Расчетно-измерительная система диагностики состояния активной зоны ЯЭУ тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Филатов, Антон Вячеславович

• Филатов, Антон Вячеславович
• кандидат технических наук
• 2000

Оглавление диссертации кандидат технических наук Филатов, Антон Вячеславович

1. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

2. ВВЕДЕНИЕ.

2.1. О математической постановке задачи диагностики состояния активной зоны реактора.

2.2. Общие вопросы построения системы функциональной диагностики ЯЭУ.:.

2.3. Обзор основных традиционных методов функционального диагностирования ЯЭУ.

2.4. О структуре системы диагностирования ЯЭУ.

2.5. Постановка задачи диагностики состояния активной зоны РБМК.

2.4.1. Структура активной зоны РБМК.

2.4.2. Регулирование и измерение расхода воды в технологическом канале.

2.4.3. Необходимость построения системы диагностики состояния активной зоны РБМК с точки зрения проблем эксплуатации.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетно-измерительная система диагностики состояния активной зоны ЯЭУ»

Актуальность темы диссертации определяется тем, что она посвящена вопросам разработки системы диагностики состояния активной зоны ядерного реактора, что непосредственным образом связано с решением проблем повышения безопасности, надежности и экономической эффективности эксплуатации ЯЭУ. Эти проблемы остаются актуальными в течение всего срока существования и развития ядерно-энергетических технологий.

Целью работы является разработка качественно нового функционального элемента информационной поддержки действующих ЯЭУ - системы комплексной расчетно-экспериментальной диагностики состояния активной зоны ядерного реактора.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

• построение исходной математической модели системы диагностики состояния активной зоны ядерного реактора;

• разработка алгоритмов функционирования составных частей системы и макроалгоритма взаимосогласованной работы всего комплекса диагностики;

• программная реализация комплекса диагностики состояния активной зоны реактора;

• введение в эксплуатацию созданного программного средства в составе системы информационной поддержки одной из действующей АЭС;

• расчетно-экспериментальная верификация и выработка рекомендаций по эффективному использованию созданного программного комплекса в реальных условиях эксплуатации реакторной установки.

Научная новизна результатов диссертации заключается в следующем:

• представлена новая формулировка задачи расчетно-экспериментальной диагностики активной зоны ядерного реактора;

• выработан методический подход к проблеме идентификации технологических параметров ядерного реактора, реализующий решение соответствующей обратной задачи математической физики;

• предложена комплексная математическая модель взаимосвязанных физических и технологических процессов, ориентированная на решение практических задач непрерывной диагностики;

• разработан новый способ существенного улучшения эксплуатационных характеристик 4 диагностической системы за счет введения дополнительного уровня фильтрации по времени.

Практическая ценность работы заключается в следующем:

• создан расчетно-измерительный программный комплекс ECRAN (Experimental&Calculational Reactor ANalisys), предназначенный для непрерывной диагностики состояния активной зоны реакторов РБМК-1000;

• обеспечен требуемый уровень функционально-технических показателей системы диагностики (набор диагностических параметров и точностных характеристик) с точки зрения эксплуатации ЯЭУ;

• проведена расчетно-экспериментальная верификация созданного программного средства и введение в опытную эксплуатацию на действующих энергоблоках Курской АЭС;

• созданный программный комплекс может быть использован как дополнительный инструмент неразрушающего контроля содержания делящихся материалов в активной зоне РБМК.

Представленные в диссертации теоретические и практические результаты используются:

• в исследованиях по модернизации системы информационного обеспечения эксплуатации АЭС с реакторами РБМК, выполняемых ведущими предприятиями отрасли (НИКИЭТ, ВНИИАЭС);

• в программе курсов повышения квалификации персонала АЭС с реакторами РБМК, проводимых на базе ВНИИАЭС и МИФИ;

• в учебном процессе подготовки специалистов по специальности «Ядерные реакторы и энергетические установки» в МИФИ.

Объем работы.

Диссертация состоит из введения (обзора), трех глав, заключения, списка литературы (60 наименований), приложения и содержит 109 страниц, 2 схемы, 13 рисунков и 4 таблицы.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Филатов, Антон Вячеславович

5.6. Основные результаты, изложенные в главе 5.

В данной главе изложены способы обработки сигнала рассогласования расчет-эксперимент, формируемого в соответствие с методиками, описанными в главах 2 и 3.

Для обработки сигналов применен метод оптимальной линейной фильтрации, основанный на выделении линейной части изменения невязки и предположении о том, что одновременное возникновение двух отказов в одном ТК и его ближайшем окружении маловероятно.

Далее был применен алгоритм классификации выявленных возмущений в массиве сигнала рассогласования, позволивший разделить пространнственно-распределенные и локализованные отклонения.

Была разработана методика дополнительной временной фильтрации, которая позволила повысить качество отделения полезного сигнала от шума и обеспечила возможность определения времени попадания ложной информации в базу данных РУ или времени возникновения отказа оборудования.

После разработки методики временной фильтрации появилась возможность вести непрерывную обработку данных о состоянии энергоблока с последующим определением пространственной локализации ошибки в загрузке активной зоны, а также и времени ее возникновения.

Расчетно-экспериментальным путем были установлены оптимальные по точности и вычислительным затратам настройки алгоритма пространственно-временной фильтрации сигнала рассогласования для решения поставленных задач оперативной диагностики состояния РУ.

Методы и алгоритмы, изложенные в главах 3, 4, 5 были реализованы при построении вычислительно-измерительного программного комплекса ECRAN.

Назначение и структурное строение программного комплекса ECRAN изложены в главе 6.

6. ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС ECRAN.

6.1. Назначение программного комплекса ECRAN.

Программный комплекс ECRAN (Experimental&Calculational Reactor ANalisys) предназначен для непрерывного контроля измерительных данных поступающих от системы внутриреакторного контроля [59, 60]. Его основное назначение - своевременное выявление отказов оборудования и ошибок в исходных данных программ сопровождения эксплуатации ЯЭУ типа РБМК-1000.

Программный комплекс ECRAN обеспечивает решение следующих научно-практических задач:

• проверка базы данных состояния реакторной установки на пригодность для проведения нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов по штатным и вспомогательным программам математического обеспечения;

• выявление недостоверных значений энерговыработки и начального обогащения тепловыделяющих сборок;

• обнаружение неверных показаний датчиков положения стержней системы управления и защиты, которые могут возникать вследствие неконтролируемых отказов исполнительных механизмов привода стержней или обрывов подвесок стержней;

• мониторинг датчиков интегральных теплогидравлических параметров активной зоны и детекторов покассетного контроля теплогидравлических параметров (расходомеров); выдача рекомендаций по плановой и аварийной замене полностью или частично вышедших из строя соответствующих детекторов;

• оперативное выявление случаев неверной регистрации положений запорно-регулирующих клапанов;

• защита информационно-вычислительной системы АЭС от умышленного ввода неверных данных о загружаемых и выгружаемых сборках.

6.2. Структура и последовательность выполнения программы ECRAN.

Работа программного комплекса ECRAN организована как последовательное выполнение программных модулей целевого назначения взаимосвязь между которыми обеспечивается через запись промежуточных результатов на жесткий диск, так что в любой момент имеется возможность остановить выполнение и впоследствии возобновить работу.

Циклически выполняются следующие модули:

1. PRIEM - прием данных из СЦК "СКАЛА";

2. TEST - первичное тестирование данных;

3. PHYSICA- нейтронно-физический расчет и восстановление по ДКЭР;

4. STAT - специализированный теплогидравлический расчет;

5. BKS и DKR (параллельно) - накопление и усреднение сигналов рассогласования;

6. LA - пространственная оптимальная линейная фильтрация;

7. SORT - временная фильтрация;

8. RESULT - подготовка результатов для представления с помощью графического интерфейса.

6.3. Программный блок первичной диагностики.

На самой начальной стадии обработки сигналов необходимо отсечь те случаи попадания в информационную систему ложных данных, которые не связаны с реальными отказами реакторного оборудования, а возникают непосредственно в самой информационно-вычислительной среде по разным (случайным или характерным для этой системы) причинам.

Поэтому, во избежание дальнейших экономических потерь, перед тем как задействовать весь арсенал диагностических средств, целесообразно применить простейшее тестирование данных, например, по критерию не выпадения значений измеряемых параметров за их физические пределы.

На первой стадии работы комплекса ECRAN выполняется программа TEST первичной проверки базы данных реакторной установки. Периодически из СЦК "СКАЛА" запрашиваются и подвергаются анализу следующие данные:

• показания нейтронных датчиков ДКЭР, ДКЭВ (сигналы датчиков, интегральные токи, градуировочные коэффициенты, дисперсия погрешности калибровки);

• по канальные значения выгорания TBC.

• текущие положения органов СУЗ;

• текущие положения ЗРК;

• показания системы поканального измерения расхода воды;

• полный расход теплоносителя через активную зону;

• полную тепловую мощность реактора;

• среднее избыточное давление воды в сепараторах пара и в напорных коллекторах, средняя температура воды во всасывающих коллекторах.

В анализе участвуют и многие другие данные, содержащиеся в файле состояния и необходимые для проведения специализированного совместного нейтронно-физического и теплогидравлического расчета.

При этом проверяется условие соответствия измеряемых сигналов характерным для реактора РБМК-1000 пределам измерения соответствующих параметров. Если результат проверки положителен, выполняются все последующие программные блоки комплекса ECRAN, в противном случае возможны следующие варианты дальнейшего использования результатов измерения:

• если величина сигнала не попадает в заданные пределы соответствующего физического параметра, это интерпретируется как ошибка, и значение сигнала в дальнейших расчетах не используется;

• если же величина сигнала превышает безопасный предел для данного состояния РУ, но не противоречит физическому смыслу, то на экран монитора выдается предупреждение с указанием параметра, его величины и места (координаты) возникновения (для распределенных характеристик);

• если отбраковке подлежит результат измерения параметра принципиально важного для проведения нейтронно-теплогидравлического расчета, то в некоторых случаях вместо отбракованного используется некое среднее или эффективное значение, в других отбраковывается весь текущий файл состояния.

Так, например, в отсутствии достоверных результатов измерения таких параметров, как температура и давление воды на входе в активную зону в одной из двух петель, в качестве эффективного значения может быть взята величина соответствующего параметра для другой петли. Возможность такой замены может быть обоснована характером дальнейшей статистической обработки данных. Неточное знание одного из «петлевых» параметров может деформировать или сдвинуть поле распределения рассчитываемых характеристик во всей половине активной зоны, относящейся к соответствующей петле. В таких случаях нет необходимости отбраковывать весь файл состояния, так как одна из процедур статистической обработки предусматривает выравнивание сдвига по половинам активной зоны. Тем не менее, в протокол диагностики заносится сообщение об отсутствии достоверного результата измерения соответствующего параметра установки. Совокупность этих процедур и была названа выше «первичной» диагностикой.

6.4. Графический интерфейс программного комплекса ECRAN.

Для эффективного использования программного комплекса ECRAN, в качестве системы информационной поддержки эксплуатации энергоблоков РБМК на базе универсальной системы графического представления данных GIW (разработка ЭНИКО-МИФИ) был создан специальный графический интерфейс, предназначенный для отображения данных контроля, результатов их диагностической обработки, редактирования и пополнения диагностической информации и выдачи рекомендаций оператору.

Основные принципы работы с программным комплексом ECRAN при помощи графического интерфейса изложены инструкция по эксплуатации (см. Приложение 1).

7. ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Так как, содержание результатов и выводов имеется в соответствующих главах диссертации, автор считает целесообразным не повторять их здесь, а ограничиться формулировкой общих положений, касающихся всего материала диссертации.

Тема диссертационная работа была посвящена цели совершенствования системы информационной поддержки действующих ЯЭУ путем разработки качественно нового функционального элемента - системы комплексной расчетно-экспериментальной диагностики состояния активной зоны ядерного реактора.

На основании принципов построения систем функциональной диагностики, изложенных в главе 2, была сформулирована и математически поставлена задача расчетно-экспериментальной диагностики активной зоны ядерного реактора.

Выработанный методический подход к проблеме диагностики состояния активной зоны ядерного реактора реализует решение соответствующей обратной задачи математической физики.

В основу разработанного метода непрерывного контроля состояния загрузки активной зоны ядерного реактора была положена идея поиска характерных рассогласований параметров, полученных на основе нейтронно-физического и теплогидравлического расчетов текущего состояния активной зоны с учетом некоторых результатов анализа предыдущих состояний и результатов измерений тех же параметров.

В рамках предложенного подхода была разработана методика включения в систему диагностики расчетной модели теплогидравлических процессов в активной зоне реактора и построен алгоритм идентификации теплогидравлических характеристик реакторной установки.

В результате привлечения специализированной нейтронно-теплогидравлической модели и разработки алгоритма идентификации основных параметров работы РУ удалось существенно повысить точность и надежность диагностики

Было рассмотрено несколько способов формирования основной диагностической характеристики - сигнала рассогласования расчет-эксперимент, и, путем проведения расчетных исследований, был выбран оптимальный алгоритм, ориентированный на непрерывную обработку информации о состоянии энергоблока.

Для статистической обработки сигнала рассогласования была применена методика, основанная на теории оптимальной линейной фильтрации, в развитие которой был разработан новый способ существенного улучшения эксплуатационных характеристик диагностической системы за счет введения дополнительного уровня фильтрации по времени.

Именно после разработки методики и алгоритма временной фильтрации появилась возможность вести непрерывную обработку данных о состоянии энергоблока с последующим определением пространственной локализации ошибки в загрузке активной зоны, а также и времени ее возникновения.

Предложенные методики и алгоритмы нашли свое применение в процессе реализации поставленной задачи оперативной диагностики состояния активной зоны реактора РБМК.

Был создан расчетно-измерительный программный комплекс ECRAN, основу которого составляет специализированная нейтронно-теплогидравлическая модель и разработанные методы формирования и обработки диагностической информации о состоянии загрузки активной зоны РБМК.

Большой объем работы был посвящен обеспечению требуемого уровеня функционально-технических показателей системы диагностики (набор диагностических параметров и точностных характеристик) с точки зрения эксплуатации ЯЭУ, включая создание пользовательского интерфейса.

Была проведена расчетно-экспериментальная верификация созданного программного средства и введение в опытную эксплуатацию на действующих энергоблоках Курской АЭС.

Кроме того, была обеспечена возможность использования созданного программного комплекса в качестве дополнительного инструмента неразрушающего контроля содержания делящихся материалов в активной зоне РБМК.

Основным результатом работы созданного измерительно-вычислительного комплекса непрерывного контроля состояния реактора ECRAN является выдача на монитор БЩУ и/или ЯФЛ сообщений о наличии или отсутствии недостоверной информации о загрузке активной зоны с указанием места выявленной ошибки (координаты на картограмме загрузки), характера ошибки и времени ее возникновения. При этом достигнутый порог достоверного выявления несоответствия реальной и внесенной в базу данных энерговыработки TBC составляет 500 Мвт сут/ТВС, начального обогащения - 0.3%, что фактически исчерпывает все возможные ошибки при перегрузках топлива. Аналогичная нижняя оценка выявляемости неверно регистрируемых положений стержней СУЗ составляет 1 метр (при полном ходе стержня 6.6 м), ошибок измерения расходов - 0.7%, ошибок в положении ЗРК -10 мм (диапазон изменения: 0-240 мм).

В заключении автор благодарит за предоставленную возможность заниматься столь важной и практически значимой научно-технической проблемой своего научного руководителя проф. Н.В. Щукина, во многом повлиявшего на формирование научного и технического кругозора автора.

Автор также благодарит ведущего научного сотрудника РНЦ «КИ» B.C. Сидорова за совместную работу над созданием специализированного теплогидравлического алгоритма и своих непосредственных коллег С.Д. Романина и A.A. Семенова за плодотворное сотрудничество.

Автор выражает глубокую благодарность сотрудникам Курской АЭС В.П. Гальбергу, С.А. Полянских, П.Т. Николаеву, В.В. Стасенко и многим другим, за внимание и содействие в выполнении работы. Особенную благодарность автор хотел бы выразить Ю.Б. Чижевскому, принимавшему активное участие в постановке многих научных проблем, часть которых нашла свое решение в рамках представленной диссертации.

Необходимые знания и условия для работы автор диссертации получил на кафедре Теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов МИФИ (кафедре № 5), всему коллективу которой выражает огромную благодарность и наилучшие пожелания.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Филатов, Антон Вячеславович, 2000 год

1. Пуанкаре А. Ценность науки. В кн.: О науке. - М.: Наука, 1983, с. 153-282.

2. Кузнецов Ю.А. Математическое моделирование, динамика ядерных реакторов и нелинейные дифференциальные уравнения. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1998, вып. 1, с. 13-22.

3. Щукин Н.В. Математическое моделирование в задачах проектирования и эксплуатации ядерных реакторов. Диссертация на соискание ученой степени д.ф.-м.н., М.,МИФИ, 1998.

4. Марчук Г.И. Методы вычислительной математики. Новосибирск, Наука, 1973, 322 с.

5. Belousov N. Bichkov S., Marchuk Yu. et al. The Code GETERA for Cell and Polycell Calculations. Models and Capabilities. UProc. of ANS Topical Meeting on Advances in Reactor Physics, March 8-11, 1992, Charleston USA, vol. 2, pp. 516-518.

6. Краюшкин A.B. и др. «STEPAN трехмерная нестационарная программа расчета ядерных реакторов» отчет ИАЭ, инв.} 33/806587, 1987.

7. Методика согласованного нейтронно-физического и теплогидравлического расчетов, реализованная в программном комплексе SADCO. Отчет НИКИЭТ инв. № 050-0т834616, М, 1994 г.

8. Петрунин Д.М., Семенов В.Н. Трехмерные программы имитаторы работы ВВЭР. -//ВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1985, вып. 9, с. 44-54.

9. Штейнберг Ш.Е. Идентификация в системах управления. М., Энергоатомиздат, 1987.

10. Алифанов О.М. Идентификация процессов теплопереноса. М.: Машиностроение, 1979.

11. Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.Б. Теория ядерных реакторов. T.I. М.: Атомиздат, 1978.

12. Тихонов А.Н., Арсенин В.Я. Методы решения некорректных задач. М., Наука, 1979.

13. Алифанов О.М., Артюхин Е.А., Румянцев C.B. Экстремальные методы решения некорректных задач. М.: Наука, 1988.

14. Uhring R.E. Research in artificial intellegence for nuclear facilites. Trans. Amer. Nucí. Soc., 1990, vol. 61, p. 120-121.

15. Малкин С.Д., Позняков B.B. и др. Состояние и тенденции развития автоматизированных систем обеспечения безопасности АЭС: Обзор. М.: РНЦ «Курчатовский институт», 1995, с.ЗЗ.

16. Лебедев H.H. Вопросы создания общих систем оперативной диагностики ЯЭУ и АЭС.- М.: Энергетика, 1995, №4, с.68-75.

17. Знышев В.В. Проблемы и принципы диагностирования ЯЭУ на снове контроля режимных параметров. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1990, вып. 2, с. 33-38.

18. Знышев В.В., Кирюшина Е.В. и др. Вопросы построения автоматизированной системы функционального диагностирования ЯЭУ. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1997, вып. 1, с. 54-60.

19. Александров А.П., Доллежаль H.A. Развитие уран-графитовых канальных реакторов в СССР. Атомная энергия, 1973, т.43, вып.5, с. 337-343.

20. Доллежаль H.A., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980.

21. Расходомеры шариковые «ШТОРМ». Техническое описание и инструкция по эксплуатации 08905058 ТО. Министерство приборостроения, средств автоматизации и систем управления СССР, 1975.

22. Научно-технические основы управления ядерными реакторами: Учеб. пособие для вузов/ И.Я. Емельянов, А.И. Ефанов, Л.В. Константинов; Под общ. ред. акад. H.A. Доллежаля. М.: Энергоиздат, 1981, 360 с.

23. Филипчук Е.В., Потапенко П.Т., Постников В.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоиздат, 1981, 280 с.

24. Дискретный контроль распределений энерговыделения в активных зонах ядерных реакторов/И.Я. Емельянов, В.Н. Ветюков, В.Г. Назарян, И.К. Павлов, В.В. Постников.- Атомная энергия, 1973, т.34, вып. 2, с. 75-81.

25. Емельянов И.Я., Постников В.В., Юркин Г.В. Алгоритм экстремального85регулирования энергораспределения в энергетическом реакторе. Атомная энергия, 1979, т.47, вып. 1,с. 8-12.

26. Емельянов И.Я., Постников В.В., Юркин Г.В. Расчетный метод аппроксимации дискретных измерений распределения мощности в энергетических реакторах. -Атомная энергия, 1976, т. 41, вып. 5, с. 299-303.

27. Емельянов И.Я., Постников В.В., Володько Ю.И. Контроль и регулирование энергораспределений в реакторах РБМК. Атомная энергия, 1980, т. 48, вып. 6, с. 360365.

28. Акимов И.С., Минашин М.Е., Шарапов В.Н. Развитие методов физического расчета ядерных реакторов от Первой в мире АЭС до настоящего времени. Атомная энергия, 1974, т.36, вып.6, с.427.

29. Предприятие п/я А-7291, Откорректированная методика 12.46М. Алгоритмы программы «Призма», hhb.N El2.146-13432, 1982.

30. Программа БОКР БИС двумерного расчета РБМК на ЭВМ серии ЕС / A.A. Шкурпелов, В.П. Борщев, В.П. Веселов, А.Д. Жирнов, Н.В. Исаев, A.C. Немиров, А.П. Сироткин. - Атомная энергия, 1981, т.50, вып.5, с. 352-353.

31. Исаев Н.В., Погосбекян JI.P., Шмонин Ю.В. БОКР -П программа нейтронно-физического расчета РБМК с ускоренной итерационной схемой. IIВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1986, вып. 2, с. 26-28.

32. Программы БОКР БИС, БОКР - ПБЯ, БОКР - П , Библиотека констант БОКР -РБМК. Верификационный отчет. Отчет ВНИИАЭС, М., 1992.

33. Борщев В.П., Жирнов А.Д., Сироткин А.П. О программе двумерного двухгруппового расчета реактора BOKR COBZ . - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1979, вып. 3(7), с. 28-37.

34. Шкурпелов A.A., Исаев Н.В., Шмонин Ю.В. Аннотация программы ОПТИМА. -Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1983, вып. 8(37), с. 33-34.

35. VI. КРАТЕР комплекс программ для трехмерного контроля полей энерговыделения в реакторе РБМК-1000. Алгоритм и его реализация / A.A. Шкурпелов, Н.В. Щукин, B.C. Дадакин, В.А. Хотылев. - Отчет МИФИ, N гос.рег. 0283.0082381, М., 1983, 68 с.

36. Хотылев В.А. Разработка и обоснование метода контроля трехмерных полей энерговыделения на действующих АЭС с реакторами РБМК-1000. Кандидатская дисс., Москва, МИФИ, 1986, - 181 с.

37. Щукин Н.В., Хотылев В.А. Физические особенности нового метода трехмерного контроля полей энерговыделения и его практическое использование. НФизика и техника реакторов, - ЛИЯФ АН СССР гш.Б.П. Константинова, Ленинград, 1989, с. 165-181

38. Зонов И.В. Разработка быстродействующих алгоритмов для контроля и прогнозирования трехмерных распределений параметров безопасности при перегрузках ядерного топлива в реакторах типа РБМК: Автореф. дис. на соиск. степ, канд. техн. наук. М., МИФИ, 1994.

39. Зонов И.В., Щукин Н.В., Хотылев В.А. Развитие методов контроля и их применения для действующих и перспективных реакторов канального типа. ВАНТ, серия "Физикаядерных реакторов", выпуск 4, 1995г. сс. 92-103.

40. Семенов A.A. Развитие методов нелинейной идентификации и мониторинга активных зон ядерных реакторов Диссертация на соискание, степени канд. Физ.-мат. наук. М., МИФИ, 1999

41. А.В.Филатов, Н.В.Щукин, А.А.Семенов, С.Д.Романин,"Система контроля загрузки активной зоны методами расчетно-экспериментальной диагностики", в сб.научных трудов Научной сессии МИФИ-98, Часть 4, Москва, МИФИ,1998, сс. 19-21.