Актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС

Представлены результаты комплексного анализа нерешенных теплофизических проблем управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС с водо-водяными реакторами типа ВВЭР. Определены актуальные направления качественного совершенствования систем диагностики и прогноза реального технического состояния элементо...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2017
Hauptverfasser:	Носовский, А.В., Шараевский, И.Г., Фиалко, Н.М., Зимин, Л.Б., Шараевский, Г.И.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2017
Schriftenreihe:	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
Schlagworte:	Проблеми безпеки атомних електростанцій
Online Zugang:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/159106
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС / А.В. Носовский, И.Г. Шараевский, Н.М. Фиалко, Л.Б. Зимин, Г.И. Шараевский // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2017. — Вип. 29. — С. 5-13. — Бібліогр.: 33 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-159106
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-1591062019-09-24T01:25:20Z Актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС Носовский, А.В. Шараевский, И.Г. Фиалко, Н.М. Зимин, Л.Б. Шараевский, Г.И. Проблеми безпеки атомних електростанцій Представлены результаты комплексного анализа нерешенных теплофизических проблем управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС с водо-водяными реакторами типа ВВЭР. Определены актуальные направления качественного совершенствования систем диагностики и прогноза реального технического состояния элементов и систем ядерных реакторов с целью обеспечения возможности продления их ресурса. Рассмотрен комплекс определяющих физических, технических и диагностических факторов, подлежащих учету при разработке нового поколения диагностических систем для раннего автоматического обнаружения начальных фаз потенциально опасных отклонений параметров теплогидравлических режимов активных зон от регламентируемых значений. Наведено результати комплексного аналізу невирішених теплофізичних проблем керування ресурсом ядерних енергоблоків АЕС із водо-водяними реакторами типу ВВЕР. Визначено актуальні напрямки якісного удосконалення систем діагностики та прогнозу реального технічного стану елементів і систем ядерних реакторів з метою забезпечення можливості подовження їхнього ресурсу. Розглянуто комплекс визначальних фізичних, технічних та діагностичних факторів, що підлягають урахуванню під час розробки нового покоління діагностичних систем для раннього автоматичного виявлення початкових фаз потенційно небезпечних відхилень параметрів теплогідравлічних режимів активних зон від регламентованих значень The results of a comprehensive analysis of unresolved thermal problems of resource management nuclear NPP with water-cooled VVER reactors. Identified current trends in the qualitative improvement of diagnostics and forecasting technical condition of the real elements and nuclear reactor systems in order to ensure the possibility of extending their life. Thermophysical aspects of physical processes that are capable of initiating potentially damaging defects to their elements and systems during the operation of the main energy types reactor installations are considered. Particular attention is paid to the causes of the emergence and development of latent damage in critical elements of the primary circuit critical to the safety of nuclear power plants. The features and the calculation methodology of the corresponding thermohydrodynamic and vibrational processes are analyzed, as well as the principal aspects of the main approaches to early automatic detection of the conditions of nucleation and subsequent development of anomalous and pre-emergency operational states in the elements and systems of active zones and heat exchange equipment of the first circuit of reactor plants. The complex of determining the physical, technical and diagnostic factors to be considered when developing a new generation of diagnostic systems for early automatic detection of the initial phases of potentially dangerous deviations of active zones heat-hydraulic modes parameters from regulated values. 2017 Article Актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС / А.В. Носовский, И.Г. Шараевский, Н.М. Фиалко, Л.Б. Зимин, Г.И. Шараевский // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2017. — Вип. 29. — С. 5-13. — Бібліогр.: 33 назв. — рос. 1813-3584 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/159106 621.039.68:536.4 ru Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
topic	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій
spellingShingle	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій Носовский, А.В. Шараевский, И.Г. Фиалко, Н.М. Зимин, Л.Б. Шараевский, Г.И. Актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
description	Представлены результаты комплексного анализа нерешенных теплофизических проблем управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС с водо-водяными реакторами типа ВВЭР. Определены актуальные направления качественного совершенствования систем диагностики и прогноза реального технического состояния элементов и систем ядерных реакторов с целью обеспечения возможности продления их ресурса. Рассмотрен комплекс определяющих физических, технических и диагностических факторов, подлежащих учету при разработке нового поколения диагностических систем для раннего автоматического обнаружения начальных фаз потенциально опасных отклонений параметров теплогидравлических режимов активных зон от регламентируемых значений.
format	Article
author	Носовский, А.В. Шараевский, И.Г. Фиалко, Н.М. Зимин, Л.Б. Шараевский, Г.И.
author_facet	Носовский, А.В. Шараевский, И.Г. Фиалко, Н.М. Зимин, Л.Б. Шараевский, Г.И.
author_sort	Носовский, А.В.
title	Актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС
title_short	Актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС
title_full	Актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС
title_fullStr	Актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС
title_full_unstemmed	Актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС
title_sort	актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков аэс
publisher	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
publishDate	2017
topic_facet	Проблеми безпеки атомних електростанцій
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/159106
citation_txt	Актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС / А.В. Носовский, И.Г. Шараевский, Н.М. Фиалко, Л.Б. Зимин, Г.И. Шараевский // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2017. — Вип. 29. — С. 5-13. — Бібліогр.: 33 назв. — рос.
series	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
work_keys_str_mv	AT nosovskijav aktualʹnyeteplofizičeskieproblemyupravleniâresursomâdernyhénergoblokovaés AT šaraevskijig aktualʹnyeteplofizičeskieproblemyupravleniâresursomâdernyhénergoblokovaés AT fialkonm aktualʹnyeteplofizičeskieproblemyupravleniâresursomâdernyhénergoblokovaés AT ziminlb aktualʹnyeteplofizičeskieproblemyupravleniâresursomâdernyhénergoblokovaés AT šaraevskijgi aktualʹnyeteplofizičeskieproblemyupravleniâresursomâdernyhénergoblokovaés
first_indexed	2025-07-14T11:41:13Z
last_indexed	2025-07-14T11:41:13Z
_version_	1837622387278872576
fulltext	ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2017 ВИП. 29 5 --------------------------------- ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ --------------------------------- УДК 621.039.68:536.4 А. В. Носовский, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко, Л. Б. Зимин, Г. И. Шараевский Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, ул. Лысогорская, 12, Киев, 03028, Украина АКТУАЛЬНЫЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ РЕСУРСОМ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС Представлены результаты комплексного анализа нерешенных теплофизических проблем управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС с водо-водяными реакторами типа ВВЭР. Определены актуальные на- правления качественного совершенствования систем диагностики и прогноза реального технического состоя- ния элементов и систем ядерных реакторов с целью обеспечения возможности продления их ресурса. Рассмот- рен комплекс определяющих физических, технических и диагностических факторов, подлежащих учету при разработке нового поколения диагностических систем для раннего автоматического обнаружения начальных фаз потенциально опасных отклонений параметров теплогидравлических режимов активных зон от регламен- тируемых значений. Ключевые слова: управление ресурсом, ядерный энергоблок, теплогидравлический режим, шумы тех- нологических параметров, распознавание аномалий. Современный этап развития атомной энергетики поставил на повестку дня обширный ком- плекс неотложных научно-технических вопросов, которые требуют своего приоритетного решения и тесно связаны с реализацией актуальной для ядерной энергетической отрасли проблемы эффективно- го управления ресурсом основного оборудования действующих и проектируемых АЭС. Значительная часть этих актуальных технологических проблем, которые рассматриваются с позиций современных теплофизических приоритетов повышения эксплуатационной надежности ТВЭЛ энергетических ядерных реакторов (ЯР) проанализирована в монографии [1]. Другие аспекты указанной проблемати- ки, рассматриваемые в контексте перспективных подходов к обеспечению безопасности активной зоны (АкЗ) и других ответственных элементов первого контура ядерных энергетических установок (ЯЭУ), всесторонне рассмотрены в последующих монографиях [2 - 4] в рамках выполняемого в ИПБ АЭС НАН Украины цикла работ «Теплофизика безопасности АЭС». Показательно, что в числе рас- сматриваемых в широком контексте в монографиях [1 - 4] приоритетных направлений исследований и разработок в комплексной проблеме повышения надежности, безопасности, а также эффективного управления ресурсом основного оборудования ЯЭУ теплофизические аспекты качественного совер- шенствования диагностического обеспечения эксплуатации ядерных энергоблоков занимают особое место. Вместе с тем, в указанных работах отсутствует системный анализ актуальной проблематики и перспективных направлений управления ресурсом ядерных энергоблоков, основанных на новых ин- формационных технологиях. Так, наряду с актуальной проблематикой вопросов расчета и прогнози- рования режимов аномального и аварийного теплосъема в АкЗ водоохлаждаемых ядерных реакторов (ВОЯР), требуют своего отражения также и вопросы практически неконтролируемой в настоящее время колебательной динамики первого контура, а также комплекс вопросов методологии раннего автоматического распознавания потенциально опасных нештатных теплофизических режимов реак- торных установок (РУ) на основе методологии искусственного интеллекта (ИИ). В этой связи следует отметить, что именно выработка эффективных подходов к решению сформулированных выше про- блемных задач, которые оцениваются в настоящее время как одни из наиболее приоритетных в со- временной атомной энергетике (это отмечается, в частности, в ряде работ, таких, например, как не- давняя публикация [5]), имеет ключевое значение для успешной реализации комплексной проблемы повышения эксплуатационной безопасности, надежности, а также эффективного управления ресур- сом действующих и проектируемых АЭС. Как известно [5 и др.], традиционными направлениями управления ресурсом оборудования ядерных энергоблоков в процессе их эксплуатации были и остаются неразрушающий контроль структурных элементов ЯЭУ и определение фактического состояния металла этих элементов. Ука- занные направления достаточно подробно освещены в имеющейся литературе (см., например, моно- графию [6]) и (в силу этого обстоятельства) стали восприниматься многими специалистами отрасли в качестве фундаментальной и единственно возможной основы такой достаточно новой области зна- ний, какой являются составляющие ее фактическое ядро современные технологии управления ресур- сом оборудования ядерных энергоблоков. Вместе с тем в последние три десятилетия особую актуаль- © А. В. Носовский, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко, Л. Б. Зимин, Г. И. Шараевский, 2017 А. В. НОСОВСКИЙ, И. Г. ШАРАЕВСКИЙ, Н. М. ФИАЛКО И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2017 ВИП. 29 6 ность в данной области приобрели новые направления исследований и разработок, которые состав- ляют основу комплекса проблемных вопросов, тесно связанных с актуальными задачами научно- технического обеспечения комплекса технологий и мероприятий по продлению ресурса АЭС. В осо- бой мере изложенное следует отнести к современной теплофизической проблематике диагностиче- ского обеспечения эксплуатации АкЗ ВОЯР. Кроме того, известно [1 - 4], что разрушение оболочек ТВЭЛ при возникновении на их тепло- отдающей поверхности кризиса теплоотдачи при кипении теплоносителя создает реальную угрозу эксплуатационной безопасности реакторов ВВЭР, а также других типов водоохлаждаемых энергети- ческих РУ. В то же время, несмотря на потенциальную опасность появления этого аварийного по те- плосъему состояния АкЗ, аномальные и предаварийные теплофизические процессы в их тепловыде- ляющих сборках (ТВС), которые связаны, например, в реакторах ВВЭР с началом генерации паровой фазы на поверхности ТВЭЛ, современными техническими средствами мониторинга и диагностики РУ фактически не могут быть идентифицированы. В первую очередь это касается нештатных тепло- гидравлических процессов (ТГП), которые реализуются в АкЗ при последующем увеличении плотно- сти активных центров парообразования и развитии пузырькового кипения на этой поверхности теп- лосъема вплоть до наступления кризиса теплоотдачи. Определяющим в этой связи является тот факт, что существующими средствами технологического контроля АкЗ современных РУ указанные тепло- гидравлические режимы принципиально не могут быть обнаружены. Указанные функциональные ограничения присущи не только применяемым в настоящее время в практике эксплуатации водо- водяных ЯР, а также энергетических реакторов кипящего типа техническим средствам термометрии АкЗ, но также и функциональным возможностям современных компьютерных комплексов монито- ринга других технологических параметров РУ. Как известно [5 и др.], функционирование в структуре штатных технических средств АСУ ТП АЭС (СВРК, КИПиА, СПО и др.), наряду с температурными измерениями, обеспечивает контроль нейтронного потока, давления теплоносителя, а также ряда дру- гих определяющих процесс управления ЯЭУ важнейших оперативных данных. При этом реальное отсутствие в структуре современных АСУ ТП АЭС таких специализированных технических средств, которые были бы способны обеспечить эффективный контроль режимов генерации паровой фазы при кипении теплоносителя на поверхности ТВЭЛ (включая возможность раннего автоматического обна- ружения непосредственно предшествующих кризису теплоотдачи предаварийных теплофизических процессов в ТВС), существенно снижает уровень эксплуатационной надежности ядерных энергобло- ков современных АЭС с ВОЯР некипящего и кипящего типа. С этих позиций, рассматриваемых в контексте анализа путей решения фактически нерешен- ной до настоящего времени проблемы создания общей методологии оперативного контроля нерегла- ментных теплофизических процессов в АкЗ отечественных (ВВЭР, РБМК) и зарубежных (PWR, BWR) РУ, в последние годы было установлено, что стохастические флуктуационные составляющие сигналов датчиков ряда технологических параметров АкЗ ЯР, в первую очередь давления, нейтрон- ного потока, гидравлического сопротивления и др. (т.е. «реакторные шумы»), содержат значимую диагностическую информацию о характере процесса фазового перехода на теплоотдающей поверх- ности ТВЭЛ. Показательно, что в силу несоответствия применяемых в настоящее время методов де- терминированного контроля ТГП в АкЗ ЯР реальной вероятностной природе вышеуказанных «реак- торных шумов» ценная диагностическая информация, которая содержится во флуктуационных со- ставляющих сигналов датчиков давления, нейтронного потока, гидравлического сопротивления и др., в настоящее время реально утрачивается. При этом с учетом сформулированных выше проблемных задач управления ресурсом АкЗ реакторов основных энергетических типов необходимо особо отме- тить, что наиболее важной функцией диагностического обеспечения эксплуатации РУ, которая под- лежит приоритетной разработке при создании нового поколения технических средств оперативной диагностики ЯЭУ, являются процедуры раннего автоматического распознавания предаварийных и аномальных режимов теплосъема в ТВС водоохлаждаемых энергетических ЯР. Определяющим при этом является тот факт, что реализация указанного функционала принципиально должна быть обес- печена на основе информации, содержащейся в информационно значимых реакторных шумах. В этой связи следует также подчеркнуть, что автоматическое распознавание физически нечетких (в силу их вероятностной природы) предаварийных и аномальных теплофизических процессов, являющихся ди- агностическими объектами, должно быть обеспечено не только с высокой надежностью их правиль- ной идентификации, но и в реальном масштабе времени. При этом с учетом отмеченных выше прин- ципиальных особенностей подлежащей решению проблемной задачи оперативного контроля тепло- физических процессов в АкЗ ВОЯР, а также в контексте составляющих ядро этой проблемы опреде- АКТУАЛЬНЫЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ ________________________________________________________________________________________________________________________ ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2017 ВИП. 29 7 ляющих функциональных требований, которые предъявляются в настоящее время ко всем подлежа- щим разработке перспективным техническим средствам шумовой диагностики режимов эксплуата- ции ЯЭУ, должны быть особо отмечены следующие фундаментальные аспекты этой проблемы. Прежде всего, разработку комплекса математических моделей и методов для автоматического распознавания предаварийных и аномальных теплофизических процессов на теплоотдающей поверх- ности ТВЭЛ по шумам технологических параметров РУ, а также создание эффективных программно- технических средств для компьютерной реализации этих моделей и диагностических методов следует считать актуальной и подлежащей неотложному решению научной проблемой. Кроме того, необходимо подчеркнуть, что в последние годы при обеспечении фундаменталь- ных функций безопасности [7 - 9] операторы блочных щитов управления (БЩУ) ядерных энергобло- ков (в особенности большой мощности) столкнулись не только с существенным усложнением харак- тера эксплуатационных задач, но также с острым дефицитом времени для выработки диагностиче- ских и управляющих решений. Именно в этом технологическом контексте объективно возникла не- обходимость кардинального пересмотра существующих детерминированных подходов к разработке и созданию компьютерных комплексов диагностики основного оборудования ЯЭУ, которые должны быть предназначены для функционирования в структуре технических средств СПО АЭС. Как под- черкивается в этой связи в ряде работ, таких, например, как [10 - 14], которые одними из первых кон- кретизировали проблематику качественного совершенствования существующих специализированных вычислительных систем для информационной поддержки оперативного персонала ядерных энерго- блоков, указанные объективные факторы придали особую остроту актуальному требованию интел- лектуализации функций этих систем. Показательно, что решение этой задачи, как было впервые от- мечено в этих работах около 30 лет назад, должно быть обеспечено именно на основе разработки но- вого - интеллектуального - поколения технических средств, призванных обеспечить эффективную автоматическую диагностику основного оборудования АЭС. С позиций выработки концептуальных подходов к решению вышеуказанной проблемы каче- ственного совершенствования диагностического обеспечения эксплуатации ядерных энергоблоков в качестве определяющих должны быть конкретизированы следующие принципиальные условия ре- шения связанных с этой проблемой актуальных задач оперативной диагностики. Во-первых, перспек- тивные интеллектуальные диагностические средства должны обеспечить раннее автоматическое об- наружение, а также надежное распознавание аномальных и предаварийных режимов эксплуатации в наиболее ответственных с точки зрения безопасности АЭС элементах и системах ядерного энерго- блока. При этом автоматическая диагностика указанных элементов и систем АЭС должна быть обес- печена в условиях возникновения именно начальных фаз появления нештатных эксплуатационных состояний в диагностируемых элементах основного оборудования ЯЭУ. Во-вторых, интеллектуаль- ные системы диагностики нового поколения должны реализовывать автоматическое формирование диагностических решений в сложных для оперативного персонала ядерного энергоблока условиях информационной неопределенности. При этом основная сложность состоит в том, что такая неопре- деленность может быть обусловлена не только стохастической природой диагностируемых нейтрон- но-физических, теплогидравлических, вибрационных и других процессов, но также и вероятностным характером взаимосвязи между этими процессами и возможными эксплуатационными нарушениями в оборудовании. В этих условиях получение априорной статистической информации о ряде аварий- ных технологических процессов (в особенности, теплогидравлических), возникновение которых воз- можно в критических для надежности элементах и системах АкЗ энергетических ЯР, может быть ог- раничено. Определяющим в свете вышеуказанных фундаментальных проблем обеспечения эксплуата- ционной безопасности АЭС является тот факт, что их эффективная реализация должна быть обеспе- чена именно на основе создания перспективных интеллектуальных диагностических систем, которые в настоящее время рассматриваются специалистами [8, 12 - 14] в качестве важнейшего - системооб- разующего - элемента перспективных компьютерных комплексов СПО АЭС нового поколения. Та- ким образом, требование их создания фактически обусловлено очевидной необходимостью качест- венного совершенствования информационной поддержки оперативного персонала ядерных энерго- блоков. Очевидно, что создание этих программно-технических средств оперативной диагностики но- вого поколения не может быть реализовано в рамках используемых в настоящее время детерминиро- ванных подходов к разработке систем контроля технологических процессов в атомной энергетике [7, А. В. НОСОВСКИЙ, И. Г. ШАРАЕВСКИЙ, Н. М. ФИАЛКО И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2017 ВИП. 29 8 15, 16, 18]. При этом [10 – 14, 17, 19] разработка подобных систем может быть реализована исключи- тельно на основе использования методологических подходов современной теории ИИ. Таким образом, перспективные концепции качественного совершенствования информацион- ной поддержки оперативного персонала ЯЭУ должны учитывать необходимость автоматизации про- цедур формирования диагностических решений о техническом состоянии критически важного обо- рудования ядерного энергоблока. Именно об этом свидетельствуют результаты системного анализа наиболее важных функциональных требований, предъявляемых к алгоритмам функционирования технических средств нового поколения диагностических систем оборудования АЭС, которые изло- жены в работах [8, 12 - 14]. Указанные результаты позволяют конкретизировать следующие функ- циональные особенности подлежащих разработке перспективных диагностических средств: автоматическое распознавание начальных фаз возникновения аномальных и предаварийных эксплуатационных режимов в основном оборудовании ЯЭУ, включая АкЗ энергетических ЯР, а так- же в других критически важных с точки зрения обеспечения безопасности АЭС элементах и системах ядерного энергоблока; надежная идентификация в реальном масштабе времени (on-line) аномальных и предаварий- ных режимов эксплуатации основного оборудования ЯЭУ, включая РУ, в условиях, когда штатными системами КИПиА ядерного энергоблока эти потенциально опасные эксплуатационные состояния еще не могут быть обнаружены. При этом объективной оценке подлежат следующие факторы и условия создания таких пер- спективных диагностических средств: 1. Как известно [20 - 22], стохастический характер сигналов датчиков технологических пара- метров ЯР, которые поступают на входы СВРК, а также других подсистем АСУ ТП АЭС, включая технические средства мониторинга и диагностики оборудования ЯЭУ, обусловлен вероятностной природой нейтронных и теплогидравлических процессов в элементах и системах РУ. При этом слу- чайная структура указанных технологических параметров - нейтронного потока, давления, темпера- туры и др. - физически проявляется в наличии шумовых флуктуационных составляющих этих сигна- лов на выходе измерительных каналов для их контроля. 2. Практически все существующие вычислительные системы в структуре применяемых в на- стоящее время технических средств АСУ ТП АЭС, включая компьютерные комплексы СВРК и СПО, в реализуемых ими современных процедурах оценки характера текущих значений важнейших техно- логических параметров используют исключительно детерминированные принципы, основанные на логике бинарного типа и булевой алгебре [15, 16, 18]. Показательно, что указанные процедуры кон- троля призваны не допустить выхода интегрального уровня каждого из технологических параметров за предельные пороговые значения, устанавливаемые на основании требований регламента эксплуа- тации и опыта технического обслуживания ЯЭУ данного типа. 3. Флуктуационные составляющие сигналов датчиков нейтронного потока, давления, темпе- ратуры теплоносителя в АкЗ энергетических ЯР, а также в других элементах и системах основного оборудования ядерных энергоблоков, в соответствии с действующими детерминированными алго- ритмами контроля уровней сигналов датчиков КИПиА, в соответствии с существующими подходами к обработке сигналов датчиков технологических параметров ЯЭУ подвергаются (как это подчеркива- ется, например, в работах [15, 16]) частотной фильтрации, амплитудной дискриминации, усреднению и некоторым другим операциям, в результате которых вероятностная структура этих стохастических сигналов фактически утрачивается. При этом, как отмечено выше, безвозвратно теряется также и ценная диагностическая информация, изначально содержавшаяся в вышеуказанных «реакторных шумах» (т. е. во флуктуационных составляющих таких важнейших сигналов технологических пара- метров ЯЭУ, как нейтронный поток, давление, температура и др.) [20, 21, 23, 24]. 4. Ресурсы существующих вычислительных систем, которые функционируют в структуре СПО АЭС и реализуют вышеуказанные детерминированные функции оценки текущих значений тех- нологических параметров ЯЭУ, в настоящее время используются только для накопления данных кон- троля технологических параметров, а также последующего их представления оперативному персона- лу для эвристической оценки и анализа. Характерно, что фундаментальные диагностические решения об эксплуатационных режимах, а следовательно, и реальном техническом состоянии оборудования, включая АкЗ ЯР, формируются операторами БЩУ именно эвристически (т. е. с учетом накопленных знаний, их эксплуатационного опыта, а также существующих требований регламента эксплуатации и нормативных документов). Очевидно, что для подобной «ручной» выработки этих решений исполь- АКТУАЛЬНЫЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ ________________________________________________________________________________________________________________________ ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2017 ВИП. 29 9 зуются соответствующие человеко-машинные интерфейсы, которые в целом являются несомненно эргономически оправданными и целесообразными при представлении массивов текущих значений технологических параметров ядерного энергоблока, однако в информационном плане существенно перегружают персонал ЯЭУ. 5. Сложность конструкции отечественных и зарубежных ЯЭУ, оснащенных реакторами ос- новных энергетических типов обусловливает необходимость контролировать примерно около 20000 значений текущих технологических параметров, формируемых первичными преобразователями, а также выполнять значительное количество ядерно-физических, теплогидравлических и других расче- тов. Так, например, опыт первых месяцев эксплуатации в штатном режиме пилотного образца реак- тора ВВЭР-1000 (в свое время являвшегося одним из наиболее совершенных) убедительно показал, что даже для квалифицированного и хорошо подготовленного оперативного персонала выполнение всех действий, предусмотренных регламентом эксплуатации, действительно находится на пределе физиологических возможностей человека. Показательно, что высокий, близкий к предельно допусти- мому, уровень информационной нагрузки операторов БЩУ имеет место и сегодня, несмотря на су- щественно улучшенные эргономические характеристики человеко-машинных интерфейсов (включая технические средства SPDS), которые в последние годы стали широко применяться в компьютерном оснащении БЩУ современных АЭС [8, 9, 11, 25, 26]. Показательно, что анализ причин серьезных ядерных аварий, имевших место в атомной энергетике за последние годы [8, 27], включая Черно- быльскую катастрофу и тяжелые повреждения ЯЭУ на АЭС Фукусима, свидетельствует о критиче- ской важности именно человеческого фактора в проблеме обеспечения безопасности АЭС. Исследо- вания надежности человека-оператора БЩУ [8, 28, 29], рассматриваемого как лицо, непосредственно принимающее диагностические и управляющие решения, показали, что он является наименее надеж- ным звеном в любой современной АСУ ТП АЭС эргатического (человеко-машинного) типа. Эти дан- ные неопровержимо свидетельствуют о недостаточной надежности и устойчивости именно этого ключевого звена обеспечения безопасности и ресурса ЯЭУ. 6. Как известно [30, 31], возможности человеческого организма по восприятию и обработке поступающей извне информации весьма ограничены и определяются в первую очередь такими фи- зиологическими характеристиками, как скорость реакции, степень концентрации внимания, память и др. Так, например, можно считать окончательно установленным [8, 11], что максимальная способ- ность к оценке оперативных данных у человека-оператора, рассматриваемого как информационный канал, в условиях штатной эксплуатации не превышает 44 бит/с, т.е. является недостаточно высокой даже при отсутствии у него психологического стресса. В стрессовых состояниях, сопровождающих все нештатные ситуации управления ядерным энергоблоком, скорость восприятия данных челове- ком-оператором существенно снижается, достигая недопустимых значений, обычно не превышаю- щих 0,5 бит/с при одновременном сокращении поля информационного обзора, которое включает приборные панели и видеотерминалы БЩУ. Естественно, что в силу этого обстоятельства психофи- зиологические параметры и информационные характеристики человека-оператора не могут быть признаны удовлетворительными не только с точки зрения высокой вероятности пропуска (особенно в нештатных ситуациях) оперативных данных, критически важных для безопасности АЭС, но и с пози- ций обеспечения своевременной и адекватной реакции на динамично изменяющуюся в условиях раз- вивающейся аварии на АЭС обстановку. 7. С учетом недостаточной надежности и устойчивости человека-оператора, непосредственно участвующего в функционировании вышерассмотренных эргатических человеко-машинных компью- терных комплексов, требование автоматизации процедур формирования диагностических решений, подлежащих реализации техническими средствами СПО АЭС нового поколения, признано специали- стами по безопасности и ресурсу АЭС одним из наиболее приоритетных. Таким образом, функцио- нальное ядро указанных диагностических процедур должны составить именно алгоритмы автомати- ческого распознавания наиболее ранних, т. е. начальных фаз возникновения аномальных и аварийных эксплуатационных режимов в критических элементах конструкции ЯЭУ. Как следует из вышеизло- женного, существующие детерминированные алгоритмы контроля технологических параметров ядерного энергоблока принципиально не способны обеспечить надежную идентификацию нештат- ных режимов эксплуатации АкЗ ЯР, а также других элементов и систем основного оборудования АЭС. Очевидно, что они не позволяют учесть и практически использовать ценную диагностическую информацию, которая содержится в стохастических флуктуационных составляющих сигналов датчи- ков технологических параметров ЯЭУ. А. В. НОСОВСКИЙ, И. Г. ШАРАЕВСКИЙ, Н. М. ФИАЛКО И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2017 ВИП. 29 10 Показательно, что необходимость эффективного решения вышеуказанных диагностических задач на принципиально новой, существенно более совершенной, чем существующие детерминиро- ванные подходы, методологической основе убедительно аргументируется также в работах [12 – 14, 23 – 25, 28, 29]. При этом с учетом специфики задач диагностики АкЗ РУ и ряда других элементов и систем ядерного энергоблока можно с уверенностью констатировать, что при решении комплекса сформулированных проблемных вопросов, которые связаны с обеспечением информационной безо- пасности процесса эксплуатации АЭС, приоритет концептуальных подходов теории распознавания образов [32], рассматриваемых в контексте общей методологии ИИ [17, 19], альтернативы не имеет. Представленный выше системный анализ основной проблематики создания интеллекту- альных систем оперативной диагностики нового поколения, рассмотренный в контексте фундамен- тальной проблемы управления ресурсом современных АЭС позволяет констатировать следующее: а) в настоящее время в атомной энергетике ведущих стран мира практически отсутствуют специализированные диагностические системы, а также другие программно-технические средства, функционирующие в структуре СВРК, КИПиА, СПО, АСУ ТП АЭС, которые способны обеспечить надежное автоматическое распознавание предаварийных и аномальных режимов теплосъема с тепло- отдающей поверхности ТВЭЛ на основании информации, содержащейся в шумах технологических параметров в АкЗ ВОЯР; б) существующие технические средства контроля технологических параметров АкЗ и режи- мов эксплуатации ВОЯР, включая компьютерные комплексы СВРК, а также системы мониторинга основного оборудования ЯЭУ (такие, например, как SPDS, ALLY, pwVDN (США); KUS'95, РСSUS (ФРГ), DMS, РODIA (Япония), СКУД (Россия) и др.), не обеспечивают возможности автоматического распознавания предаварийных условий перехода штатного режима теплосъема к одному из наиболее опасных видов аварийных процессов - кризису теплоотдачи при кипении теплоносителя на теплоот- дающей поверхности ТВЭЛ [12 – 16, 23, 24, 26]; в) использование существующих технических средств контроля, мониторинга и диагностики АкЗ ВОЯР не обеспечивает обнаружения и надежной идентификации аномальных теплофизических процессов в ТВС указанных реакторов, а именно начала кипения на теплоотдающей поверхности ТВЭЛ (проблемы обнаружения этого теплогидравлического режима на поверхности ТВЭЛ рассмот- рены, например, в работе [33]) и высокочастотной колебательной неустойчивости теплоносителя (ха- рактерные физические особенности основных видов неустойчивости двухфазного потока в ПК сис- тематизированы, в частности в монографиях [4, 28]); г) до настоящего времени фактически не разработаны фундаментальные подходы, а также не- обходимые методологические основы создания нового, а именно - интеллектуального - поколения специализированных диагностических систем, которые способны надежно обеспечить автоматиче- ское распознавание предаварийных и аномальных ТГП в АкЗ ВОЯР. Таким образом, разработка методологии создания интеллектуальных диагностических систем, которые предназначены для раннего автоматического обнаружения и надежного распознавания пре- даварийных и аномальных ТГП на основе идентификации шумов технологических параметров АкЗ ВОЯР, является перспективной, однако фактически нерешенной до настоящего времени актуальной научной проблемой, которая в контексте реализации комплексной проблемы управления ресурсом оборудования ядерных энергоблоков АЭС является очевидным приоритетом. Другие практические аспекты проблематики управления ресурсом ЯЭУ рассматриваются в последующих статьях авторов. СПИСОК ИПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ 1. Теплофизика безопасности атомных электростанций / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко и др. – Чернобыль : Ин-т проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2010. – 484 с. – ISBN 978-966-02- 5763-4 (серия), ISBN 978-966- 02-5814-3. 2. Теплофизика аварий ядерных реакторов / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко и др. - Чер- нобыль : Ин-т проблем безопасности АЭС НАН Украины НАН Украины, 2012. – 528 с. – ISBN 978-966- 02-5763-4 (серия), ISBN 978-966- 02-6194-5. 3. Теплофизика повреждений реакторных установок / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко и др. - Чернобыль : Ин-т проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2013. – 528 с. – ISBN 978-966-02-5763- 4 (серия), ISBN 978-966- 02-6815-9. 4. Теплофизика надежности активных зон / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко и др. - Чер- нобыль : Ин-т проблем безопасности АЭС НАН Украины НАН Украины, 2015. – 772 с. – ISBN 978-966- 02-5763-4 (серия), ISBN 978-966- 02-7339-9 (кн. 4). АКТУАЛЬНЫЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ ________________________________________________________________________________________________________________________ ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2017 ВИП. 29 11 5. Рясный С. И. Управление ресурсом оборудования при инженерной поддержке эксплуатации АЭС / С. И. Рясный // Теплоэнергетика. – 2015. - № 5. – С. 39 – 43. 6. Коллакот Р. А. Диагностика повреждений : пер. с англ. / Р. Коллакот; под ред. П. Г. Бабаевского. - М. : Мир, 1989. - 516 с. 7. Самойлов О. Б. Безопасность ядерных энергетических установок / О. Б. Самойлов, Г. Б. Усынин, А. М. Бахметьев. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 279 с. 8. Malone T. B. Human factors Evaluation of Control Room Design and Operation Performance at Three Mile Isl- and 2 / T. B. Malone et al. – Alexandria. Virg.: Essex Corp., US NRC, NUREG/CR-1270, 1980. – Р. 432 - 441. 9. Сааков Э. С.Подготовка экспуатационного персонала для АЭС / Э. С. Сааков, А. В. Ревин, В. А. Ефрюш- кин. – М. : Энергоатомиздат, 1987. – 96 с. 10. Острейковский В. А. Физико-статистические модели надежности элементов ЯЭУ / В. А. Острейковский. - М. : Энергоатомиздат, 1986. - 312 с. – ISBN 11. Gain D. G. Review of Trends in Computer side System for Operator Support / D. G. Gain // Nuclear Safety. – 1986. – Vol. 27, No. 4. – Р. 161 - 169. 12. Калинушкин А. Е. Создание экспертных систем для ядерной энергетики / А. Е. Калинушкин, В. И. Митин, Ю. М. Семченков // Атомная техника за рубежом. – 1990. - Т. 7. – С. 3 - 12. 13. Куприянова И. А. Автоматизированные средства информационной поддержки оператора при управлении АЭС. Аналит. обзор / И. А. Куприянова. – Обнинск : ФЭИ, 1987. – 47 с. 14. Комаревский И. В. Экспертные системы для поддержки оператора в управлении ЯЭУ / И. В. Комаревский // Атомная техника за рубежом. – 1988. - № 7. – С. 3 - 9. 15. Королев В. В. Системы управления и защиты АЭС / В. В. Королев. – М. : Энергоатомиздат, 1986. – 128 с. 16. Емельянов И. Я. Управление и безопасность энергетических ядерных реакторов / И. Я. Емельянов, П. А. Гаврилов, Б. И. Селивестров. – М. : Атомиздат, 1975. 17. Luger G. Artificial intelligence / G. Luger. – Addison Wesley, UK. – 2002. – 864 p. 18. Ершов Ю. Л. Математическая логика / Ю. Л. Ершов, Е. А. Палютин. – М. : Наука, 1987. – 336 с. 19. Уинстон П. Искусственный интеллект: пер. с англ. / П. Уинстон. – М. : Мир, 1980. – 519 с. 20. Некоторые современные методы обработки сигналов при диагностике ЯЭУ / А. И. Могильнер, В. М. Се- ливанов, В. Г. Гришин и др. // Тр. сем. ТФ-78 «Теплофизические исследования для обеспечения надежно- сти и безопасности ядерных реакторов водо-водяного типа». – Будапешт, 1978. - Т. 2. - С. 853 - 862. 21. Уриг Р. Статистические методы в физике ядерных реакторов : пер. с англ. / Р. Уриг. - М. : Атомиздат, 1974. - 400 с. 22. Yokobayashi M. Development of reactor accident diagnostic system DISKET using knowledge engineering tech- nique / M. Yokobayashi, K. Yochida, A. Konsaka // Int. Nucl. Science and Technology. – 1986. – Vol. 23, No. 4. – Р. 300 - 314. 23. Скартон Х. А. Обзор акустических методов обнаружения кипения в ядерных реакторах / Х. А. Скартон, Д. Ф. Макдональд, У. М. Кэрри // Аэрогидромеханический шум в технике : пер. с англ. ; под ред. Р. Хик- линга. – М. : Мир, 1980. - С. 166 - 198. 24. Мельников В. И. Акустические методы диагностики двухфазных потоков в ЯЭУ / В. И. Мельников, Г. Б. Усынин. – М. : Энергоатомиздат, 1987. – 160 с. 25. Анохин А. Н. Системы поддержки оператора АЭС / А. Н. Анохин, В. А. Острейковский, Н. Л. Сальников. – Обнинск : Институт атомной энергетики, 1988. - 92 с. 26. Борисенко В. И. Внедрение СППБ на АЭС Украины с ВВЭР-1000 / В. И. Борисенко, С. П. Сиренко, С. А. Колесов // Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики. 2-я междунар. конф. - М. : ВНИИАЭС, 22 - 23 марта 2001 г. – Ч. 1. - С. 120 - 127. 27. Игнатенко Е. И. Чернобыльская авария и ликвидация ее последствий / Е. И. Игнатенко // Электрические станции. – 1990. - № 9. – С. 24 - 28. 28. Справочник по атомной энерготехнологии : пер. с англ. ; под ред. В. А. Легасова. - М.: Мир, 1989. - 751 с. 29. Tomizawa T. Enhanced Operational Safety of LWR by Advanced Computer Technology and Human Engineering / T. Tomizawa // Int. symp. Operational safety on Nuclear Power Plant. Marsilles, France, 2 - 6 May 1983. IAEA- SM-268/17. - 34 p. 30. Шеперд Г. Нейробиология, т. 2 / Г. Шеперд ; пер. с англ. – М. : Мир, 1987. – 368 с. 31. Хюйбел Д. Глаз, мозг, зрение / Д. Хюйбел ; пер. с англ. – М. : Мир, 1990. – 239 с. 32. Шараевский И. Г. Возможности совершенствования компьютерных систем контроля АЭС на основе ме- тодов искусственного интеллекта / И. Г. Шараевский, Е. Н. Письменный, Е. Д. Домашев // Пром. тепло- техника. – 2000. – Т. 22. – № 1. - С. 70 - 77. 33. Эволюция подходов к определению начала кипения теплоносителя на теплоотдающей поверхности ТВЭЛ / Н. М. Фиалко, И. Г. Шараевский, Л. Б. Зимин, Н. О. Меранова // Проблеми безпеки атомних електроста- нцій і Чорнобиля. – 2007. – Вип. 8. – С. 44 - 50. А. В. НОСОВСКИЙ, И. Г. ШАРАЕВСКИЙ, Н. М. ФИАЛКО И ДР. ________________________________________________________________________________________________________________________ ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2017 ВИП. 29 12 А. В. Носовський, І. Г. Шараєвський, Н. М. Фіалко, Л. Б. Зімін, Г. І. Шараєвський Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, вул. Лисогірська, 12, Київ, 03028, Україна АКТУАЛЬНІ ТЕПЛОФІЗИЧНІ ПРОБЛЕМИ КЕРУВАННЯ РЕСУРСОМ ЯДЕРНИХ ЕНЕРГОБЛОКІВ АЕС Наведено результати комплексного аналізу невирішених теплофізичних проблем керування ресурсом ядерних енергоблоків АЕС із водо-водяними реакторами типу ВВЕР. Визначено актуальні напрямки якісного удосконалення систем діагностики та прогнозу реального технічного стану елементів і систем ядерних реакто- рів з метою забезпечення можливості подовження їхнього ресурсу. Розглянуто комплекс визначальних фізич- них, технічних та діагностичних факторів, що підлягають урахуванню під час розробки нового покоління діаг- ностичних систем для раннього автоматичного виявлення початкових фаз потенційно небезпечних відхилень параметрів теплогідравлічних режимів активних зон від регламентованих значень. Ключові слова: керування ресурсом, ядерний енергоблок, теплогідравлічний режим, шуми технологіч- них параметрів, розпізнавання аномалій. A. V. Nosovsky, I. G. Sharaevsky, N. М. Fialko, L. B. Zimin, G. I. Sharaevsky Institute for Safety Problems of Nuclear Power Plants, NAS of Ukraine, Lysogirska str., 12, Kyiv, 03028, Ukraine CURRENT PROBLEMS THERMOPHYSICAL OF THE NUCLEAR POWER UNITS RESOURCE MANAGEMENT The results of a comprehensive analysis of unresolved thermal problems of resource management nuclear NPP with water-cooled VVER reactors. Identified current trends in the qualitative improvement of diagnostics and forecasting technical condition of the real elements and nuclear reactor systems in order to ensure the possibility of extending their life. Thermophysical aspects of physical processes that are capable of initiating potentially damaging defects to their elements and systems during the operation of the main energy types reactor installations are considered. Particular attention is paid to the causes of the emergence and development of latent damage in critical elements of the primary circuit critical to the safety of nuclear power plants. The features and the calculation methodology of the corresponding thermohydrodynamic and vibrational processes are analyzed, as well as the principal aspects of the main approaches to early automatic detection of the conditions of nucleation and subsequent development of anomalous and pre-emergency operational states in the elements and systems of active zones and heat exchange equipment of the first circuit of reactor plants. The complex of determining the physical, technical and diagnostic factors to be considered when developing a new generation of diagnostic systems for early automatic detection of the initial phases of potentially dangerous deviations of active zones heat-hydraulic modes parameters from regulated values. Keywords: resource management, nuclear power, heat-hydraulic mode, noise processing parameters, detection of anomalies. REFERENCES 1. Тhermophysics of nuclear power plants safety: monography / А. А. Kliuchnykov, I. G. Sharaevsky, N. M. Fialko et al. - Chernobyl: In-t problem bezopasnosti NPP NAS of Ukraine, 2010. - 484 p. – ISBN 978-966-02-5763-4 (book series), ISBN 978-966- 02-5814-3. (Rus) 2. Тhermophysics of nuclear reactor damages: monography / А. А. Kliuchnykov, I. G. Sharaevsky, N. M. Fialko et al. - Chernobyl: In-t problem bezopasnosti NPP NAS of Ukraine, 2012. - 528 p. – ISBN 978-966-02-5763-4 (book series), ISBN 978-966- 02-6194-5. (Rus) 3. Тhermophysics of nuclear power units impairments / А. А. Kliuchnykov, I. G. Sharaevsky, N. M. Fialko et al. - Chernobyl: In-t problem bezopasnosti NPP NAS of Ukraine, 2013. – 528 p. – ISBN 978-966-02-5763-4 (book series), ISBN 978-966- 02-6815-9. (Rus) 4. Тhermophysics of active zones reliability / А. А. Kliuchnykov, I. G. Sharaevsky, N. M. Fialko et al. - Chernobyl: In-t problem bezopasnosti NPP NAS of Ukraine, 2015. – 772 p. – ISBN 978-966-02-5763-4 (book series), ISBN 978-966- 02-7339-9. (Rus) 5. Ryasny S. I. Hardware resource management with engineering support NPP / S. I. Ryasny // Теplоenergetika. – 2015. - № 5. – P. 39 – 43. (Rus) 6. Collakot R. А. Diagnosis of damage : transl. from eng. / R. Collakot; Under ed. P. G. Babaevsky. - Мoskwa : Мir, 1989. - 516 p. (Rus) 7. Samoilov О. B. The safety of nuclear power plants / О. B. Samoilov, G. B. Usynin, А. М Bakhmet’ev. – Мoskwa : Energoatomizdat, 1989. - 279 p. (Rus) 8. Malone T. B. Human factors Evaluation of Control Room Design and Operation Performance at Three Mile Island 2 / T. B. Malone et al. – Alexandria. Virg. : Essex Corp., US NRC, NUREG/CR-1270, 1980. – Р. 432 - 441. 9. Saakov E. S. Preparation of personnel for nuclear power plants exploitation / E. S. Saakov, А. V. Rеvin, V. А. Еfriushkin. – Мoskwa : Energoatomizdat, 1987. – 96 p. (Rus) АКТУАЛЬНЫЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ ________________________________________________________________________________________________________________________ ISSN 1813-3584 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ 2017 ВИП. 29 13 10. Оstrejkovsky V. А. Physical and statistical models of reliability of nuclear power elements / V. А. Оstrejkovsky. - Мoskwa : Energoatomizdat, 1986. - 312 p. (Rus) 11. Gain D. G. Review of Trends in Computer side System for Operator Support / D. G. Gain // Nuclear Safety. – 1986. – Vol. 27, No. 4. – Р. 161 - 169. 12. Каlinushkin А. Е. Creating expert systems for nuclear power / А. Е. Каlinushkin, V. I. Мitin, Yu. М. Sеmchenkov // Аtomnaya теchnika za rubezhom. – 1990. - Vol. 7. – P. 3 - 12. (Rus) 13. Кupriyanova I. А. Automated tools of information support of the operator in the management of nuclear power plants. Аnalyt. Rew / I. А. Кupriyanova. – Оbninsk : FEI, 1987. – 47 p. (Rus) 14. Коmahevsky I. V. Expert systems to support the operator in the management of nuclear power / I. V. Коmahevsky // Аtomnaya теchnika za rubezhom. – 1988. - № 7. – С. 3 - 9. (Rus) 15. Коrolev V. V. Control and protection systems of nuclear power plants / V. V. Коrolev. – Мoskwa : Energoatomiz- dat, 1986. – 128 p. (Rus) 16. Еmel’ianov I. Ya. Management and security of nuclear power reactors / I. Ya. Еmel’ianov, P. А. Gavrilov, B. I. Seliverstov. – Мoskwa : Аtomizdat, 1975. (Rus) 17. Luger G. Artificial intelligence / G. Luger. – Addison Wesley, UK. – 2002. – 864 p. 18. Еrshov Yu. L. Mathematical logic / Yu. L. Еrshov, Е. А. Paliutin. – Мoskwa : Nauka, 1987. – 336 p. (Rus) 19. Uinston P. Artificial Intelligence. Transl. from eng / P. Uinston. – Мoskwa : Мir, 1980. – 519 p. (Rus) 20. Some modern signal processing techniques in the diagnosis of nuclear power / А. I. Моgil’ner, V. М. Selivanov, V. G. Grishin et al. // Proc. sem. ТF-78 «Thermophysical studies to ensure the reliability and safety of nuclear power units of water-water type». – Budapesht, 1978. - Vol. 2. - P. 853 - 862. (Rus) 21. Urig R. Statistical methods in physics of nuclear reactors. Transl. from eng. / R. Urig. – Мoskwa : Аtomizdat, 1974. - 400 p. (Rus) 22. Yokobayashi M. Development of reactor accident diagnostic system DISKET using knowledge engineering tech- nique / M. Yokobayashi, K. Yochida, A. Konsaka // Int. Nucl. Science and Technology. – 1986. – Vol. 23, No. 4 – Р. 300 - 314. 23. Skarton Kh. А. Overview of acoustic methods for detecting boiling in nuclear reactors / Kh. А. Skarton, D. F. Маkdonald, U. М. Carry // Aerodynamic noise in technology. Transl. from eng. ; under еd. R. Khickling. – Мoskwa : Мir, 1980. - P. 166 - 198. (Rus) 24. Меl’nikov V. I. Acoustic methods of diagnostics of two-phase flow in nuclear power / V. I. Меl’nikov, G. B. Usy- nin. – Мoskwa : Energoatomizdat, 1987. – 160 p. (Rus) 25. Аnokhin А. N. NPP Operator Support System / А. N. Аnokhin, V. А. Оstreikovsky, N. L. Sal’nikov. - Оbninsk: Institut аtоmnoj energetiky, 1988. - 92 p. (Rus) 26. Borysenko V. I. Implementation of the PRSP at the Ukrainian nuclear power plants with VVER-1000 / V. I. Bory- senko, S. P. Sirenko, S. А. Коlesov // Safety, efficiency and economics of nuclear energy. Second International Conference. – Мoskwa : VNIIAES, 22 - 23 Mаrch 2001. - Part 1. - P. 120 - 127. (Rus) 27. Ignatenko Е. I. The Chernobyl accident and elimination of its consequences / Е. I. Ignatenko // Elektricheskie stancii. – 1990. - № 9. – P. 24 - 28. (Rus) 28. Handbook of nuclear energy technology: transl. from eng. ; under ed. V. А. Legasov. – Мoskwa : Мir, 1989. - 751 p. (Rus) 29. Tomizawa T. Enhanced Operational Safety of LWR by Advanced Computer Technology and Human Engineering / T. Tomizawa // Int. symp. Operational safety on Nuclear Power Plant. Marsilles, France, 2 - 6 May 1983. IAEA- SM-268/17. - 34 p. 30. Sheperd G. Neurobiology. Vol. 2. / G. Sheperd ; transl. from eng. – Мoskwa : Мir, 1987. – 368 p. (Rus) 31. Khyujbel D. Eye, brain, eyes / D. Khyujbel ; transl. from eng. – Мoskwa : Мir, 1990. – 239 p. (Rus) 32. Sharaevsky I. G. The possibilities of improving nuclear power plant computer control systems based on artificial intelligence techniques / I. G. Sharaevsky, Е. N. Pis’menny, Е. D. Domashev // Promyshlennaya teplotechnika. – 2000. – Vol. 22. – № 1. - P. 70 - 77. (Rus) 33. Evolution of approaches to determining the initial boiling point of the coolant in the heat-transfer surface HEEL / N. М. Fialko, I. G. Sharaevsky, L. B. Zimin, N. О. Меranovа // Problemy bezpeky atomnykh electrostantsiy i Chornobylya (Problems of Nuclear Power Plants' Safety and of Chornobyl). – 2007. – Iss. 8. – P. 44 - 50. (Rus) Надійшла 19.06.2017 Received 19.06.2017

Актуальные теплофизические проблемы управления ресурсом ядерных энергоблоков АЭС

Institution

Ähnliche Einträge