ИИУС для ЯЭУ с ВВЭР, методы анализа их технического состояния, диагностики надежности ИИУС ЯЭУ в процессе их эксплуатации.

Предметом исследования являются ИИУС для мониторинга и управления процессами эксплуатации активной зоны ЯЭУ с ВВЭР, система методического обеспечения процессов управления качеством создания и отработки новых и совершенствования существующих образцов измерительной техники и управляющих систем для ЯЭУ.

Цель диссертации заключалась в создании пакета методических рекомендаций для совершенствования и развития верификации и валидации технических решений по информационно-измерительной и управляющей системе процесса эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяного типа, апробации и практическом применении этих рекомендаций при создании модернизированной системы впутрирсакторного контроля (СВРК-М) для АЭС с ВВЭР большой мощности.

Достижение указанной цели потребовало проведения исследований по следующим основным направлениям:

1) Анализ отечественной и международной нормативной базы, опыта верификации и валидации информационно-измерительных и управляющих систем для АЭС; изучение базы знаний и опыта обоснования перспективных технических решений для ИИУС ЯЭУ, систем контроля, диагностики, испытаний и метрологического обеспечения ИИУС для ОИАЭ с ВВЭР; оценка достигнутой эффективности существующих ИИУС для ОИАЭ с ВВЭР; изучение систем управления качеством совершенствования существующих и созданию новых элементов, частей, образцов ИИУС ЯЭУ, улучшение их технических, эксплуатационных, экономических и эргономических характеристик, а также по разработке новых принципов и концепций построения ИИУС ЯЭУ и технических решений по их отработке и внедрению в практику.

2) Разработка и исследование проектных решений по системе внутриреакгорного контроля (СВРК-М) для АЭС с ВВЭР-1000 в плоскости формирования и реализации типовой процедуры верификации и валидации принимаемых технических решений по созданию, отработке и эксплуатации ИИУС для ОИАЭ с ВВЭР.

3) Разработка концепции и самого комплексного метода верификации и валидации новых образцов технических, информационных и программных средств для отдельных модулей и в целом для ИИУС ОИАЭ с ВВЭР, предназначенного для мониторинга процесса эксплуатации активной зоны реакторной установки АЭС.

4) Определение условий и разработка методических рекомендаций по практическому применению комплексного метода верификации и валидации новых образцов технических, информационных и программных средств для отдельных составных частей и в целом для ИИУС ОИАЭ с ВВЭР.

5) Апробация и внедрение методических рекомендаций, разработанного комплексного метода верификации и валидации новых образцов технических, информационных и программных средств для отдельных модулей и в целом для ИИУС

ОИЛО с ВВЭР, предназначенной для мониторинга процесса эксплуатации активной зоны реакторной установки АЭС при создании СВРК-М для АЭС с ВВЭР-1000.

Научная новизна диссертации состоит в следующем:

1. На основании проведенного анализа международной и российской нормативной базы, исследования процессов создания, верификации и валидации ИИУС, изучение базы знаний и опыта обоснования перспективных технических решений для ИИУС обоснованно определены методики верификации и валидации для ИИУС ЯЭУ с ВВЭР.

2. Разработаны и внедрены в практику новые методики верификации и валидации решений по контролю энерговыделения в активной зоне ВВЭР.

3. Разработан и апробирован комплексный типовой метод верификации и валидации ИИУС процесса эксплуатации активной зоны ЯЭУ с ВВЭР.

4. Разработаны и обоснованы методологические основы и принципы для системного развития процессов и процедур верификации и валидации технических решений, необходимых для создания и отработки средств автоматизации внутрпреакюрного контроля ЯЭС с ВВЭР.

5. Получены новые научные результаты для обоснования адекватности конкретных технических решений при создании систем контроля, диагностики, управления, необходимых для безопасности и эффективного функционирования активной зоны ЯЭУ с ВВЭР.

Практическая значимость и внедрение результатов диссертационной работы определяется следующим:

- создана база знаний в области систематизации и описания опыта верификации и валидации технических решений при новых разработках и усовершенствовании аппаратно-программных средств и комплексов для мониторинга, контроля, диагностики и управления процессом эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяпого чипа;

- решены конкретные задачи автоматизации внутриреакторного контроля энергоблоков АЭС с ВВЭР;

- отработана в лабораторных и натурных условиях и может быть принята за основу комплексная система формирования и реализации требований по верификации и валидации технических решений при создании ИИУС для ОИАЭ с ВВЭР-1000, программно-аппаратных комплексов для диагностики и контроля характеристик активной зоны ВВЭР, а также новых перспективных образцов ИИУС для управления технологиями и объектами ядерных и других потенциально опасных промышленных отраслей;

- разработанные методики и комплексный метод апробированы и применены при создании СВРК-М для блоков №5 и №6 АЭС «Козлодуй», блоков №1, №2 и №3 Калининской АЭС, блоков №1 и №2 АЭС «Тяньвань», блоков №1, №2, №3 и №4 Балаковской АЭС, блока №2 Ростовской АЭС, блоков №1 и №2 АЭС «Куданкулам», РУ В-446, при этом на блоках №1-4 Балаковской АЭС применение в СВРК-М результатов диссертационного исследования позволило обеспечить безопасную и надежную работу блоков на повышенном (104% от номинального) уровне мощности

Основные материалы диссертационной работы докладывались и обсуждались более чем на 20 конференциях, семинарах, заседаниях научно-технических советов и других форумах специалистов, в том числе международной конференции «Метрология» (Москва, 2007 г.), на международном симпозиуме «Измерения важные для безопасности» (Москва, 2007 г.), международном симпозиуме по физике и безопасности реакторов ВВЭР (17 AER Symposium on WER reactor physics and reactor safety, Ukraine, 2007 г.), международной выставке «Атомная энергетика и электротехника» (Москва, 2007 г.), международном ядерном форуме (Internanional nuclear forum, Bulgaria, 2008 и 2009 гг). конференции «АСУТП энергоблоков АЭС-2006» (Москва, 2008 г.), научно-технической конференции «Ядерное топливо нового поколения для АЭС, результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития» (Москва, 2008 г.), международной конференции «АЭС: проектирование, строительство, эксплуатация» (Москва, 2009 г.), научно-гехническом семинаре специалистов Чехии, Словакии и России «Опыт изготовления эксплуатации и перспективы совершенствования топлива и топливных циклов АЭС с реакторами типа ВВЭР (Чехия, 2009 г.), третьей международной конференции «АЭС: проектирование, строительство, эксплуатация» (Москва, 2009 г.), седьмой международной конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики (Москва, 2010), четвертой международной научно-технической конференции «Информационные и управляющие системы АЭС: аспекты безопасности» (Харьков, Украина, 2010 г.), круглом столе «Унифицированная АСУТП для АЭС с энергоблоками Нового поколения» международного конгресса «Атомэкспо 2010» (Москва, 2010 г.), международной конференции «Информационная архитектура в атомной энергетике» (Москва, 2010 г.), заседаниях секции НТС Института ядерных реакторов и др.

Генеральные идеи, положения, принципы, методические приемы, а также обобщенные результаты исследований опубликованы в более чем 9 отечественных периодических научных изданиях.

Разработка СВРК-М, в состав которой входили результаты диссертационной работы, получила премию РНЦ «Курчатовский институт» за 2007 год.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка цитируемой литературы, включающего 91 источник, приложения. Работа изложена на 152 страницах, содержит 20 таблиц, 11 рисунков.

Заключение диссертации по теме «Информационно-измерительные и управляющие системы (по отраслям)», Калинушкин, Андрей Евгеньевич

Заключение.

Настоящая диссертации, представляет собой научно-квалификационное исследование по теме: «Комплексный метод верификации и валидации информационно-измерительной и управляющей системы процесса эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяного типа». Цель этой работы состоит в создании пакета методических рекомендаций для совершенствования и развития верификации и валидации технических решений по информационно-измерительной и управляющей системе процесса эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяного типа, апробации и практическом применении этих рекомендаций при создании модернизированной системы внутриреакторного контроля (СВРК-М) для АЭС с ВВЭР большой мощности.

Результаты анализа и обобщение опыта разработки и применения методов верификации и валидации технических решений по комплексной информационно-измерительной и управляющей системе мониторинга процесса эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяного типа и управления безопасностью ЯЭУ, методологические основы и принципы для системного развития процессов и процедур верификации и валидации технических решений при создании и отработки новых образцов ИИУС для ОИАЭ с ВВЭР, разработка и апробация мероприятий для внедрения технических решений по ИИУС ЯЭУ, в первую очередь по процедурам их верификации и валидации, являются основными компонентами, которые были отражены выше в тексте настоящей диссертации. Эти результаты имеют существенное значение для обеспечения безопасной, надежной и эффективной эксплуатации АЭС с ВВЭР.

Представленный в данной диссертации аналитический анализ международной и отечественной нормативной базы, достижений и опыта верификации и валидации при создании ИИУС для АЭС показал, что существует разная степень проработанности требований и вопросов верификации и валидации в международной и российской практике. Учитывая необходимость применения процедур верификации и валидации при создании ИИУС для наиболее массового в атомной энергетике страны реактора ВВЭР большой мощности по результатам данных диссертационных исследований были выбраны наиболее приемлемые и типовые методы верификации и валидации а именно: инспектирование, сквозной контроль, проверка программ, анализ трассируемости, испытания (тестирование), метод анализа безопасности.

Исследование проектных решений для оригинальной ИИУС РУ с ВВЭР в виде СВРК-М позволило выделить ее основные особенности с точки зрения верификации и валидации. В процессе диссертационных исследований было установлено наличие разных классов технических решений при создании СВРК-М и их разная важность по влиянию на безопасность ЯЭУ в целом, применение программируемой техники и программного обеспечения для реализаций функций защиты по локальным параметрам, отсутствие эталонов для ряда расчетных параметров, высокая сложность и объемность программного обеспечения, большое количество входных сигналов, возможность подтверждения проектных характеристик системы в целом только на мощности энергоблока, наличие предыдущего опыта разработки измерительных систем для ЯЭУ. Выполненные в процессе данного диссертационного исследования анализы внутриреакторных процессов позволили сформулировать новые требования к выполнению мероприятий по совершенствованию и разработке новых методов и технических средств контроля и испытаний образцов информационно-измерительных и управляющих систем для ВВЭР. Вместе с этим были предложены новые методы и средства программного и информационного обеспечения процессов отработки и испытаний образцов информационно-измерительных и управляющих систем для ВВЭР, в нашем случае это была система СВРК-М.

На основании всех проведенных исследований был разработан комплексный метод верификации и валидации ИИУС процесса эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяного типа, интегрирующий и координирующий ряд выделенных автором известных и вновь им разработанных методов верификации и валидации, необходимых при достижении качества при создании многокомпонентной уровневой ИИУС.

В результате выполненных исследований были сначала адаптированы существующие и разработаны новые, а затем апробированы методики верификации и валидации технических и программных средств ИИУС для ВВЭР большой мощности и ее составных частей. Практическое применение этих разработок позволяет в текущий период и в будущем максимально исключить возможные ошибки при создании и эксплуатации сложных ИИУС для управления безопасностью и надежностью ВВЭР. Разработанные в ходе выполнения диссертационных исследовании методики и комплексный метод апробированы и успешно применены при создании СВРК-М на 5 и 6 блоках АЭС «Козлодуй», 1, 2 и 3 блоках Калининской АЭС, 1 и 2 блоках АЭС «Тяньвань», 1, 2, 3 и 4 блоках Балаковской АЭС, 2 блоке Ростовской АЭС, для РУ В-446. Данные методики позволили повысить качественные характеристики и объем реализуемых функций СВРК-М, что подтверждено практикой ее внедрения на ВВЭР-1000, в том числе при повышении мощности до 104% от номинальной.

Учитывая необходимость для соблюдения принципов качества и культуры безопасности создания и эксплуатации ВВЭР большой мощности, при создании ИИУС этих реакторов важно применение процедур верификации и валидации. По результатам диссертационного исследования для ИИУС ВВЭР были выбраны наиболее приемлемые методики верификации и валидации технических решений при создании и отработки новых образцов СВРК-М, а именно:

- инспектирование;

- сквозной контроль;

- проверка программ;

- анализ трассируемости;

- испытания (тестирование) в объеме: а) функциональный анализ; б) структурный анализ; в) регрессионный анализ; г) статистический анализ; д) нагрузочный анализ; е) анализ качественных характеристик; ж) метод прототипа;

- метод анализа безопасности.

Таким образом, выполненные исследования в целом были посвящены созданию новых и совершенствованию имеющихся научно обоснованных технических и методических решений, связанных с построением требуемой системы измерительных и программных средств для создания современных ИИУС для ядерных энергетических установок.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Калинушкин, Андрей Евгеньевич, 2010 год

1. В.Н. Дурнев, А.В. Агеев. Методические рекомендации по сравнительному анализу требований российских, международных и национальных (Германия) норм, правил и стандартов. Доклад на семинаре ЕС, 05-07.07.03, Гамбург, Германия.

2. Анализ международных нормативных документов, обеспечивающих создание, внедрение и эксплуатацию АСУТП нового поколения на базе программных и программируемых средств. ОАО «ВНИИАЭС», аналитический отчет (проект) 2006.C.133.&.&&&&&&.&&&&&.000.YA.0001, 2007.

3. Анализ опыта создания и опытно-промышленной эксплуатации АСУТП энергоблока №3 Калининской АЭС. Концерн «Росэнергоатом», 2005г.

4. А.Е. Калинушкин, Ю.М. Семченков. Системы контроля и диагностики АЭС с водо-водяными реакторами. Отчет ИАЭ им. И.В Курчатова инв №32/1-1067-90, 1990г.

5. А.Е. Калинушкин, В.И. Митин, Ю.М. Семченков. Системы контроля и диагностики с анализом «шумов» на реакторах LWR. Атомная техника за рубежом, №6, 1990г.

6. А.Е. Калинушкин, В.И. Митин, Ю.М. Семченков. Создание экспертных систем для ядерной энергетики. Атомная техника за рубежом, №7, 1990г.

7. Vérification and validation of software related to nuclear power planet instrumentation and control. IAEA, technical reports sériés №384,1999.

8. B.A. Брагин, И.В. Батенин, M.H. Голованов и др. Системы внутриреакторного контроля АЭС с реакторами ВВЭР. М. Энергоатомиздат, 1987.

9. В.И. Митин, Ю.М. Семченков, А.Е. Калинушкин. Развитие системы внутриреакторного контроля ВВЭР. Атомная энергия, т. 106, вып. 5, 2009.

10. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин. Основные положения по контролю и управлению РУ с ВВЭР. Отчет РНЦ «Курчатовский институт» инв. №32/11566-91, 1991г.

11. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин, Н.П. Коноплев и др. Система контроля, управления и диагностики РУ с ВВЭР-1000. Техническое задание на разработкуи обоснование базовых технических решений. РНЦ «Курчатовский институт» инв №32/1-75-499, 1999г.

12. M.H. Голованов, A.E. Калинушкин, В.И. Митин, и др. Система контроля, управления и диагностики РУ для ВВЭР-1000. Ядерные измерительно-информационные технологии, №2, 2002г.

13. В.П. Денисов, Ю.Г. Драгунов. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М., ИздатАТ, 2002г.

14. М.Г. Мительман, Н.Д. Роземблюм. Зарядовые детекторв ионизирующих излучений. М., Энергоиздат, 1982г.

15. В.Д. Сидоренко, С.Н. Большагин, А.Ю. Курченков, А.П. Лазаренко, В.М. Цветков. Программа ТВС-М. Описание алгоритма и инструкция для пользователя. Отчет РНЦ «Курчатовский институт» №32/1-18-203, 2003г.

16. С.А. Цимбалов. Точность измерения линейного энерговыделения а ТВС реакторов ВВЭР в стационарных состояниях с помощью родиевых бета-эмиссионных детекторов нейтронов. Отчет РНЦ «Курчатовский институт» №32/1-65-301, 2001г.

17. Аппаратура системы внутриреакторного контроля для АЭС с РУ типа ВВЭР «Гиндукуш -М». СНИИП-АСКУР, технические условия ПКЕМ. 500131.001ТУ, 1999-2008.

18. Акт приемочных межведрмственных испытаний аппаратуры «Гиндукуш М», разработанной на предприятии «СНИИП-АСКУР», 1999.

19. Комментарий к «Общим положениям безопасности атомных станций ОПБ-88/97». Труды НТЦ ЯРБ, М„ 2004г.

20. Устройства серверные вычислительные (СВУ). СНИИП-АСКУР, технические условия ПКЕМ. 466515.001ТУ, 2004-2007г.

21. Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой под давлением. Общие требования к системе внутриреакторного контроля. ГОСТ 26635-85. Государственный комитет по стандартам, 1986.

22. Mitin V, Semchenkov Y, Kalinushkin A. Modernization in-core monitoring system of WER-1000 reactors (V-320). Report on international nuclear forum. Bulgaria, 28-30 May, 2008.

23. А.Е. Калинушкин. Ростовская АЭС. Блок №1. Система внутриреакторного контроля модернизированная (СВРК-М) РУ В-320. Пояснительная записка 08624243.501310.005. П2, РНЦ «Курчатовский институт», 2001г.

24. В.В. Липаев. Обеспечение качества программных средств. Методы и стандарты. Серия «Информационные технологии». М. СИНТЕГ, 2001

25. Сборки внутриреакторных детекторов СВРД. ТОО «ИНОР», технические условия ШПИС. 418260.001 ТУ, 1997г.

26. Преобразователь термоэлектрический специального назначения. РНЦ «Курчатовский институт», технические условия 5609.000ТУ.

27. Термопреобразователь сопротивления повышенной точности. РНЦ «Курчатовский институт», технические условия 5963.000 ТУ.

28. Протокол выполнения 3 этапа работ по мере 14151. Испытания по программе «Проверка СВРК-М в части температурного контроля теплоносителя 1-го контура» 03.36.АСУПРТ. 1056 СУЗ и PK АЭС «Козлодуй» 17.12.2003г.

29. Техническая справка (отзыв) об опытной эксплуатации экспериментальной системы термоконтроля на энергоблоке №1 Калининской АЭС. Калининская АЭС, 2001.

30. Программа квалификации оборудования системы контроля, управления и диагностики СКУД, реализующего функции защиты и управления АЭС «Тяньвань» ПКЕМ.500131.001ПМ6. СНИИП-АСКУР, 2003.

31. Квалификация оборудования системы контроля, управления и диагностики (СКУД), реализующего функции защиты и управления. Технический отчет АБЛК. 500509.400Д. НИЦ СНИИП, 2004г.

32. В.И. Митин, С.С. Алешин, Н.В. Мильто и др. Расчетный анализ методической погрешности СВРК по функции защиты активной зоны по локальным параметрам. Отчет РНЦ «Курчатовский институт» инв №32/1-3-303, 2003г.

33. А.Е.Калинушкин. АЭС «Тяньвань». Система контроля, управления и диагностики (СКУД) РУ В-428. Пояснительная записка 08624243.510310.002.П2. РНЦ «Курчатовский институт», 2000.

34. Заключение рабочей группы, созданной по указанию Директора ОВВЭР от 09.04.02г. №32-4/21 для рассмотрения концепции и алгоритмов аварийной защиты по локальным параметрам для реализации СКУД. РНЦ «Курчатовский институт» №32-18/81, 2003г.

35. Протокол №1 от 20.05.03 заседания Научно-технического совета Отделения исследований ВВЭР. РНЦ «Курчатовский институт», 2003г.

36. Атомные электростанции. Системы контроля и управления, важные для безопасности. Аспекты программного обеспечения компьютерных систем, выполняющих функции категории А. Международный стандарт МЭК 60880. Второе издание, 2006г.

37. Калининская АЭС. Блок 3. Система контроля, управления и диагностики РУ В-320 (СКУД-05Р). Система внутриреакторного контроля (СВРК). Программа функционирования ПТК-3. План верификации и валидации ПВ.0065601.01.СНИИП-АСККР, 2004.

38. Калининская АЭС. Блок 3. Система контроля, управления и диагностики РУ В-320 (СКУД-05Р). Система внутриреакторного контроля (СВРК-05Р). Программа функционирования ПТК-3. План тестирования ПТ.0065601.01.СНИИП-АСКУР, 2004.

39. A.B. Зорин, A.A. Федотов, В.И. Митин и др. Программно-технические средства и комплексы «Памир». Ядерные измерительно-информационные технологии, №2,2000г.

40. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин, A.M. Мусихин. Система внутриреакторного контроля ВВЭР. Вычислительный комплекс верхнего уровня. Базовое прикладное программное обеспечение. Техническое задание. РНЦ «Курчатовский институт» инв. № 32/1-96-400, 2000г

41. Акт о внедрении комплекса программ «Хортица-М» для СВРК-М в опытно-промышленную эксплуатацию на 1 энергоблоке Волгодонской АЭС. Волгодонская АЭС, 2001г.

42. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин, А.И Ковель. Проведение первого этапа испытаний на действующей АЭС с ВВЭР-1000 прикладного программногоf обеспечения верхнего уровня СВРК-М. Техническая справка РНЦ

43. Курчатовский институт» инв. № 32/1-49-102, 2002г.

44. В.И. Митин, Н.В. Мильто. Отчет о работе представительной части прикладного программного обеспечения на 6-ом блоке АЭС «Козлодуй» за период с 18.03.2003 по 06.07.2003. РНЦ «Курчатовский институт», 2003г.

45. С.Н. Болыпагин и др. Программа БИПР-7А (версия 1.2). Описание применения. Отчет РНЦ «Курчатовский институт» №32/1-54-97, 1997г.

46. Система контроля, управления и диагностики (СКУД) РУ В-446. План верификации на ППО ВК ВУ. ЗАО «ФТЦ», 2003.

47. Н.В. Уткина, А.Е. Калинушкин, В.И. Митин. Методы верификации. РНЦ «Курчатовский институт», 2002.

48. Н.В. Мильто, А.Е. Калинушкин, В.И. Митин . Система контроля, управления и диагностики (СКУД) РУ В-446. План тестирования ППО ВК ВУ СВРК. ЗАО «ФТЦ», 2003.

49. Система контроля, управления и диагностики (СКУД) РУ В-446. Отчет о верификации ППО ВК ВУ СВРК. ЗАО ФТЦ, 2003.

50. Сертификат соответствия на прикладное программное обеспечение системы внутриреакторного контроля для энергоблоков ВВЭР-100 с реакторной установкой проекта В-320 №РОСС 1Ш.0001.01АЭ00.77.10.0267. Атомсертифика, 2007.

51. С.Н. Большагин и др. Программа ПЕРМАК-А. Описание применения. Отчет РНЦ «Курчатовский институт» №32-1-55-97, 1997г.

52. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин, А.И Ковель. Техническое задание на модернизированную систему внутриреакторного контроля (СВРК-М) РУ с ВВЭР-1000 первого энергоблока Ростовской АЭС 08624243.501310.005.T3, РНЦ «Курчатовский институт», 2001г.

53. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин. Техническое задание на модернизированную систему внутриреакторного контроля (СВРК-М) РУ с ВВЭР-1000 первого энергоблока Балаковской АЭС 08624243.501310.007.ТЗ. РНЦ «Курчатовский институт», 2002 г.

54. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин, A.M. Мусихин. АЭС «Бушер». Блок №1. Система контроля, управления и диагностики (СКУД) РУ В-446. Техническое задание на опытно-конструкторскую работу 08624243.501310.002.ТЗ. РНЦ «Курчатовский институт», 1999г.

55. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин. АЭС «Куданкулам». Система контроля, управления и диагностики (СКУД) РУ В-412. Техническое задание на опытно-конструкторскую работу 08624243.501310.004.ТЗ, РНЦ «Курчатовский институт», 2002г.

56. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин, A.M. Мусихин. АЭС «Тяньвань». Система контроля, управления и диагностики (СКУД) РУ В-428. Техническое задание на создание 08624243.501310.003.ТЗ, РНЦ «Курчатовский институт», 2002г.

57. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин. Калининская АЭС. Блок №3. Система контроля, управления и диагностики (СКУД) РУ В-428. Техническое задание на создание 08624243.501310.006.ТЗ, РНЦ «Курчатовский институт», 2002г.

58. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин, Н.В. Васянина. Система контроля, управления и диагностики (СКУД) РУ В-1500 (В-448). Техническое задание на создание ВРР.В131.&&&&&&&.МХ.03.001, РНЦ «Курчатовский институт», 2006г.

59. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин, В.В. Машков и др. Ростовская АЭС. Блок 2. Система контроля, управления и диагностик (СКУД) РУ В-320. Техническое задание 08624243.501310.016T3, РНЦ «Курчатовский институт», 2007г.

60. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин, В.П. Филатов и др. Технический проект замены оборудования «Гиндукуш» и СМ-2М 5 и 6 блоков АЭС «Козлодуй» насовременную систему внутриреакторного контроля (СВРК). Отчет РНЦ «Курчатовский институт» инв. № 32/1-20-399, 1999г.

61. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин, В.А. Горбаев. Качественный анализ надежности и безопасности СКУД РУ с ВВЭР-1000. РНЦ «Курчатовский институт» №32/1206-400, 2002г.

62. Акт №КИФЮ.Ви.5.009-05 о проведении испытаний АСУТП в части СВРК на полигоне ЭНИЦ, 2005г.

63. Ю.В. Саунин. Тяньваньская АЭС. Блок №1. Система внутриреакторного контроля. Программа и методика испытаний ЬУО-ЬЖБ.ТР-ООП.0,01-15. Атомэнерго, 2004г.

64. Ю.В. Саунин. Тяньваньская АЭС. Блок №1. Проверка распределения энеговыделения в активной зоне на этапах освоения мощности. Программа и методика испытаний Ь УО-1 -ЮО.ТР-Ь026.0,01 -04. Атомэнерго, 2004г.

65. А.Е. Калинушкин. АЭС «Тяньвань». Система контроля, управления и диагностики (СКУД) РУ В-428. Основные положения программы и методики испытаний. РНЦ «Курчатовский институт» инв. № 32/1-36-300, 2000г.

66. В.И. Митин, А.Е. Калинушкин, А.И Ковель и др. Отчет о работе СВРК в период пуско-наладочных работ и опытно-промышленной эксплуатации энергоблока №3 Калининской АЭС. Отчет РНЦ «Курчатовский институт»'инв. № 32/1-6405, 2005г.

67. В.М. Паздников, С.В. Макаров. Отзыв о работе СВРК 3 блока Калининской АЭС. Калининская АЭС, 2006г.

68. Протокол 03.--.ПП.9196.46.09 проверки надежности функционирования прикладного программного обеспечения (ППО) ВК СВРК. Калининская АЭС, 2008г.

69. А.Е. Калинушкин. Система контроля, управления и диагностики (СКУД) для проекта АЭС-2006. Доклад на конференции «АСУТП энергоблоков АЭС-2006», Москва, 08.10.08.

70. А.Е. Калинушкин. Контроль и диагностика реакторов ВВЭР большой мощности. Доклад на III Международной конференции «АЭС: проектирование, строительство, эксплуатация», Москва, 01.12.2009.