Повышение безопасности ядерно-энергетических установок на основе моделирования технологических процессов и совершенствования управления в рамках верхнего блочного уровня. тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Тучков Максим Юрьевич

• Тучков Максим Юрьевич
• кандидат наук
• 2024

Оглавление диссертации кандидат наук Тучков Максим Юрьевич

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1 Анализ технических решений для обеспечения безопасности эксплуатации ЯЭУ

1.1. Специальные инструментальные средства, обеспечивающие безопасное функционирование объектов ядерной техники

1.1.1 Эволюция диагностических систем на основе опыта эксплуатации ЯЭУ реакторов с ВВЭР

1.1.2 Процесс принятия решения

1.1.3 Основные способы поддержки операторов

1.2. Методы представления параметров безопасности

1.3. Цифровые инструкции в режимах нормальной эксплуатации и при аварийных ситуациях

1.4. Цифровая модель энергоблока

1.4.1 Виртуальная АЭС

1.5. Условия успешной разработки систем поддержки оператора

1.6. Цели и задачи диссертационного исследования

ГЛАВА 2. Разработка интерактивных инструментальных средств, обеспечивающих безопасное функционирование ядерного блока

2.1 Разработка функционала оператора, обеспечивающего безопасность при комплексном управлении энергоблоком АЭС

2.2 Формирование требований к программно-техническим средствам для безопасного функционирования энергоблоков поколения 3+

2.3 Снижение информационной нагрузки на оператора ядерного блока за счет использования интерактивных функций

2.4 Выводы по главе

ГЛАВА 3. Моделирование физических процессов функционирования энергоблока

3.1 Характеристики математической модели энергоблока на основе системы балансов

3.2 Нейтронно - физическая модель активной зоны

3.3 Теплогидравлическая модель

3.4 Модель АСУ ТП

3.5 Модель электрогенератора и основных систем собственных нужд энергоблока

3.6 Тестирование модели на основе нестационарных физических процессов

ГЛАВА 4. Технические решения для повышения эффективности и безопасности технологических процессов ядерного блока

4.1 Методика применения интерактивных процедур оперативным персоналом при ННЭ и аварийных ситуациях вследствие отказа оборудования

4.2 Совершенствование схемных решений

4.3 Модернизация схем подключения теплообменного оборудования

4.4 Усовершенствование технологических защит и блокировок

4.5 Корректировка и создание новых алгоритмов ФГУ

4.6 Выводы по главе

ГЛАВА 5 Практическая реализация разработанных технических решений на

НВ АЭС

5.1 Разработка и внедрение методики применения интерактивных пошаговых процедур для обеспечения безопасной эксплуатации энергоблока АЭС

5.2 Разработка и использование методики для прогнозирования уровня безопасности технологических процессов в режимах НЭ энергоблока АЭС

5.3 Валидация интерактивных решений СИПО на БПУ и ПМТ

энергоблока№1 НВАЭС-2

5.4 Выводы по главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Приложение

Акты

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

АВР - автоматическое включение резерва

А3 - аварийная защита

АКНП - аппаратура контроля нейтронного потока

АРМ - автоматизированное рабочее место

АСП - автоматический ступенчатый пуск

АЭС - атомная электрическая станция

АСУ ТП - автоматическая система управления технологическим процессом

БД - база данных

БЗ - база знаний

БПУ - блочный пульт управления

БРУ-А - быстродействующая редукционная установка со сбросом пара в атмосферу

БРУ-К - быстродействующая редукционная установка со сбросом пара в

конденсатор

БСД - блок стандартных действий

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ВК - видеокадр

ВКУ - внутрикорпусные устройства

ВРК - внутриреакторный контроль

ГЕ СПЗАЗ - гидроемкость система пассивного залива активной зоны

ГПК - главный паровой коллектор

ГЦНА - главный циркуляционный насосный агрегат

ГЦК - главный циркуляционный контур

ГЦТ - главный циркуляционный трубопровод

ГЭЗ - глубокоэшелонированная защита

ГЭУ - главная энергетическая установка

ДДМ - динамическая-диагностическая модель

ДМ - диагностическая модель

ДОП - датчик относительного перемещения

ДП - диагностический параметр

ДПЗ - детектор прямого заряда

ДСЗ - диверсная защита

ЗПА - запроектная авария

ЗПР - задача принятия решения

ИВС - информационно-вычислительная система

ИК - ионизационная камера, измерительный канал

ИКД - интерактивные карты действий

ИЛА - инструкция по ликвидации аварий

ИЛН - инструкция по ликвидации нарушений

ИПАП - интерактивная противоаварийная процедура

ИСППР - интеллектуальная система поддержки принятия решения

ИЭ - инструкция по эксплуатации

ИЭРУ - инструкция по эксплуатации реакторной установки

КД - компенсатор давления

КИП - контрольно-измерительные приборы

КПД - коэффициент полезного действия

КФБ - критическая функция безопасности

КЭН - конденсатный электронасос

ЛМ - логическая модель

МАГАТЭ - международное агентство по атомной энергии

МКУ - минимальный контролируемый уровень мощности

НДП - неправильные действия персонала

ННЭ - нарушение нормальной эксплуатации

НСБ - начальник смены блока

НЭ - нормальная эксплуатация

ОВК - обобщенный видеокадр

ОД - объект диагностирования

ООБ - отчет по обоснованию безопасности

ОР СУЗ - орган регулирования системы управления и защиты

ПА - проектная авария

ПБЭ - пределы безопасной эксплуатации

ПВД - подогреватель высокого давления

ПГ - парогенератор

ПЗ - предупредительная защита

ПК - программный комплекс

ПМТ - полномасштабный тренажер

ПНД - подогреватель низкого давления

ПНР - пуско-наладочные работы

ПО - программное обеспечение

ПООБ - предварительный отчет по обоснованию безопасности

ППР - планово-предупредительный ремонт

ПС - предупредительная сигнализация

ПСД - причинно-следственная диаграмма

ПТК - программно-технический комплекс

ПЭН - питательный электронасос

ПЭУ - пароэнергетическая установка

РК - рабочая кассета

РО - реакторное отделение

РОМ - разгрузка и ограничение мощности

РП - рабочая программа

РПУ - резервный пункт управления

РТО - регенеративный теплообменник

РТРБЭ - рабочий технологический регламент безопасной эксплуатации

РУ - реакторная установка

РУЗА - руководство по управлению запроектными авариями

САВБ - система аварийного ввода бора

САКОР - система автоматизированного контроля остаточного ресурса

САОЗ - система аварийного охлаждения зоны

СБ - система безопасности

СВО - спецводоочистка

СВБУ - система верхнего блочного уровня

СВСУ - система верхнего станционного уровня

СВРК - система внутриреакторного контроля

СВШД - система виброшумовой диагностики

СИПО - система интеллектуальной поддержки

СКВ - система контроля виброперемещений

СКД - система комплексного диагностирования

СКТ - система контроля течей

СКТП - система контроля тепловых перемещений

СКУ - система контроля и управления

СОАИ - симптомно-ориентированные аварийные инструкции

СОД - система оперативного диагностирования

СОСП - система обнаружения свободных, слабозакрепленных и посторонних предметов

СПО - система поддержки оператора

СПОТ - система пассивного отвода тепла

СППР - система поддержки принятия решения

СТД - система технической диагностики

ТА - тяжелая авария

ТБП - типовой бланк переключений

ТВС - тепловыделяющая сборка

ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент

ТЗ - технологическая защита

ТЗиБ - технологические защиты и блокировки

ТН - теплоноситель

ТО - турбинное отделение

ТПР - течь перед разрушением

ТПТС - технологические программно-технологические средства

ТЭС - тепловая электрическая станция

УБЭ - условия безопасной эксплуатации

УПЗ - ускоренная предварительная защита

УСБТ - управляющие системы безопасности

ФБ - функция безопасности

ФГУ - функционально-групповое управление

ХВО - химводоочистка

ЧМИ - человеко-машинный интерфейс

ЭБ - энергоблок

ЭВМ - электронно-вычислительная машина

ЭКП - экран коллективного пользования

ЭП - эксплуатационный предел

ЭСМ - экстренное снижение мощности

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

STAR - система анализа аномальных ситуаций

ВВЕДЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Повышение безопасности ядерно-энергетических установок на основе моделирования технологических процессов и совершенствования управления в рамках верхнего блочного уровня.»

Актуальность диссертации

Современные энергоблоки АЭС с ВВЭР поколения 3+ обладают повышенным уровнем безопасности. Это обеспечивается наличием развитых систем безопасности, а также сложными алгоритмами работы оборудования в режимах нормальной эксплуатации и при нарушениях в работе блока. Специфика технологического процесса на АЭС, обусловленная необходимостью скоординированной работы большого числа агрегатов основного и вспомогательного оборудования, требует высокой степени автоматизации, позволяющей осуществлять управление энергоблоком. Огромное количество измерительных каналов объединяются в единую информационную систему. Интегрирующая часть - вычислительная система верхнего блочного уровня (СВБУ) централизует информационные потоки и предоставляет оперативному персоналу БПУ средства управления энергоблоком АЭС.

Увеличение объёмов контроля приводит к существенному росту циркулирующей в АСУ ТП информации. Информационная нагрузка на оператора при стационарном режиме работы новейших блоков поколения 3+ оценивается в 300000 событий в сутки при максимально возможной 288/сутки в соответствие с рекомендациями МЭК - 62682. Большое количество контролируемых параметров, событий и диагностических сообщений, отсутствие процедур по действиям оператора не позволяют своевременно обработать поступающую информацию и принять безошибочное управляющее решение.

Имеющийся опыт эксплуатации энергоблоков показал, что процесс взаимодействия «оператор - объект управления» ориентирован на контроль за параметрами, а не за процессами в целом. Все это затрудняет правильную идентификацию состояний АЭС, прогнозирование их развития и планирование эффективных мероприятий, обеспечивающих безопасность АЭС. Создание технических средств системы управления, которые подготавливают оператору исчерпывающие информационные данные для поиска оптимальных режимов при пусках, остановах и эксплуатации энергоблока - проблема, ожидающая своего решения. Особенно это актуально в случае, когда необходимо быстро принять решение.

С учетом этого, наиболее перспективным (если не единственно возможным) инструментом для комплексного анализа данных о состоянии энергоблока является специально разработанная для задач управления программная модель энергоблока. До последнего времени модели, интегрированной в состав СВБУ, не было.

В настоящее время отсутствуют интерактивные инструкции и интерактивные

пошаговые процедуры, поддерживающие оператора при работе в режимах проектных и

9

запроектных аварий. При нарушениях нормальной эксплуатации (ННЭ) и авариях оператору БПУ выдается большой объем несистематизированной информации, в которой он не всегда может быстро отделить важное от второстепенного. Таким образом, очевидна актуальность создания технических средств для повышения безопасности эксплуатации энергоблока путем снижения информационной нагрузки на оперативный персонал БПУ и решения задач по контролю и безопасному управлению энергоблоком во всех эксплуатационных режимах, включая аварийные ситуации.

Для решения данного вопроса необходима разработка и внедрение на энергоблоках специализированных программных комплексов, которые позволят снизить нагрузку на оперативный персонал БПУ при выполнении рутинных регламентных работ и облегчить решение ответственных и сложных задач по контролю и безопасному управлению энергоблоком во всех режимах эксплуатации АЭС.

Степень научной разработанности темы

В настоящее время вопросам совершенствования перспективных проектов новых блоков и разработке специализированных программных комплексов посвящено большое количество работ. Среди которых стоит отметить следующих авторов: Башлыков А.А., Коган И.Р., Жарко Е.Ф., Полетыкин А.Г., Юркевич Г.П.

В тоже время, в них практически отсутствуют решения, связанные с применением технических средств поддержки оператора БПУ, не только для типового проекта В-320, но и для головных проектов АЭС с РУ В-392М и В-491, которые являются базой для развития АЭС в России и на зарубежных площадках.

Цель диссертации

Целью диссертационного исследования является разработка методов повышения безопасности эксплуатации АЭС на основе программно-технических решений, отличающихся использованием интерактивной программной модели энергоблока и пошаговых интерактивных процедур для повышения эффективности работы оперативного персонала.

Задачи исследования.

Для достижения данной цели в работе решались следующие задачи:

1) анализ существующих методов обеспечения безопасности ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) на основе применения интерактивных программно-технических средств, обеспечивающих работу операторов БПУ современных АЭС;

2) разработка функционала системы поддержки оперативного персонала включая набор интерактивных функций, характеризующих, в том числе состояние функций безопасности, для обеспечения безопасной эксплуатации энергоблоков;

10

3) разработка методики анализа технологических параметров энергоблока АЭС типа ВВЭР-1200для контроля состояния и автоматического управления основным оборудованием энергоблока на основе применения интерактивных функций;

4) разработка метода прогнозирования поведения энергоблока с помощью интерактивной программной модели блока;

5) моделирование переходных режимов энергоблока для определения параметров, обеспечивающих повышение устойчивости и безопасности функционирования ЯЭУ.

Объект исследования

Процессы оперативного управления энергоблоком поколения 3+ с целью принятия решений для безопасной эксплуатации АЭС.

Предмет исследования

Динамика процессов оперативного управления энергоблоком на основе результатов математического моделирования технологических процессов и данных непрерывного контроля в реальном масштабе времени.

Методы исследования

Основаны на использовании законов гидродинамики, термодинамики, тепломассообмена, нейтронной физики и объектно-ориентированного программирования.

Соответствие диссертации паспорту специальности

П.1. Моделирование нейтронно-физических, химических, тепловых, гидравлических и механических процессов, создание программных комплексов, обеспечивающих достоверное расчетное обоснование объектов ядерной техники и их безопасное функционирование при эксплуатации, а также снятии с эксплуатации.

П.6. Разработка методов обоснования ядерной и радиационной безопасности и экологической приемлемости технологий и объектов ядерной техники.

П.7. Разработка методов проведения исследований, проектирования, а также научно-обоснованных технических решений в области атомного реакторостроения, машин, агрегатов, технологии материалов атомной промышленности.

Научная новизна

1) впервые разработаны интерактивные пошаговые процедуры поддержки оператора в виде программного комплекса применяемые в режимах нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации и аварийных режимах для обеспечения безопасного функционирования блока АЭС;

2) впервые реализован контроль автоматического управления оборудованием с корректирующими управляющими воздействиями на основе сравнения реального

технологического процесса с упреждающими результатами интерактивного моделирования на программной модели блока;

3) разработана методика повышения безопасности за счет снижения количества ошибок оперативного персонала и принятия управленческих решений оператором, при управлении ядерным энергоблоком на основе применения интерактивных функций в том числе прогноза, реализованного в модели энергоблока и впервые интегрированного в СВБУ;

4) на основе анализа функций оператора впервые сформулированы требования к системе информационной поддержки оператора в соответствии с НП-001-15, обеспечивающие, с внедрением интерактивных функций, безопасность ведения технологического процесса на энергоблоке АЭС;

5) разработана структура программного комплекса (ПК) системы информационной поддержки оператора (СИПО) при управлении ядерным блоком, включающая набор интерактивных функций;

6) выполнено тестирование программной модели блока путём моделирования реальных эксплуатационных режимов энергоблока, с реактором типа ВВЭР-1200, на основе нестационарных физических процессов при проведении пуско-наладочных работ;

7) проведено моделирование нейтронно-физических, теплогидравлических процессов в различных режимах функционирования ядерного энергоблока поколения 3+, позволившие повысить его динамическую устойчивость за счет усовершенствования технологических режимов и изменения уставок технологических защит и блокировок.

Практическая значимость работы

В соответствии с НП-001-015 впервые определены подходы к описанию функций системы поддержки операторов, на основе которых выполнена разработка программного комплекса СИПО, с набором интерактивных функций.

Предложена методика, основанная на использовании интерактивной программной модели энергоблока, прогноза для анализа динамики технологических процессов и применения интерактивных средств информационной поддержки оператора, реализованных в виде специального ПК, ориентированного на использование в составе средств верхнего блочного уровня.

Полученные в работе результаты реализации программного комплекса, рекомендованы для разработки стандарта организации по определению требований к СИПО.

По результатам опытной эксплуатации разработанного информационного программно-технического комплекса показано, что его применение привело к снижению

12

количества ошибок оперативного персонала БПУ, при ведении сложных переключений по изменению состояния ЯЭУ.

Положения, выносимые на защиту

1) Набор интерактивных пошаговых процедур поддержки оператора в различных режимах эксплуатации ЯЭУ.

2) Методика обеспечения безопасной эксплуатации ядерного блока АЭС на основе применения интерактивного программного комплекса поддержки принятия решений.

3) Интерактивный программный комплекс системы информационной поддержки оператора для безопасной эксплуатации АЭС, интегрированный в систему верхнего блочного уровня.

4) Набор функций программного комплекса поддержки оператора и их содержание, для обеспечения безопасности энергоблока АЭС согласно НП-001-015.

5) Усовершенствованные с помощью программной модели блока технологические решения работы оборудования, позволяющие повысить динамическую устойчивость энергоблока в переходных режимах.

Реализация результатов работы

Результаты научных исследований внедрены на Нововоронежской АЭС, (филиал АО «Концерн Росэнергоатом») в виде программно-технического комплекса системы информационной поддержки оператора.

Апробация результатов работы

Основные положения диссертации докладывались и обсуждались на следующих научно-практических конференциях:

Международной научно-технической конференции «Новые технологии в научных исследованиях, проектировании, управлении, производстве» (НТ 2019) (Воронеж, 2019);

Международной научно-технической конференции «55 лет безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР в России и за рубежом» (Нововоронеж, 2019);

III Международная конференция «МИП Инжиниринг-Ш-2021: Модернизация, инновации, прогресс: передовые технологии в материаловедении, машиностроении и автоматизации» (Красноярск, 2021).

Личный вклад

В диссертации дано теоретические обоснование повышения безопасности ЯЭУ за счет моделирования технологических процессов и представлены практические результаты, реализованные на макете СИПО энергоблока №1 НВАЭС-2, полученные лично автором или в соавторстве. Результаты диссертационной работы внедрены: на

13

макете ПТК МЭ энергоблока №1 НВАЭС-2 в части интерактивных процедур и будут тиражированы на весь энергоблок после модернизации СВБУ и при выполнении работ по модернизации технологических систем на основе моделирования их функционирования (приложение). Определен набор функций и структура программно-технического комплекса СИПО. Разработаны требования к интерактивным процедурам и функциям. Предложена методика повышения безопасности АЭС за счет снижения количества неправильных действий и улучшения эргономики СВБУ.

Публикации

Результаты выполненных в диссертации исследований изложены в 8 печатных изданиях, в том числе: 7 статей в журналах и сборниках, 2 публикации проиндексированы в базе Scopus, 1 - в базе Web of Sciene, 4 в журналах, рекомендованных ВАК по специальности 2.4.9 - «Ядерные энергетические установки, топливный цикл, радиационная безопасность».

Структура и объём работы

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы. Основное содержание диссертации изложено на 149 страницах, в том числе 50 рисунков, 6таблиц; в дополнение к основной части оформлено 1 приложение на 4 страницах. Библиографический список включает 97 наименований.

ГЛАВА 1 Анализ технических решений для обеспечения безопасности эксплуатации ЯЭУ

1.1. Специальные инструментальные средства, обеспечивающие безопасное функционирование объектов ядерной техники

Ядерные энергетические установки (ЯЭУ) во всем мире считаются самыми сложными техническими объектами, при эксплуатации которых требуется осуществлять тщательный контроль и мониторинг работоспособности систем для обеспечения безопасного их использования вне зависимости от их предназначения, будь то АЭС, исследовательский реактор или судовая ЯЭУ.

В процессе развития ЯЭУ непрерывно увеличивается и продолжает расти от проекта к проекту число контрольно-измерительных приборов (КИП), управляющих и информационных систем, дисплеев, сигнализаций и индикаторов, расположенных на блочных пультах/щитах ЯЭУ. На примере ВВЭР в России видно, как от поколения к поколению увеличивается в разы количество измерительных приборов (рисунок 1.1.1).

Рисунок 1.1.1 - Увеличение КИП ВВЭР от поколения к поколению.

На примере ВВЭР-440 Кольской АЭС можно наглядно проследить эволюцию инструментальных средств, обеспечивающих безопасность функционирования ЯЭУ в частности на системах внутриреакторного контроля и прогноза параметров реактора. Реактор типа ВВЭР-440 эксплуатирующийся на Нововоронежской и Кольской АЭС достаточно надежный и безопасный аппарат, это подтверждается большим сроком эксплуатации. Большой запас надежности по теплотехническим показателям объясняется простотой конструкции активной зоны. Но проводимые непрерывно работы по

модернизации оборудования, повышение мощности реакторной установки требуют совершенствования средств внутриреакторного контроля.

Изначально применялись информационно-вычислительные машины ИВ-500МА, которые обладали низкой скоростью работы и малым объемом памяти. Все это могло обеспечить регистрацию очень малого количества параметров и обеспечивало небольшую точность измерений. При этом основная нагрузка по выбору параметров для контроля, обобщение и анализ полученных данных возлагались на оператора, что могло приводить к ошибкам персонала. Сейчас это принято называть человеческим фактором. Разработка машин СМ-2М привела к облегчению труда операторов за счет снижения рутинных расчетов.

Начиная с 90-х годов производится последовательная замена устаревших технических средств на микропроцессорные комплексы ИВС-В. Повышается точность измерения и надежность датчиков и линий связи. Внедряются во все сферы деятельности АЭС персональные компьютеры, допускающие саму возможность существования системы поддержки оператора. В качестве примера: впервые у операторов появилась возможность контролировать технологические параметры в виде графиков, а также производить анализ архивных данных. Большой массив данных распределения энерговыделения в активной зоне (сформированный в числовом или текстовом виде) путем компьютерной обработки преподносится оператору у удобном для понимания, восприятия и анализа виде. Разработанная программа демонстрировала параметры топливной загрузки и коэффициенты неравномерности в виде картограмм, где различные числовые параметры выделяются цветом (рисунок 1.1.2), благодаря чему повышается точность оперативной диагностики отклонений активной зоны от номинального состояния [1].

Одной из таких систем стала система ВРК SCORPIO, адаптированная НИЦ «Курчатовский институт» для реакторов ВВЭР-440. Эта система использовалась на зарубежных атомных станциях как основная система для внутриреакторного контроля. На Кольской атомной станции эта система использовалась как справочная, так как ее лицензирование было невозможно. Интерфейс системы учитывает требования эргономики, что в первую очередь важно для операторов, но его применение затруднительно для глубокого анализа энерговыделения в активной зоне реактора (рисунок 1.1.3) [1]. Но при этом, в SCORPIO уже появилась функция прогноза изменения состояния активной зоны в динамике.

Рисунок 1.1.2 - Программа контроля и анализа параметров активной зоны

Результаты расчета поля э/в

пжЛтаи Результап

Блок I 4 1 Петли: 6 Раз 12.2 атпетель 14.51| 17.5 Ipuusll 17.01| 14.41| 16.5

SCORPIOI П Датч M ПределИ ОтклонИ

и ффАфф I

iViVAVAVm

ЖШ№* ИЛЛА.

ада? LWAVAIVAV

AVi Mmvm va« fvr «AV

0999999999

mVijiVin

49.8

Повысотное распределение а выбранной TBC:

Позиция яч. 14 39 Номерт/п: 79 Номер сектора 4 № б секторе 20

Выбранный параметр:

Рисунок 1.1.3 - Видеокадр системы SCORPIO

С начала 2000-х годов на энергоблоках ВВЭР-440 штатные системы

внутриреакторного контроля стали работать на ПО «КРУИЗ». Данное программное

обеспечение является более современным и содержит весь набор функций контроля и

прогноза параметров активной зоны. Восстановление поля энерговыделений в активной

зоне основано на результатах трехмерного расчета поля энерговыделения по программе

17

БИПР-7. Программа имеет графический интерфейс (рисунок 1.1.4), позволяющий самостоятельно разрабатывать фрагменты отображающие необходимый набор

контролируемых параметров[1].

Рисунок 1.1.4 - Видеокадр системы внутриреакторного контроля «КРУИЗ».

Несмотря на все достоинства, трудозатратный способ введения исходных данных в программу прогноза делает сложным её применение в переходных процессах.

1.1.1Эволюция диагностических систем на основе опыта эксплуатации ЯЭУ реакторов с ВВЭР

Системы диагностики РУ АЭС с ВВЭР необходимы для решения следующих задач:

• продление срока эксплуатации блока;

• увеличение мощности блока (свыше 100% Жюм);

• удлинение топливной кампании (до 18-ти мес.); и выступают как инструмент, позволяющий:

• обнаруживать дефекты оборудования, отклонения и идентифицировать нарушение нормальной эксплуатации;

• предлагать рекомендации при нарушении нормальной эксплуатации и сокращению сроков ремонта в ППР.

Объектами контроля для поставляемых систем диагностирования, является в первую очередь основное оборудование: реактор, парогенератор (ПГ), главные

циркуляционные насосные агрегаты (ГЦНА), главный циркуляционный трубопровод (ГЦТ), паропроводы, трубопроводы САОЗ [2].

Начиная с 2004 г., началась поставка и опытно-промышленная эксплуатация первого поколения отечественных локальных систем диагностирования (ЛСД): система контроля виброперемещений (СКВ), система обнаружения свободных, слабозакрепленных и посторонних предметов (СОСП), система контроля течей по акустике и влажности (СКТ), система виброконтроля ГЦНА (СТД ГЦН) на блоке 3 Калининской АЭС и далее на всех энергоблоках ВВЭР российского дизайна [2].

Дальнейшее развитие и совершенствование концепции «Течь перед разрушением» (ТПР) потребовало проведения расчетно-экспериментальных работ по обоснованию концепции ТПР для ВВЭР и внесения изменений в проекты вновь разрабатываемых и существующих систем контроля течей и, связанную с этим сертификацию системы контроля течи как измерительной системы [2].

Одним из важных направлений в работе систем диагностирования является определение начальных значений диагностических параметров вибродинамического состояния оборудования [2].

Такая работа была выполнена на блоке №1 НВАЭС-2 и блоке №3 Ростовской АЭС при проведении сравнительных измерений СПНИ и СКВ, СОСП СКУД специалистами ОКБ «Гидропресс и ЗАО «НТЦД» [2].

В результате был получен вибрационный портрет начального состояния оборудования РУ, используемый в дальнейшем для сравнения с текущим состоянием.

В СКВ для контроля тепловых перемещений разработаны и используются новые поколения систем контроля перемещений на основе датчиков перемещений ДОП-04.

Датчик относительного перемещения (ДОП) предназначен для измерения величины перемещения оборудования относительно строительных конструкций в режиме измерения тепловых перемещений (статическом) и режиме измерения виброперемещений (динамическом) [2].

Задачи повышения эффективности диагностирования требуют разработки новых принципов построения ЛСД и создания нового поколения систем диагностирования, ориентированных на реализацию этих принципов, включая общую для всех систем архитектуру построения систем [2].

Примером уже разработанных распределенных систем являются система контроля течи по влажности СКТ, поставляемая на блоки №2 и №4 Балаковской АЭС, и комплексная система диагностирования электроприводной арматуры, поставляемая на

блок №1 НВАЭС-2, которая включает встроенные средства диагностирования электроприводной арматуры в шкафы КРУЗа [2].

В руководящем документе АО «Концерна «Росэнергоатом»» минимально достаточный перечень систем оперативного диагностирования (СОД) определён следующим списком:

• САКОР - система автоматизированного контроля остаточного ресурса;

• СВШД - система виброшумовой диагностики;

• СКД - система комплексного диагностирования;

• СКТ - система контроля течей (не менее трёх систем, функционирующих по разным физическим полям);

• СКТП - система контроля тепловых перемещений;

• СОССП - система обнаружения свободных, слабозакрепленных и посторонних предметов;

• СТД ГЦН - система технического диагностирования главных циркуляционных насосов (ГЦН) [3].

СОД, осуществляя комплексный анализ разнородных диагностических потоков, должна на ранней стадии обнаруживать неисправность оборудования РУ, выявлять её причину, локализацию и прогнозировать развитие. Как и ранее, каждая ЛСД представляет собой функционально законченную систему, ориентированную на узкий класс диагностических признаков (контроль течей, контроль вибраций, контроль ударных воздействий и т.д.) [3].

Современные технические средства позволяют накапливать архивы непрерывно в течение всего срока эксплуатации блока. Над архивами всех ЛСД необходимо строить алгоритмы и программные системы отсроченного анализа. Для шумовых систем - это алгоритмы авто-, взаимного и многомерного спектрального оценивания случайных процессов [3].

Разнородный поток входной измерительной информации преобразуется СКД в диагностические тревоги и диагностические сообщения также весьма разнородные. Их можно различать по двум конечным потребителям этой информации: оператор РУ, понимаемый обобщённо, и диагностический персонал. Первый - производит управление объектом диагностирования, второй - пребывает в непрерывном процессе получения диагностической информации. Если оператору, и без того информационно нагруженному элементу контура управления РУ, предпочтительно выдавать диагнозы в автоматическом режиме, то диагностический персонал может получать информацию и в автоматизированном виде или даже в результате ручной обработки информации [3].

20

К СКД предъявляются, казалось бы, противоречивые требования: с одной стороны, СКД - автомат, выдающий надёжные диагнозы оператору при управлении блоком, с другой стороны, это программный инструментарий, включающий динамические модели широкого назначения, который помогает диагносту получить достоверную информацию о техническом состоянии того или иного диагностируемого узла. С одной стороны, СКД выдаёт сигналы, требующие немедленного реагирования, с другой стороны - требующие учёта в удалённой перспективе. Диагнозы в СКД производятся автоматически по факту возникновения диагностического события, автоматизированно при работе в интерактивном режиме по запросу оператора СКД, периодически перед ППР и после ППР

[3].

Таким образом, помимо традиционных задач отображения, архивизации, документирования и оповещения СКД решает специфические диагностические задачи:

• повышение эффективности установленных на АЭС систем диагностирования;

• выявление взаимной диагностической информации, распределенной по разным ЛСД и штатным системам контроля, с целью повышения качества диагностирования;

• ведение единой базы данных диагностической информации;

• применение унифицированных вычислительных процедур к накопленным в ЛСД и СКД архивам;

• централизация потоков диагностической информации различных систем для их совместной обработки универсальными методами диагностики [3].

Накопленный опыт использования диагностических систем ЯЭУ с ВВЭР подтверждает, что их функционал нуждается в дальнейшем развитии, а также необходимо повышать качество и эффективность их диагностики.

1.1.2 Процесс принятия решения

В системе поддержки принятия решений (СППР) несколько больше фаз чем может выполнить оператор.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Тучков Максим Юрьевич, 2024 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Эволюция систем внутриреакторного контроля и прогноза параметров реактора на Кольской АЭС / В.А. Адеев, А.В. Киселев // Доклад. - Полярные Зори, 2010. - URL: https://refdb.ru/look/1030843.html (дата обращения: 27.10.2022).

2. Калинин, А.Н. Совершенствование систем диагностирования на основе опыта эксплуатации на РУ АЭС с ВВЭР. / А.Н. Калинин, В.И. Павелко, А.В. Матвеев, А.Н. Молявкин, Б.М. Финкель // Девятая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики»: доклад. - Москва, 2014. - URL: http://www.diaprom.com/publicati on/? id=11 (дата обращения: 27.10.2022).

3. Калинушкин, А.Е. Комплексное диагностирование ВВЭР / А.Е. Калинушкин, Ю.М. Семченков, В.И. Павелко, Б.М. Финкель // Десятая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики»: доклад. -Москва, 2016. - URL: http://www.diaprom.com/publication/?id=10 (дата обращения: 27.10.2022).

4. Башлыков, А.А. Основы конструирования интеллектуальных систем поддержки принятия решений в атомной энергетике: учебное пособие / А.А. Башлыков, А.П. Еремеев. -Москва: ООО «НИЦ ИНФРА-М», 2017. - 351с. -ISBN:978-5-16-012686-9.

5. Бютнер, В.Э. Использование операторами АЭС ФРГ усовершенствованных вспомогательных систем на базе ЭВМ / В.Э. Бютнер // Бюллетень МАГАТЭ. - осень 1985. -URL: https://www.iaea.org/sites/default/files/27304781317 ru.pdf (дата обращения: 27.10.2022).

6. Башлыков, А.А. Принципы построения средств интеллектуальной поддержки принятия решения диспетчером ТДП в ЕСУ ТС ВСТО / А.А. Башлыков // Автоматизация, телемеханизация и связь в нефтяной промышленности. - 2009. - №11. - С. 18-29.

7. Анохин, А.Н. Состояние и перспективы систем поддержки операторов АЭС / А.Н. Анохин, А.Е. Калинушкин, В.А. Горбаев, В.П. Сивоконь // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2016. - № 2. - С. 5-16.

8. Тучков, М.Ю. Разработка системы информационной поддержки оператора на Нововоронежской АЭС / М.Ю. Тучков, В.П. Поваров // Материалы Международной научно-технической конференции, посвященной памяти д.т.н., профессора Зайцева Александра Ивановича «Новые технологии в научных исследованиях, проектировании, управлении, производстве». - Воронеж, 2019. - С. 384-389.

9. Любин, М.А. Встроенная диагностическая система автоматического регулятора мощности реактора / М.А. Любин, С.В. Сазонов, П.Г. Федоров// Вопросы электромеханики. Труды ВНИИЭМ. - 2009. -Т. 109. - № 2. -С. 33-38.

10. Суслов, М.В. Разработка методики обоснования противоаварийных инструкций на примере аварии с малой течью с отказом аварийной защиты для ВВЭР / М. В. Суслов, И. Г. Петкевич // Тяжелое машиностроение. -2016. - № 11-12. - С. 31-38.

11. Спиридонова, Л.И. Модернизация расчётно-моделирующего комплекса реакторной установки стенда КВ-1 / Л.И. Спиридонова, В.А. Корчагин. -Текст: электронный // Годовой отчет 2016 ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова»: сайт. - URL: https://niti.ru/wp-content/uploads/2020/12/2016_otchet.pdf (дата обращения: 13.10.2022).

12. Адамов, Е.О. Двухкомпонентная ядерная энергетика: безопасность, экономика, экология. Роль сквозных цифровых технологий в обеспечении конкурентноспособности / Е.О. Адамов, Д.С. Соловьев // Цифровая энергетика: новая парадигма функционирования и развития / под ред. Н.Д. Рогалева. - Москва: Издательство МЭИ, 2019. -С. 13-27. - ISBN 978-5-70462228-4.

13. Ефимов, А.В. Разработка имитационной модели энергоблока АЭС с ВВЭР-1000 для решения задач анализа, управления и диагностики / А.В. Ефимов, Т.В. Потанина // Материалы Международной научной конференции «Моделирование - 2006». - Киев: ИПМЭ им. Г. Е. Глухова, 2006. - С. 5.

14. Добродицкий, Л.Н. Модели оперативной диагностики ЯЭУ в корабельной системе информационной поддержки оператора / Л.Н. Добродицкий, Е.А. Клушин // Программные продукты и системы. -- 1993. - № 4. - С. 9-10.

15. Современный инструмент поддержки жизненного цикла атомных энергоблоков ВВЭР / Г.В. Аркадов, А.П. Жукавин, А.Е. Крошилин и др. // Теплоэнергетика. - 2014. - № 10. -С. 3.

16. Поваров, В.П. Методология технического обеспечения безопасной эксплуатации ядерно-энергетических установок на примере АЭС с ВВЭР: специальность 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»: диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук / Поваров Владимир Петрович; ФГАОУ ВО «Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ. -Москва, 2019. - 284 c.

17. Гусев, И.Н. Моделирование режима с отключением двух питательных электронасосов без включения резервного на энергоблоках Нововоронежской АЭС-2 / И.Н. Гусев, А.П. Воробьёв, М.Н. Козловский, С.П. Падун // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2021. - № 2. - С. 16-26.

18. Опыт ввода в эксплуатацию системы продувки парагененраторов проекта АЭС-2006 (РУ В-392М) / С.В. Яуров, К.Ф. Галиев, А.В. Боровой, А.С. Вольнов // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2017. - № 3. - С. 151-161.

19. Гусев, И.Н. Динамическая устойчивость энергоблока с ВВЭР-1200 / И.Н. Гусев, В.Р. Казанский, И.Л. Витковский // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. -2017. - № 3. - С. 22-32.

20. Аркадов, Г.В. Системы диагностирования ВВЭР / Г.В. Аркадов, В.И. Павелко, Б.М. Финкель. - Москва: Наука, 2019. - 398, [1] с.: ил., табл.; ISBN 978-5-02-040184-6.

21. Калинушкин А.Е. Контроль и диагностика реакторов ВВЭР большой мощности /

A.Е. Калинушкин // III международная конференция «АЭС: проектирование, строительство, эксплуатация». - Москва, 2009. - URL: https://www.studmed.ru/kalinushkin-a-e-kontrol-i-diagnostika-reaktorov-vver-bolshoy-moschnosti_040816507ee.html (дата обращения: 27.10.2022).

22. Система контроля, диагностики и управления для яэу большой мощности с водо-водяными реакторами / А.Е. Калинушкин, В.В. Козлов, В.И. Митин, Ю.М. Семченков// Атомная энергия. - 2009.- Т.106. - № 1. - С. 3-8.

23. Калинушкин, А.Е. Система контроля, диагностики и управления для ЯЭУ большой мощности с водо-водяными реакторами / А.Е. Калинушкин, В.В. Козлов, В.И. Митин, Ю.М. Семченков // Атомная энергия. - 2009. - Т.106. - №1. - С. 3-8.

24. Общие требования к разработке диагностического комплекса реакторной установки ВБЭР-300. /Н.Новгород. ФГУП «ОКБМ». 22л. Отчет. 2004.

25. Крохин, Г.Д. Нечеткие модели для интеллектуальных промышленных регуляторов в системах автоматического управления энергоблоками тепловых электростанций / Г.Д. Крохин, Е.О. Савин // В мире научных открытий. - 2014. - № 6-1 (54). - С. 376-398.

26. Мозгалевский, А.В. Диагностирование электронных систем / А.В. Мозгалевский,

B.П. Калявин, Г.Г. Костанди. - Л.: Судостроение, 1984. - 224 c.

27. Бушуева, М.Е. Диагностика сложных технических систем / М.Е. Бушуева, В.В. Беляков // Труды 1-го совещания по проекту НАТО SfP-973799 Semiconductors «Разработка радиационно стойких полупроводниковых приборов для систем связи и прецизионных измерений с использованием шумового анализа». - Нижний Новгород, 2001. - С. 64-98.

28. Клушин, Е.А. Модели оперативной диагностики ЯЭУ в корабельной системе информационной поддержки оператора / Е.А. Клушин,М.Г. Михайлов - Текст: электронный // Программные продукты и системы: сайт. - URL: http://www.swsys.ru/index.php?page=artide&id=1214&lang=\\\\ (дата обращения: 13.10.2022).

29. Витин СП., Матвеев А.П., Новиков Ю.П. Расчетные исследования и разработка алгоритмов прогнозирования развития некоторых аварийных ситуаций при управлении ПЭУ: Отчет НИТИ, инв. № П-10506, 1988.

30. Надежность и эффективность в технике. Справочник. В 10 т. Т .9. Техническая диагностика / И.М. Синдеев, В.Ф. Воскобоев, Д.В. Гаскаров, В.В. Клюев, А.В. Мозгалевский, П.П. Пархоменко, Е.С. Согомонян Е.С. - М.: Машиностроение, 1987. - 352 с.

31. Клушин Е.А., Пленкин В.А. Прогноз развития аварийных процессов. Постановка задачи на примере режим разгерметизации первого контура: Отчет НИТИ, ин. № Д-б009, 1992.

32. Башлыков, А.А. Технология построения экспертных систем для оперативной диагностики оборудования атомных энергоблоков / А.А. Башлыков. - Текст: непосредственный // Программные продукты и системы. - 2012. - № 2. - С. 121 -125.

33. Давиденко, Н.Н. Применение систем диагностики для контроля состояния тепломеханического оборудования АЭС / Н.Н. Давиденко, А.А. Березанин, А.И. Усанов // Теплоэнергетика. - 2009. - № 5. - С. 7-12.

34. Тарасик, В.П. Математическое моделирование технических систем (учебное пособие). Минск: Дизайн ПРО, 2004. - 640 с. ISBN: 985-452-080-3.

35. Бараненко, В.И Использование программных средств для расчета эрозионно коррозионного износа элементов трубопроводных систем АЭС / В.И. Бараненко., М.Б. Бакиров, С.Г. Олейник, Ю.А. Янченко // Теплоэнергетика. - 2003. - № 11. - С. 21-24.

36. Лузгин, В.В. Методы и алгоритмы идентификации и диагностирования аналоговых промышленных объектов: специальность 05.13.06 «Автоматизация и управление технологическими процессами и производствами (по отраслям)»: автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук / Лузгин В.В.; Иркутский государственный университет путей сообщения. - Иркутск, 2012. - 44 c.

37. Концепция экспериментальной диагностики. Ранняя диагностика аварий в атомной технике / Е.А. Панов. - Москва : URSS : Книжный дом "ЛИБРОКОМ", 2011. - 156, [1] с. : ил. табл.; 22 см.; ISBN 978-5-397-024б4-8.

38. Software model in nuclear power design and control / Povarov, V.P, Tuchkov идр. - // Journal of Physics: Conference Series. - 2020. - № 1679 (3). - 032027. - 10.1088/1742-б59б/1б79/3/032027.

39. Engineering the functions and performance requirements for the "virtual Operator" functional group control digital system / Tuchkov, M. Yu, Povarov и др. - // AIP Conference Proceedings. - 2021. - № 2402. - 050020.- 10.10б3/5.0071824.

40. Тихонов, А.И. Разработка требований для перехода от автоматизированного функционально-группового управления к автоматической цифровой системе «Виртуальный оператор» / А.И. Тихонов, М.Ю. Тучков, П.В. Поваров, М.М. Литвак // Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева. - 2022. - № 1 (136). - С. 77-85.

41. О проблеме интеллектуальной поддержки операторов для современных автоматизированных систем управления технологическим процессом энергоблоков с ВВЭР / И. Н. Гусев, В. П. Поваров, М. Ю. Тучков и др. // Ядерная и радиационная безопасность. - 2019. -№ S1 . - С. 46-54.

42. Стацура, Д.Б. Использование программной модели блока для совершенствования проектных решений и оптимизации управления технологическим процессом / Д.Б. Стацура, М.Ю. Тучков, П.В. Поваров, А.И. Тихонов, М.М. Майорова // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2020. - №4. - С. 37-49.

43. Тучков, М.Ю. Разработка и валидация программного средства «Интерактивная процедура пуска энергоблока» в рамках реализации системы информационной поддержки оператора на НВАЭС / М.Ю. Тучков, П.В. Поваров, А.И. Тихонов, М.М. Майорова // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2021. - №2. - С. 5-15.

44. Fault diagnosis with multi-state alarms in a nuclear power control simulator / A. Ragsdale, R. Lew, B.P. Dyre // Proceedings of the human factors and ergonomics society 56th annual meet NG -2012. - Р. 2167-2171. - 10.1177/1071181312561458.

45. Predictive Fault Detection and Diagnosis of Nuclear Power Plant Using the Two-Step Neural Network Models / Hyeon Bae, Seung-Pyo Chun, and Sungshin Kim // Lecture Notes in Computer Science (including subseries Lecture Notes in Artificial Intelligence and Lecture Notes in Bioinformatics) 3973 LNCS. - 2006. - Р. 420-425. - 10.1007/11760191_62.

46. Model Induction with Support Vector Machines: Introduction and Applications. / Dibike, Y.B., Velickov, S., Solomatine, D., Abbott, M.B. // Journal of Computing in Civil Engineering. -2001. - Vol. 15. - No. 3. - P. 208-216. - 10.1061/(ASCE)0887-3801(2001)15:3(208).

47. There Is More to Monitoring a Nuclear Power Plant than Meets the Eye / Mumaw, R.J., Roth, E.M., Vicente, K.J., Burns, C M. // HUMAN FACTORS. - 2000. - Vol. 42. - No. 1. -P. 36-55. - 10.1518/001872000779656651.

48. Diagnosis of power plant faults using qualitative models and heuristic rules / Irina Obreja // Proceedings of the 3rd International conference on Industrial and engineering applications of artificial intelligence and expert systems. - 1991. - Vol. 1. - P. 41-46. - ISBN 0897913728.

49. Иванов, Ю.А. Некоторые аспекты разработки алгоритмов и программного обеспечения верхнего уровня первого и второго контура АС с ВВЭР в части введения СКУ ВХР диагностических функций / Ю.А. Иванов, Л.А. Миловская, В.Р. Чайкин, Т.Е. Шемагина, С.П. Горбатенко, Г.Д. Отченашев // В сборнике трудов 7-го международного семинара по горизонтальным парогенераторам. - Подольск, 2006. - URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/seminar7/documents/f26.pdf (дата обращения: 27.10.2022).

50. Applications of fault detection and diagnosis methods in nuclear power plants: A review / Jianping Maa, Jin Jiang // Progress in Nuclear Energy. - 2011. - No. 53. -P. 255-266. -10.1016/j.pnucene.2010.12.001.

51. Diagnostic and prognostic tools for residual life estimation in aging nuclear power plant components / P. Ramuhalli, L. J. Bond, J. Griffin, C. Henager, Jr., M. Dixit // AIP Conference Proceedings Vol. 1335, p.1467-1474. 2011. 10.1063/1.3592104.

52. Fault Detection and Diagnosis in Nuclear Power Plant - A Brief Introduction / Manit D. Shah // Nirma University International Conference on Engineering: Current Trends in Technology, NUiCONE 2011 - Conference Proceedings. - 2011. - 6153320. - 10.1109/NUiConE.2011.6153320.

53. Model-based fault diagnosis approaches with application to an industrial gas turbine simulator / Simani, S., Patton, R.J. // 10th European Control Conference, ECC 2009. - 2009. -7074973. - P. 3689-3694. - 10.23919/ecc.2009.7074973.

54. Machine learning of the reactor core loading pattern critical parameters / K. Trontl, D. Pevec, T. Smuc // Nuclear Energy for New Europe. - 2007. - URL: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/ Public/39/095/39095679.pdf?r=1 (датаобращения: 27.10.2022).

55. Болнов, В.А. О методике оптимизации параметров динамической модели судовой реакторной установки для целей оперативной параметрической диагностики / В.А. Болнов, М.А. Большухин, Е.С. Гроздов, Д.С. Неевин, М.В. Тараканова, А.Г. Эзеков //Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. - 2013. - №1. - С. 17-25.

56. Радевич, И.В. Система мониторинга АЭС: методы интеллектуального анализа данных / И.В. Радевич, Е.В. Якимова, Л.Т. Рязанцева, В.И. Федянин // В межвузовском сборнике научных трудов «Системы жизнеобеспечения и управления в чрезвычайных ситуациях». Часть 1. ГОУВПО "Воронежский государственный технический университет", Международная академия наук экологии безопасности человека и природы. - Воронеж, 2010. -С. 128-131.

57. Головко, С.В. Управление судовыми системами автоматизации на основе интеллектуального анализа диагностических данных: диссертация .на соискание ученой степени кандидата технических наук: специальность 05.13.06 - Автоматизация и управление технологическими процессами и производствами / Головко Сергей Владимирович; Астраханский государственный технический университет. - Астрахань, 2009. - 155 с.

58. Application of Model-based and Data-driven Techniques in Fault Diagnosis / Wang Ziling, Xu Aiqiang, Yang Zhiyong // 8th International Conference on Electronic Measurement and Instruments, ICEMI. - 2007. - 4350953. - P. 3451-3454. 10.1109/ICEMI.2007.4350953.

59. Громаковский, Д.Г. Разработка диагностической системы для оценки остаточного ресурса элементов ЯЭУ / Д.Г. Громаковский, И.Д. Ибатуллин, А.В. Дынников // Сборник рефератов семинара «Вопросы создания новых методик исследований и испытаний, сличительных экспериментов, аттестации и аккредитации». - Димитровград, 2001. - С. 71-73.

60. Кирюшина, Е.В. Разработка методов и алгоритмов диагностирования ЯЭУ на основе математических моделей динамики: специальность 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»: диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук / Кирюшина Елена Васильевна; Нижегородский НИИ механики государственного университета им. Н.И. Лобачевского. -Нижний Новгород, 2000. - 23 с.

61. Скоморохов А.О. Многомерные статистические методы диагностики аномальных состояний ЯЭУ: специальность 05.14.03 «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»: автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук / Скоморохов Александр Олегович; Национальный исследовательский ядерный университет. - Обнинск, 2011. - 42 с.

62. Кривошеев, И.А. Параметрическая диагностика технической системы с помощью идентификации имитационной модели / И.А. Кривошеев, Р.Ф. Камаева, С.А. Струговец // Вестник Уфимского государственного авиационного технического университета. - 2009. - Т. 13. - № 1. - С. 66-75.

63. Probabilistic techniques for diagnosis of multiple component degradations / S.E. Aumeier, B. Alpay, J.C. Lee, A.Z. Akcasu // Nuclear Science and Engineering. -2006. - 153(2). - P. 101-123. -10.13182/NSE06-A2599.

64. Диагностика и мониторинг технического состояния газопроводов при обеспечении надежности, экологической безопасности и управляемости транспорта газа: монография / [Ю. В. Ващев и др.] ; под ред. В. Е. Костюкова; Федеральное агентство по атомной энергии, Федеральный науч. -произв. центр Науч. -исслед. ин-т измерительрных систем им. Ю. Е. Седакова, Федеральное агентство по образованию, Нижегородский гос. ун-т им. Н. И. Лобачевского. - Нижний Новгород : Изд-во Нижегор. гос. ун-та, 2007. - 204 с. : ил., табл.; 25 см.; ISBN 978-5-85746-980-4.

65. Крохин Г.Д. Математические модели идентификации технического состояния турбоустановок на основе нечеткой информации: специальность05.13.18 - Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ: диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук /Крохин Геннадий Дмитриевич; Институт систем энергетики Сибирского отделения РАН. - Иркутск, 2008. 504 с.

66. Щербань, Б.А. Выбор эффективных критериев тренда для применения в алгоритмах параметрической диагностики / Б.А. Щербань, С.В. Епифанов, Ю.В. Черкасов // Авиационно-космическая техника и технология. - 2008. - № 8. - С. 232-240.

67. Чжо Тин Использование методов интеллектуального анализа данных для решения задач многокритериальной оптимизации / Чжо Тин // 3-я Международная научная заочная конференция «Актуальные вопросы современной техники и технологии». - Липецк, 2011. - Ч. 1. - С. 64-65.

68. A method of data fusion system for fault detection based on model-based diagnosis and evidence theory / Q. Yao, Y.-K. Shi, N. Shan // International Conference on Condition Monitoring and Diagnosis. - 2008. - 4580523. - P. 1365-1368. - 10.1109/CMD.2008.4580523.

69. Емельянов, В.В. Теория и практика эволюционного моделирования / В.В. Емельянов, В.М. Курейчик, В.В. Курейчик. - М. : ФИЗМАТЛИТ, 2003 (РГУП Чебоксар. тип. N1). - 431 с. : ил., табл.; 22 см. - (Проблемы искусственного интеллекта).; ISBN 5-9221-0337-7.

70. Machine learning based switching model for electricity load forecasting / Shu Fan, Luonan Chen , Wei-Jen Lee // Energy Conversion and Management. - 2008. - 49(6). - P. 1331-1344. - 10.1016/j.enconman.2008.01.008.

71. Isolation of parametric faults in continuous-time multivariable systems: A sampled data-based approach / W. Li, J. Jiang // International Journal of Control. - 2004. - 77(2). - P. 173-187. -10.1080/00207170310001647669.

72. Абакаров А.Ш. Статистическое исследование одного алгоритма глобальной оптимизации / А.Ш. Абакаров, Ю.А. Сушков // Труды физического общества Республики Адыгея. - 2004. - № 9. - С. 56.

73. Sensitivity analysis of model output: Variance-based methods make the difference / Karen Chan, Andrea Saltelli, Stefano Tarantola // Winter Simulation Conference Proceedings. - 1997. -47743. - P. 261-268. - ISSN 02750708.

74. Probabilistic sensitivity analysis of complex models: а Bayesian approach / J.E. Oakley,

A. O'Hagan // Journal of the Royal Statistical Society. Series B: Statistical Methodology. - 2004. -66(3). - P. 751-769. - 10.1111/j.1467-9868.2004.05304.x.

75. Численные методы решения некорректных задач / А.Н. Тихонов, А.В. Гончаровский,

B.В. Степанов, А.Г. Ягола. - М: Наука, 1990. - 229 с.- ISBN 5-02-014135-6.

76. Епифанов, С.В. Совершенствование методики подготовки исходных данных для алгоритма параметрической диагностики / С.В. Епифанов, Б.А. Щербань, Н.Д. Багаутдинов, Ю.В. Черкасов // Авиационно-космическая техника и технология. - 2011. - №7. - С. 218-224.

77. Болнов, В.А. О методике оптимизации параметров динамической модели судовой реакторной установки для целей оперативной параметрической диагностики / В.А. Болнов,

М.А. Большухин, Е.С. Гроздов, Д.С. Неевин, М.В. Тараканова, А.Г. Эзеков. // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. - 2013. - № 1. - С. 17-25.

78. Эзеков, А.Г. Концепция самообучения математической модели, входящей в состав системы технической диагностики ЯЭУ / А.Г. Эзеков, Д.А. Смирнов, М.В. Зотова, И.С. Зотов // Будущее технической науки: сборник материалов XII Международной молодежной научно-технической конференции; НГТУ им. Р.Е. Алексеева. - Нижний Новгород, 2013. - 561с.

79. Болнов, В.А. Реализация механизма самообучения математической модели, входящей в состав систем технического диагностирования ЯЭУ / В.А. Болнов, А.Г. Эзеков, М.В. Зотова, Д.А. Смирнов, И.С. Зотов // Тезисы докладов XXXIII Всероссийской конференции по проблемам науки и технологий «Наука и технологии». Миас, 2013. - С. 88.

80. Неевин С.М., Болнов В.А, Неевин Д. С., Цыгвинцев А.Н, Эзеков А.Г., Гроздов Е.С., Смирнов Д.А. Системы диагностирования технического состояния реакторных установок. Годовой отчет предприятия ОАО ОКБМ «Африкантов» за 2011 год. 2011.

81. Неевин, С.М. Возможные направления использования систем технического диагностирования на базе аналитических диагностических моделей / С.М, Неевин, В.А. Болнов, Д.С. Неевин, А.Н. Цыгвинцев, А.Г. Эзеков, Е.С. Гроздов, Д.А. Смирнов // Интеллектуальные системы: труды Десятого международного симпозиума / Под ред. К.А. Пупкова. -М.:РУСАКИ, 2012. - 603 с.

82. Вагин, В.Н. Диагностика блоков атомных станций с применением многоагентного подхода / В.Н. Вагин, Ю.В. Новоселов // Программные продукты и системы. - 2009. - № 2. - С. 15.

83. Сытник, С.В. Моделирование процесса управления ядерным реактором. / С. В. Сытник, Е. Г. Князев, А.А. Шалыто // Санкт-Петербургский государственный университет информационных технологий, механики и оптики. Проектная документация. 2004. - URL: http://is.ifmo.ru/download/reactor.pdf (дата обращения: 27.10.2022).

84. Integrated approach for diagnostics and prognostics of HP LNG pump based on health state probability estimation / H.-E. Kim, S.-S. Hwang, A.C.C. Tan, J. Mathew, B.-K. Choi // Journal of Mechanical Science and Technology. - 2012. - 26(11). - P. 3571-3585. - 10.1007/s12206-012-0850-4.

85. Effects of varying the threshold of alarm systems and workload on human performance / E. A. Bustamante, J. P. Bliss, B. L. Anderson // Ergonomics. - Vol. 50. - No. 7. - P.1127-1147. -10.1080/00140130701237345.

86. Dynamic model-based fault detection and diagnosis residual considerations for vapor compression systems / M.C. Keir, A.G. Alleyne // Proceedings of the American control conference. -2006. - 1657413. - P. 4412-4417. - 10.1109/acc.2006.1657413.

87. Improving digital system diagnostics through prognostic and health management (PHM) technology / M. Baybutt, C. Minnella, A.E. Ginart, M.J. Roemer // IEEE Transactions on Instrumentation and Measurement. - 2009. - 58(2). - P. 255-262. - 10.1109/TIM.2008.2005966.

88. Review article: Methods for fault detection, diagnostics, and prognostics for building systems—a review, part I / S. Katipamula, M.R. Brambley // HVAC and R Research. - 2005. - 11(1). - P..3-25. - 10.1080/10789669.2005.10391123.

89. Review article: Methods for fault detection, diagnostics, and prognostics for building systems—a review, part II / S. Katipamula, M.R. Brambley // HVAC and R Research. - 2005. - 11(2) . - P. 169-187. - 10.1080/10789669.2005.10391133.

90. Model induction with support vector machines: Introduction and applications / Y.B. Dibike, S. Velickov, D. Solomatine, M.B. Abbott // Journal of Computing in Civil Engineering. -2001. - 15(3). - P. 208-216. - 10.1061/(ASCE)0887-3801(2001)15:3(208).

91. Rainfall and runoff forecasting with SSA-SVM approach / C. Sivapragasam, Shie-Yui Liong and M. F. K. Pasha // Jornal Hydroinformaties. - 2001. - 3(3). - P. 141 - 152. -10.2166/hydro.2001.0014.

92. DL. Mr. Dowell. Integrated diagnostic/prognostic tads for small cracks in structures / DL. Mr. Dowell. // Proc. Inst. Mech. Engrs. - 2000. - Vol. 14. - Part C. - P. 1123-1140.

93. Гусев, И.Н. Использование результатов пусконаладочных работ для создания, настройки и валидации системы интеллектуальной поддержки оператора на блоке № 1 Нововоронежской АЭС-2 / И.Н. Гусев, Б.Л. Соловьев, В.П. Поваров, А.С. Кужиль, С.П. Падун // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2017. - № 3. - С. 45-54.

94. Дьяков, А.Ф. Система дистанционной технической диагностики элементов реактора ВВЭР-440 с трубопроводом / А.Ф. Дьяков // Энергетик. - 2009. - № 2. - С. 4-10.

95. Тучков, М.Ю. Система информационной поддержки оператора на 6 энергоблоке НВАЭС. Текущее состояние дел / М.Ю. Тучков // Материалы Международной научно-практической конференции «55 лет безопасной эксплуатации АЭС с ВВЭР в России и за рубежом». - Нововоронеж, 2019. - С. 333-337.

96. Тучков, М.Ю. Использование программной модели энергоблока при оперативной эксплуатации / М.Ю. Тучков, П.В. Поваров, А.И. Тихонов, М.Н. Козловский, В.П. Поваров// Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева. - 2022. - № 2 (137). - С. 58-68.

97. Тучков, М.Ю., Имитационное моделирование конвекционных процессов в теплообменных аппаратах // Я.В. Чивилев, Д.Г. Скородумов, С.В. Яуров, М.Ю. Тучков, А.Д. Данилов, К.Ю. Гусев, Н.Н. Равочкин// Моделирование, оптимизация и информационные технологии. 2023. Т. 11. № 11 (4). С. 1-11; DOI: 10.26102/2310-6018/2023.43.4.018

Приложение Акты

Акционерное общество «Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» (АО «Концерн Росэнергоатом»)

Филиал АО «Концерн Росэнергоатом»

«Нововоронежская атомная станция» (Нововоронежская АЭС)

АКТ

/У. ¿т? тор, г. № /2??г -

г. Нововоронеж, Воронежская область

О внедрении результатов диссертационной работы Тучкова М.Ю. на тему: «Повышение безопасности ядерно-энергетических установок на основе

моделирования технологических процессов и совершенствования управления в рамках верхнего блочного уровня»

Разработанные в рамках диссертационной работы Тучкова М.Ю. интерактивные функции системы информационной поддержки оператора в виде программно-технического комплекса модель энергоблока (ПТК МЭ) введены в опытную эксплуатацию в качестве макета СИПО на энергоблоке №1 Нововоронежской АЭС-2 (Техническое решений №48/2018-6-ЦТАИ от 22.11.2018).

В ходе опытной эксплуатации на накопленных архивах параметров энергоблока выполнено тестирование модели энергоблока подтверждающее достоверные результаты прогнозирования.

Валидация интерактивных функций:

1) «Представление оперативному персоналу интерактивных процедур пуска/останова энергоблока» и «Представление оперативному персоналу интерактивных процедур ввода/вывода оборудования, регламентных проверок, опробований и испытаний»

2) «Предоставление оператору справочной информации о возможных причинах сигнализации на панелях БПУ (РПУ), важной сигнализации на мониторах СВБУ и необходимых действиях оператора после срабатывания сигнализации (Реакция на сигнал)»

3) «Представление оперативному персоналу интерактивных процедур ликвидации нарушений нормальной эксплуатации, управления проектными авариями, управления запроектными авариями и управления тяжелыми авариями»

4) «Прогнозирование состояния энергоблока в режимах НЭ» подтвердила:

- снижение ошибок оперативного персонала БПУ, в т.ч. пропуск шага, неверная оценка критериев выполнения шага и др. на 20,5%;

- ускорение выполнения оператором рутинных процедур на 14%;

1

- сокращение времени, затрачиваемого на проверку параметров на 18%

- снижение времени реакции персонала на сигнал на 19%.

Полученные результаты позволяют тиражировать установку функций СИПО в АСУ ТП энергоблоков №1,2 НВАЭС-2 после модернизации СВБУ. Ожидаемый экономический эффект от внедрения данной системы:

- за счет исключения убытков от недополученной выручки из-за предотвращения автоматического останова энергоблока вследствие ошибок персонала (на основе прогноза индексов BAO АЭС) составляет около 180 млн. руб. в год;

- за счет предварительной подачи заявки системному оператору в случае необходимости разгрузки и останова энергоблока составляет до 103 млн. руб. в сутки.

Председатель - Главный инж Члены комиссии: ЗГИЭ 4 оче

Составлен комиссией:

Начальник

ЗГИЭТО

2

Акционерное общество «Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» (АО «Концерн Росэнергоатом»)

Филиал АО «Концерн Росэнергоатом»

«Нововоронежская атомная станция» (Нововоронежская АЭС)

АКТ

от -У2.0 1 2022. № 4?,¡2к-1кэ¡2022- СТЪ-Ц

г. Нововоронеж, Воронежская область

О внедрении результатов диссертационной работы Тучкова М.Ю. на тему: «Повышение безопасности ядерно-энергетических установок на основе

моделирования технологических процессов и совершенствования управления в рамках верхнего блочного уровня»

Разработанный в рамках диссертационной работы Тучкова М.Ю. программно-технический комплекс модель энергоблока (ПТК МЭ) введённый в опытную эксплуатацию в качестве макета СИПО на энергоблоке №1 Нововоронежской АЭС-2 (Техническое решений №48/2018-6-ЦТАИ от 22.11.2018) позволил выполнить моделирование работы технологических систем эксплуатационные пределы которых не соответствовали заявленным проектным характеристикам.

На основе данного моделирования были предложены следующие модернизационные работы:

- 115/2017-6-РЦ-6 «О модернизации системы продувки и дренажей парогенераторов энергоблока №1 Нововоронежской АЭС-2 с изменением конструкции регенеративного теплообменника 10ЬССН0АС001 и схемы его подключения», что позволило:

• снизить тепловую нагрузку на доохладитель продувки (перепад температуры на доохладителе в режиме постоянной продувки снизился со 145 °С до 38 °С), и как следствие снизить тепловую нагрузку на систему промежуточного контура систем нормальной эксплуатации;

• снизить количество постоянно работающих насосов системы промконтура потребителей нормальной эксплуатации РСВ50 с 2-х до 1 (достигнуто проектное количество постоянно работающих насосов, повышена надежность системы в целом).

- 56/2020-6-ЦОС «О модернизации системы подачи подпиточной воды вАС и системы водоводов подпитки ОНС с целью увеличения расхода», что обеспечит приемлемую температуру охлаждающей воды неответственных потребителей машзала за счет прокладки дополнительного наружного трубопровода подпиточной воды диаметром 530 мм непосредственно на всас

1

насосов 10РСС01АРОО 1(002) и тем самым позволит избежать необоснованных ограничений мощности в жаркий период года.

С помощью ПТК МЭ спрогнозирован улучшенный режим работы системы подпитки градирен с увеличением постоянно работающих насосов до Зх, с целью повышения расхода подпитки, на основании которого были успешно проведены испытания 02.04.2021 (Рабочая программа №255/2021-ЦОС/85).

Полученные результаты позволяют использовать модель энергоблока СИПО энергоблоков №1,2 Нововоронежской АЭС-2 для подтверждения и обоснования предлагаемых модернизационных работ, направленных на повышение безопасности и эффективности работы оборудования, что ведет к увеличению КИУМ.

Ожидаемый годовой экономический эффект от предложенных модернизаций за счет исключения убытков от недополученной выручки из-за ограничений мощности и повышения резервирования оборудования оценивается около 300 млн. руб. в год.

Смородинов Е.В.

Витковский С.Л.

Ширяев Д.А.

в И.Н.

2