Моделирование и обнаружение неисправностей основных технологических процессов ядерных энергетических реакторов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.18, кандидат технических наук Ильюков, Владимир Дмитриевич

• Ильюков, Владимир Дмитриевич
• кандидат технических наук
• 2000

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Моделирование и обнаружение неисправностей основных технологических процессов ядерных энергетических реакторов»

Современные атомные электрические станции (АЭС) представляют собой сверхсложные промышленные комплексы, которым свойственна высокая степень потенциальной опасности не только для работоспособности и целостности технологического оборудования энергоблоков, но и для психофизиологического состояния операторов, состояния окружающей среды и экономикины и мира в целом. Тем не менее, сегодня отсутствует реальная альтернатива ядерной энергетики. Поэтому сохраняется устойчивой рост ввода мощностей и выработки электроэнергии на АЭС не только внах Северной Америки, Западной Европы, Японии, но и в некоторых развивающихсянах. В России после завершения в 1994 году спада выработки электроэнергии на АЭС снова начался ее устойчивый рост [1]. Так в 1996-1997 годах энерговыработка АЭС России стабилизировалась на уровне более 108 млрд. кВт-ч. В 1998 году наблюдалось некоторое уменьшение энерговыработки до 103,5 млрд. кВт-ч. Однако уже 1999 году выработка электроэнергии на АЭС достигла 120 млрд. кВт-ч.

Для России необходимость развития ядерной энергетики предопределена ее стратегическими (геополитическими), экономическими и экологическими преимуществами над другими источниками энергии. Учитывая их, в 1998 году на правительственном уровне принята "Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 гг. и перспектива до 2010 года". Основная задача Программы - дальнейшее повышение надежности и безопасности функционирования действующих АЭС, продление сроков их эксплуатации. Основная цель развития АЭС в энергетическом строительстве - увеличение доли АЭС в общем энергопроизводстве России до 20%.

До 1979 г. развитие ядерной энергетики в значительной степени определялось оптимистическими оценками и прогнозами ее роли и безопасности в экономике государства. С 1979 года начался первый этап кардинального осмысления сущности ядерной энергетики. Второй этап берет свое начало с 1986 г. Для этого этапа характерно дальнейшее ужесточение и расширение спектра требований к безопасной эксплуатации АЭС. В свою очередь эти требования в 5 значительной степени опираются на современные достижения науки и техники, и они предопределили три основных направления работ, связанных с повышением эксплуатационной безопасности.

1) Повышение качества технологического оборудования энергоблоков и совершенствование технологии производства электроэнергии.

2) Повышение качества профессиональной подготовки оперативного персонала АЭС.

3) Создание и внедрение на АЭС высокоэффективных и надежных систем контроля и управления технологическими процессами.

Для современных систем контроля и управления характерны следующие особенности.

1) Существенно возросшее количество датчиков внутриреакторного и внереакторного контроля с одновременным увеличением их точности.

2) Усовершенствованные методы оперативного физрасчета активной зоны.

3) Интегрированная обработка результатов расчета математических моделей компонент реактора и показаний датчиков.

4) Усовершенствованные технологии предоставления оператору диагностической информации.

5) Внедрение элементов искусственного интеллекта.

Современные подходы к решению проблемы управления АЭС базируются на мощных, обладающих высокой степенью интеллектуализации, информационных системах поддержки операторов энергоблока по ведению технологического процесса. Важнейшей функцией систем контроля и управления технологическими процессами является функция диагностирования состояния технологического процесса и оборудования энергоблока. Реализация этой функции осуществляется методами режимной (допусковой), параметрической или структурной диагностики. У каждого из этих методов есть свои достоинства и ограничения, каждый из них ориентирован на решение определенного круга диагностических задач.

Методы режимной диагностики ядерных энергоблоков интенсивно и с большим успехом развивается по различным направлениям. Сегодня они 6 являются эффективным средством обеспечения эксплуатационной безопасности АЭС. В диссертационной работе рассматривается одна из задач диагностики активной зоны. Однако, при всех достоинствах режимной диагностики, она обладает ограниченными возможностями решения задачи раннего обнаружения неисправностей. Напротив, организация параметрической диагностики позволяет обнаруживать дефекты на ранней стадии их зарождения. В диссертации задача параметрической диагностики решается применением методов параметрической диагностики к входо-выходным дискретновременным моделям реактора динамики реактора. Упомянутая выше структурная диагностика теоретически позволяет еще в большей степени расширить спектр решаемых диагностических задач. К сожалению, сегодня отсутствуют методы и алгоритмы ее практической реализации.

В диссертационной работе рассматриваются диагностические задачи ядерного энергоблока, решаемые в рамках режимной и параметрической диагностики, а также задачи дискретного моделирования, которые обеспечивают реализацию алгоритмов параметрической диагностики.

Цель работы:

1) Разработка методики диагностирования активной зоны реактора.

2) Разработка методики обнаружения параметрических дефектов в основных технологических процессах на ранней стадии их зарождения.

3) Разработка алгоритмов формирования дискретных моделей динамики ядерного реактора в пространстве состояний и входо-выходных дискретновременных моделей.

Методы исследования. Методы исследования основаны на использовании теории переноса нейтронов в ядерных реакторах, теории дискретных систем, теории идентификации и диагностики, методов вычислительной математики. Основные теоретические результаты подтверждаются расчетами, где в качестве базовой модели выбрана модель точечной кинетики нейтронов с двумя группами запаздывающих нейтронов и с тремя обратными связями. 7

Научная новизна. Научная новизна диссертации состоит:

• в разработке дискретных моделей в пространстве состояний динамики ядерного реактора, которые по точности адекватны жестким непрерывным системам, описывающим динамику ядерного реактора;

• в построении вход о-выходных дискретновременных моделей динамики ядерного реактора, которые по точности адекватны системам обыкновенных дифференциальных уравнений, описывающим динамику ядерного реактора;

• в разработке методики обнаружения параметрических дефектов на ранней стадии их зарождения на работающем на мощности реакторе;

• в разработке методики диагностирования активной зоны реактора на основе показаний датчиков энерговыделения, результатов неоперативного физрасчета и теории переноса нейтронов в диффузионном приближении.

Практическая ценность. Результаты работы позволяют:

1) Организовать процедуру режимной диагностики активной зоны реактора.

2) По заданной модели динамики ядерного реактора, описываемой линейной системой обыкновенных дифференциальных уравнений (ОДУ) построить соответствующую ей дискретновременную модель в пространстве состояний 2-го, 3-го или 4-го порядка аппроксимации, в том числе и для жестких систем ОДУ произвольного порядка.

3) По заданной дискретновременной модели динамики ядерного реактора в пространстве состояний построить соответствующую ей входо-выходную дискретновременную модель.

4) Создать автоматизированную систему формирования дискретновременных моделей динамики ядерных реакторов, адекватных исходным физическим моделям и на их основе отрабатывать алгоритмы диагностики.

5) Применить современные методы параметрической идентификации и диагностики к дискретновременным моделям реактора.

Реализация результатов: результаты работы используются: в специализированном программно-техническом комплексе-прототипе системы информационной поддержки операторов Запорожской АЭС (ЗАЭС) в части диагностирования хода технологического процесса. 8

На защиту выносятся:

1) Методика диагностирования активной зоны работающего на мощности ядерного энергоблока.

2) Алгоритмы формирования дискретновременных моделей в пространстве состояний и входо-выходных дискретновременных моделей динамики ядерного реактора.

3) Методика обнаружения параметрических дефектов в основных технологических процессах на ранней стадии их зарождения.

Апробация работы. Основные результаты работы были доложены на ряде конференций и совещаний, в том числе:

1) VI Всесоюзном совещание "Техническая диагностика", Ростов-на-Дону, май 1987.

2) COMADEM 91: The Third International Congress on Condition Monitoring and Diagnostic Engineering Management held at Southampton Institute, 2-4 July 1991.

3) International Conference: "Preventive Engineering and Living enyironment", 24, November, 1995, Nis, Jugoslavija.

4) VI Международной конференции "Проблемы управления безопасностью сложных систем", Москва, 1999 г.

5) VI Международной конференции "Проблемы управления безопасностью сложных систем", Москва, 1999 г.

6) VII Международной конференции "Проблемы управления безопасностью сложных систем", Москва, 1999 г.

7) Международной конференции по проблемам управления, Москва, 1999 г.

8) Юбилейной международной конференции научно-практической конференции: "Теория активных систем", Москва, 15-17 ноября 1999 г.

Работа состоит из введения, четырех глав и заключения. В главе 1 выполнен анализ современного состояния проблемы диагностики на атомных электрических станциях. На основе сделанного анализа поставлены задачи, которые решены в диссертационной работе.

Заключение диссертации по теме «Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ», Ильюков, Владимир Дмитриевич

ВЫВОДЫ ПО ДИССЕРТАЦИИ

1) Разработан алгоритм оценки технического состояния неоднородной активной зоны ядерного реактора по профилю ее поля энерговыделения. В алгоритме поле энерговыделения моделируется кубическим сплайном дефекта три. Такой сплайн позволил консолидировать три разнородных набора данных: факты из диффузионного приближения теории переноса нейтронов, результатов периодических физрасчетов и показаний датчиков энерговыделения. Неоднородности размножающих свойств активной зоны, которые могут возникать в результате развития аномальных тенденций (например, возникновение локальной области кипения теплоносителя) отражаются на значениях сплайна дефекта три. Это позволяет использовать разработанную модель не только для обнаружения отклонений от нормального технического состояния, но и для поиска неисправностей.

2) Получены алгоритмы преобразования линейной непрерывной модели динамики ядерного реактора в адекватную ей дискретновременную модель в пространстве состояний. Алгоритмы преобразования основаны на численных методах решения систем обыкновенных дифференциальных уравнений. В частности получены формулы для дискретновременных моделей, основанные на явных и неявных методах Рунге-Кутта 2-го, 3-го и 4-го порядка точности и неявного метода Кранка-Никольсона 2-го порядка. Использование неявных методов позволило перейти от жесткой системы, описывающей нейтронную кинетику, к системе с малой степенью обусловленности.

3) Получен алгоритм преобразования дискретновременных моделей динамики ядерного реактора в пространстве состояний в адекватную входо-выходную дискретновременную модель динамики реактора. В частности, используя метод последовательного смещения, получены входо-выходные дискретновременные модели для описания трех типов объектов: объект с одним входом и одним выходом, объект с векторным входом и скалярным выходом, объект с векторным входом и векторным выходом.

4) Получена диагностическая модель динамики ядерного реактора в виде входо-выходного дискретновременного соотношения. Ее коэффициенты выполняют функцию диагностических признаков, по которым производится не

151 только факт обнаружения отклонения от нормального состояния, но и поиск причин этого отклонения.

5) На основе вычислительных экспериментов определена область, в пределах которой допустимо использование линейного приближения динамики ядерного реактора. Получены точностные характеристики, подтверждающие правомерность замены непрерывных во времени линейных моделей динамики ядерного реактора соответствующими дискретновременными моделями.

6) Разработана методика обнаружения и поиска параметрических дефектов на основе диагностической модели реактора и модифицированного алгоритма Качмажа. В основу методики положена следующая идея. Возникающие в технической системе технологические дефекты приводят к соответствующему изменению ее физических параметров (параметрические дефекты). В свою очередь, параметрические дефекты оказывают воздействие на коэффициенты входо-выходной дискретноврёменной модели динамики реактора (диагностическая модель).

7) Вычислительные эксперименты подтвердили эффективность разработанной методики для обнаружения и поиска параметрических дефектов.

8) С помощью вычислительных экспериментов обнаружено, что разработанная методика параметрической диагностики обладает свойством обнаруживать параметрические дефекты на ранней стадии их зарождения.

152

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Ильюков, Владимир Дмитриевич, 2000 год

1. Черкасов В. Атомная энергетика России: Состояние, проблемы, перспективы. http://vAvw.rosatom.ru.

2. Welche Rolle spielt die Kernenergie in der Zukunft? // Atomwirt. Atomtech. 1999. No 4. С. 213-214, 208.

3. Udzil electrowni atomowych u produkcji energii electyczey // Wiad. Electrotechn. 1999. Vol. 67, No 5. 245 c.

4. Varghese G.R.,Carolin H.D. Economy-wide costs of reactor accidents // Energy Policy. 1986. Vol. 14, No 1. P. 45-51.

5. Горелик А.Б. Решать наболевшую проблему // Коммунист. 1986. №11.

6. Молчанов С.А., Пащенко Ф.Ф., Сапрыкин Е.М., Чернышев K.P. Контроль и управление нейтронным полем в перспективных АСУТП. М.: Информэнерго, 1989.

7. Боланд Дж. Приборы контроля ядерных реакторов (внутризонные). М.: Атомиздат, 1973.

8. Крамер-Агеев Е.А., Трошин B.C., Тихонов Е.Г. Активационные методы спектрометрии нейтронов. М.: Атомиздат, 1976. 232 с.

9. Ю.Емельнов И.Я., Ефанов А.И., Константинов JT.B. Научно-технические основы управления ядерными реакторами. М.: Энергоиздат, 1981. 360 с.

10. Мительман М.Г., Дубовский Б.Г., Любченко В.Ф, Розенблюм Н.Д. Детекторы для внутриреакторных измерений энерговыделения. М.: Атомиздат, 1977. 152 с.

11. Митин В.И. Технические средства внутриреакторного контроля на ВВЭР // Атомная энергия. 1986. Т. 60, № 1.

12. Емельянов И.Я., Поротникова Р.Г., Глебова Е.В. Обзор использования ЦВМ в системах управления АЭС. М.: ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1970. 53 с.153

13. М.Вильхельм X. Применение современных управляющих систем на АЭС // Атомная техника за рубежом. 1981. № 5. С. 29-34.

14. Development and implementation of computerized operator support systems in nuclear installations // Tech. Repts Ser. IAEA. 1994. No 372. P. 1-41.

15. Fukutomi S., Naito N., Takizawa Y. An integrated operator decision aid system for boiling water reactor power plants // Nucl. Techn. 1992. Vol. 99, No 1. P. 120-132.

16. Perrot J., Prud-Homme G. Operator aid systems for abnormal events // Nucl. Eng. Int. 1994. Vol. 39, No 484. P. 37-38.

17. Опыт фирмы ФРАМАТОМ в области технического обслуживания и наблюдения за оборудованием во время эксплуатации. Возможности и достижения фирмы. Симпозиум фирмы ФРАМАТОМ. 25-26 июня 1985. М., Доклад № 6.

18. Бютнер В.А. Использование операторами АЭС ФРГ усовершенствованных вспомогательных систем на базе ЭВМ. Бюллетень МАГАТЭ. Осень 1985.

19. Ильюков В.Д., Куликов В.И., Ломакин С.С. Анализ шумов в энергетическом реакторе // Физические процессы в реакторах. М.: Всесоюзный теплотехнический институт, 1985. С. 26-32.

20. Ильюков В.Д., Ломакин С.С. Пространственно зависимая спектральная плотность шумов паросодержания и нейтронных шумов // Физические процессы в реакторах. М.: Всесоюзный теплотехнический институт, 1985. С. 17-26.

21. Булавин В.В., Гуцев Д.Ф., Павелко В.И. Исследования характеристик вибродиагностики ВВЭР-1000 в эксплуатационных условиях // Атомная энергия. 1995. Т. 79, Вып. 5. С. 343-349.

22. Гуцев Д.Ф., Павелко В.И. Шумовые методы диагностики ВВЭР // Атомная энергия, 1997. Т. 82, Вып. 4. С. 264-271.

23. Аникин Г.Г., Гуцев Д.Ф. Физическая интерпретация нейтронно-шумовых образов ВВЭР-1000 //Атомная энергия, 1997. Т. 82, Вып.4. С. 271-277.

24. Павелко В.И. Нейтронно-температурные шумовые модели активной зоны ВВЭР // Атомная энергия, 1992. Т. 72, Вып. 6. С. 66-81.

25. J. Karlsson, I. P6zsit. Noise Decomposition in Boiling Water Reactors with Application to Stability Monitoring //Nucl. Sci. Eng. 1998. Vol. 128, No 3.154

26. Marseguerra M., Ricotti M. E., Zio E. Neural Network-Based Fault Detections in a Pressurized Water Reactor Pressurizer//Nucl. Sci. Eng. 1996. Vol. 124, No 6.

27. Paolo F. Fantoni, Alessandro Mazzola. Multiple-Failure Signal Validation in Nuclear Power Plants Using Artificial Neural Networks // Nucl. Techn. 1996. Vol. 113, No. 3.

28. Бабиков B.M., Панасенко И.М. Роль человеческого фактора в обеспечении безопасности АЭС // Атомная техника за рубежом. 1989. № 12. С. 3-10.

29. Машин В.А. Компьютеризированные системы поддержки операторов АЭС (психологические проблемы) // Электрические станции. 1995. № 7. С. 2-7.

30. Jang Joon On, Chang Soon Heung An alarm processing system for a nuclear power plant using artificial intelligence techniques // Nucl. Techn. 1991. Vol. 95, No 3. P. 266-271.

31. Икэкамэ P. Исследования в области человеческого фактора // Атомная техника за рубежом. 1996. № 8. С.ЗЗ.

32. Bastl W. AND ОТН. HUMAN FACTOR DESIGN OF NUCLEAR OF POWER PLANT CONTROL ROOMS INCLUDING COMPUTER-BASED AIDS // INT.CONF.ON NUCLEAR POWER EXPERIENCE, VIENNA, 13-17 SEPT. 1983 / IAEA-CN-42/430/

33. GALLACHER J.M., EASTER J.R. SCOPING AND FEASIBILITY STUDY OF A PLANT-WIDE DASS // TRANSACTIONS OF ANS. 1982. Vol. 41, P. 526-528.

34. SPURGIN A.J., LONG A.B. PROGRESS IN THE EPRI DASS PROGRAM // TRANSACTIONS OF ANS. 1982. Vol. 41. P. 524-525.

35. Bastl W. e.a. STAR disturbance analysis system // IEAE Intern. Symp. On NPP C&I. Munich, Okt. 1982.

36. Developing a management support system for japans power plants // Nuclear Engineering international. 1985. Vol. 30, No 369.155

37. Masui Т., Morimoto H., Ogino Т. Diagnostic technologies for PWR plants in Japan 11 Proc. Og Intern. Symp. On Nuclear Power Plant Contr. And Instr. Munich, Vienna, Oct. 1982. 1983. P. 203-222.

38. Рейерсон К., Маршалл Э. Оценка систем поддержки оператора в реальных условиях // Атомная техника за рубежом. 1988. № 1.

39. Башлыков А.А., Еремеев А.Е. Системы поддержки принятия решений в энергетике. М.: МЭИ, 1994. 216 с.

40. Glockler О., Morgenstern V.M., Upadhyaya B.R. Signal validation using simultaneous consistency checking of multivariable measurements // Trans. Amer. Nucl. Soc. 1988. Vol. 57. P. 153-154.

41. Quolls A.L., Uhrig R.E., Upadhyaya B.R. Development of an expert system for signal validation // Trans. Amer. Nucl. Soc. 1988, Vol 57. P. 237-238.

42. Малкин С.Д., Сивоконь И.Д., Ракитин И.Д., Позняков В.В. Хромов В.К. Применение вычислительных систем для обеспечения безопасности АЭС // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. 1996. Вып. 3. С. 75-99.

43. Takizawa Y., Hattori Y., Itoh J., Fukimoto A. An intelligent man-machine system for future nuclear power plants // Nucl. Techn. 1994. Vol. 107, No 1. P. 77-82.

44. Система внутриреакторного контроля на АЭС с реакторами ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 1987.

45. Митин В.И., Мусихин A.M. Системы внутриреакторного контроля реакторов типа ВВЭР. Доклад на семинаре секции динамики. НТС Министерства атомной энергии, г. Сосновый Бор, сентябрь 1997 г.

46. Ильюков В.Д., Молчанов С.А., Митин В.И., Пащенко Ф.Ф., Прангишвили И.В., Сапрыкин Е.М., Чернышев К.Р. Современное состояние и перспективы развития проблемы диагностирования АЭС. М.: Информэнерго, 1988 г.

47. Жарко Е.Ф., Ильюков В.Д., Молчанов С.А., Пащенко Ф.Ф., Прангишвили И.В. Опыт разработки систем информационной поддержки операторов АЭС156

48. Принятие решения при управлении сложными объектами: системы, методы, алгоритмы. М.: Институт проблем управления, 1997. Вып. 4. С. 7-35.

49. Прангишвили И.В., Пащенко Ф.Ф., Сапрыкин Е.М., Ильюков В.Д., Молчанов С.А., Чернышев K.P., Тепикин К.В. Интеллектуализированная система информационной поддержки оператора АЭС // Атомные электрические станции. М.: Энергоатомиздат, 1989. С. 23-37.

50. Лебедев H.H. Вопросы создания общих систем оперативной диагностики ЯЭУ и АЭС // Энергетика. 1985. №» 4. С. 68-75.157

51. Ильюков В.Д., Молчанов С.А., Пащенко Ф.Ф., Прангишвили И.В., Сапрыкин Е.М., Чернышев К.Р. Диагностические задачи в человеко-машинной системе управления АЭС. М.: Институт проблем управления. Препринт. 1988. 40 с.

52. Human factor studies of operators reviewed // Nucl. News. 1986. Vol. 29. No 7. P. 107-108.

53. Miller D.W. e.a. The application of radiation detection noise as an in situ method of surveillance and performance verification of nuclear instrumentation channels for reactor protection systems // Progr. Nucl. Energy. 1985. Vol. 15. P. 165-172.

54. Roscoe B.J. Human factors in annunciator systems // Conf. Rec. IEEE 3rd Conf. Hum. Fact, and Nucl. Safety. Monterey. Calif. June 23-27. 1985/ York. N.Y. 1985. РЛ 87-196.

55. Bagchi P. e.a. Applications of fault tree analysis technique to predict instrumentation system failure and define problems areas in a nuclear power plant containment study // IEEE Trans. On Power Apparatus and System, 1981. Vol. PAS-100. No 11.

56. Harry P. A microprocessor-based on-line decision aid for resolving conflicting nuclear reactor instrumentation // IEEE Trans. Nucl. Sci. 1981. Vol. NS-28. No 5.

57. Ильюков В.Д. Диагностика аномальных переходных процессов ядерных реакторов // Идентификация и моделирование производств повышенного риска. М.: Институт проблем управления, 1993. С. 79-85.

58. Vebayashi T., Miyake Y. Pre-service inspection in Japan // Proc. 5 Pasific Basin Nucl. Conf. Seoul. 19-23 May. 1985 / Seoul. 1985. P. 457-466.

59. Doctors S.R. e.a. Integration of njndestrucrive examination reliability and fracture mechanics //Nucl. Eng. and Des. 1985. Vol. 89. No 2-3. P. 339-355.

60. Runov P. The use of acoustic emission methods as aid to the structural integrity assessment of nuclear power plats // Int. J. Pressure Vessels and Pip. 1985. Vol. 21, No 3. P. 157-159, 199-207.

61. Kupperman D. e.a. Acoustic leak detection for reactor coolant systems // Nucl. Eng. and Des. 1985. Vol. 86, No 1. P. 13-20.

62. Doctor S.R. e.a. Development and validation of a real-time SAFT-UT system for in-service inspection of LWR's // Nucl. Eng. and Des. 1985. Vol. 89, No 2-3. P. 357-369.

63. Hutton P. e.a. Acoustic emission for on-line reactor monitoring and reactor not functional testing // Nucl. Eng. and Des. 1985. Vol. 86, No 1. P. 3-11.

64. Fletcher C.D. Simplified thermal-hydraulic methods for analyzing light water reactor event sequence families // Nucl. Eng. and Des. 1986. Vol. 91, No 3. P. 359371.

65. Laviron A., Heising C.D. Error transmission in large comlex fault trees using ESCAF method // Raliab. Eng. 1985. Vol. 12, No 3. P. 181-192.

66. Анисимов C.A., Дынькин B.H., Касавин, Потоцкий В.А., Мандель А.С., Райбман Н.С., Чадеев В.М. Основы управления технологическими процессами. М.: Наука, 1978. 440 с.

67. Льюнг Л. Идентификация систем: теория для пользователей. М.: Наука, 1991. 432 с.

68. Цыпкин Я.3. Основы информационной теории идентификации. М.: Наука, 1984. 320 с.

69. Ядыкин И.Б., Шумский В.М., Овсепян Ф.А. Адаптивное управление непрерывными технологическими процессами. М.: Энергоатомиздат, 1985. 240 с.

70. Morimoto К. Comparing international scram frequency statistics // Nucl. Eng. Int. 1986. Vol. 31. No 386. P. 42-48.159

71. Филимонов П.Е., Аверьянова С.П., Олейник С.Г., Климов С.П., Депенчук A.A. // Атомная энергия, 1988, Т. 85, Вып. 5. С. 364-367.

72. Алимов А.З., Хрусталев В.А., Духовенский A.C. Осадчий А.Н. АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективност. М.: Энергоатомиздат, 1990.

73. Филимонов П.Е., Мамичев В.В., Аверьянова С.П. Программа "Имитатор реактора" для моделирования маневренных режимов работы ВВЭР-1000 // Атомная энергия, 1998. Т. 84, Вып. 6. С. 560-563.

74. Аниканов С.С. Опыт внедрения представления параметров безопасности АЭС //Атомная техника за рубежом, 1994. № 4. С. 11-17.

75. Лебедев H.H. Вопросы создания общих систем оперативной диагностики ЯЭУ и АЭС // Изв. РАН. Энергетика, 1995. № 4. С. 68-75.

76. Пархоменко П.П., Согомонян Е.С. Основы технической диагностики. М.: Энергоиздат, 1981. 320 с.

77. Бабкин H.A. О логической фильтрации данных штатной системы контроля АЭС // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 1997. Вып. 1. С. 61-64.

78. Бабкин H.A., Кадашов А.Н., Колчин В.А., Меркулов В.И. Энтропийный анализ информативности штатной системы контроля энергоблока АЭС // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. 1994. Вып. 1. С. 41-44.

79. Бабкин H.A., Калишев О.Н., Мигалов И.В. Концепция автоматизированной системы оперативного диагностирования режимов работы энергоблока АЭС //ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. 1991. Вып. 3. С. 45-51.

80. Бабкин H.A., Горлин А.И., Колган C.B., Крошилин А.Е. Возможности использования динамических характеристик аномального процесса для идентификации аварийных режимов энергоблока АЭС // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 1989. Вып. 3. С. 47-52.

81. Бабкин H.A. О некоторых способах функционального диагностирования ЯЭУ // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. 1988. Вып. 1. С. 31-38.

82. Naito N., Ohtsuka S. Intelligent alarm-processing system for nuclear power plants //Nucl. Techn. 1995. Vol. 109, No 2. P. 255-264.

83. Reim W. Behandlung von Stöfällen im Betriebshandbuch des Kernkraftwerkes Gudremmingen // Aromwirt.-Atomtechn. 1986. Vol. 31, No 2. 3. P. 92-94.

84. Sunder R. Wach D. Überwachungs und Diagnosesysteme zur SchadenFrüherkennung // Techn. Mitt. 1986. Vol. 79, No 1. P. 53-69.

85. Fenton E.F. Human factor engeering in the design of colour-graphic displays // Conf. Ree. IEEE 3rd Conf. Hum. Fact York. N.Y. 1985. P. 168-177.

86. Blau P. E.a. Microprocessor-based testing increases power plant availability // IEEE Trans. Nucí. Sei. 1986. Vol. NS-33, No 1. P. 1020-1026.

87. Kersken M., Schüller H. ZuverLässigkeit der Hard und Software von Rechnern // Techn. Mitt. 1986. Vol. 79, No 1. P. 26-33.

88. ЮЗ. Знышев B.B. Проблемы и принципы диагностирования ЯЭУ на основе контроля режимных параметров // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 1990, Вып. 2. С. 33-38.

89. Павелко В.И. Статистические методы на предварительном этапе оперативной диагностики ЯЭУ // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 1990, Вып. 2. С. 23-30.

90. Laurian Dinca, Tunc Aldemir. Parameter Estimation Toward Fault Diagnosis in Nonlinear Systems Using a Markov Model of System Dynamics // Nucl. Sei. Eng. 1997. Vol. 127, No. 2

91. Нигматулин И.Н., Нигматулин Б.И. Ядерные энергетические установки. М.: Энергоатомиздат, 1986. 168 с.

92. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. ML: Энергоатомиздат, 1986. 272 с.161

93. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов / Перев. с англ. Под ред. В.Н. Артамкина. М.: Атомиздат, 1974, 496 с.

94. Галанин А.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М.:Энергоатомиздат. 1984. 416 с.

95. Смелов В.В. Лекции по теории переноса нейтронов. М.: Атомиздат, 1978. 216с.

96. Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.Б. Теория ядерных реакторов. Т.1: Элементарная теория реакторов. М.: Атомиздат, 1978. 400 с.

97. Емельянов И.Я., Гаврилов П.А., Селиверстов Б.Н. Управление и безопасность ядерных энергетических установок. М.: Атомиздат, 1975. 280 с.

98. Колесов В.Ф., Леппик П.А., Павлов С.П. и др. Динамика ядерных реакторов / Под ред. Шевелева Я.В. М.: Энергоатомиздат, 1990. 518 с.

99. Nahavandi A.N., Von Hollen R.E. A digital Computer Solution for Space-dependent Neutron Kinetics Equations. Nucl. Sci. Engng. 1964. Vol. 18(3). P. 335.

100. Арсенин В.Я. Методы математической физики. М.: Наука, 1974.

101. Владимиров B.C. Уравнения математической физики. М.: Наука, 1971.

102. Хетрик Д. Динамика ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1975. 400 с.

103. Королев В.В. Системы управления и защиты АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986. 128 с.

104. Герасимов А.С., Рудик А.П. Отравление реактора ксеноном-135. М.: Энергоиздат, 1982. 96 с.

105. Рудик А.П. Оптимизация физических характеристик ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1979. 280 с.

106. Хитчок А. Устойчивость ядерных реакторов. Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1963.

107. Исаченко В.П., Осипова В.А., Сукомел А.С Теплопередача. М.: Энергия, 1975.488 с.

108. Петухов Б.С. Теплообмен в ядерных энергетических установках. М.: Энергоатомиздат, 1986.472с.

109. Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. М.: Атомиздат. 1977.

110. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 1988. 359 с.

111. Глушков Е.С., Демин В.Е., Пономорев-Степной H.H., Хрулев A.A. Тепловыделение в ядерном реакторе. М.: Энергоатомиздат, 1985. 160 с.

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

113. Хотылев В.А., Щукин Н.В., Дадакин B.C. и др. Алгоритм трехмерного контроля энергораспределения в большом энергетическом ядерном реакторе // Моделирование нейтронно-физических процессов в ядерных реакторах. М.: Энергоатомиздат, 1984. С. 12-16.

114. Цимбалов С.А., Крайко A.B. Определение соотношения между энерговыделением и сигналом ДПЗ в реакторе ВВЭР-440 // Препринт ИАЭ-3486/4. М„ 1981.25 с.

115. Цимбалов С.А., Дешевых А.Н., Кирюхин Г.С. и др. Измерения энерговыделения в реакторе ВВЭР-1000 HB АЭС // Препринт ИАЭ-4005/4. М., 1984. 20 с.

116. Цимбалов С.А., Крайко A.B. Расчет распределения энерговыделения по высоте TBC, снабженной сборкой нейтронных детекторов ДПЗ, в реакторе ВВЭР-1000 // ВАНТ. Серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1986. Вып. 2. С. 44-46.

117. Шкурпелов A.A. и др. Программа трехмерного контроля РБМК ТРОЙКА // Всесоюзное научно-техническое совещание: "Совершенствование методов контроля и управления реактором РБМК-1000". Смоленская АЭС, 21-23 января 1986. М.: ВНИАЭС, 1986.163

118. Емельянов И .Я., Ефанов А.И., Константинов J1.B. Научно-технические основы управления ядерными реакторами. М.: Энергоиздат, 1981.

119. Крамеров А.Я., Шевелев Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1984. 736 с.

120. Ильюков В.Д., Пащенко Ф.Ф., Сапрыкин Е.М. Контроль нейтронного поля в неоднородной по высоте активной зоне реактора // Моделирование и контроль технологических процессов АЭС. М.: Институт проблем управления, 1991. С. 62-69.

121. Алберг Дж., Нильсон Э. Уолш Дж. Теория сплайнов и ее приложения. М.: Мир, 1972.

122. Василенко В.А. Сплайн-функции: теория, алгоритмы, программы. Москва-Новосибирск, Наука, 1983.

123. Завьялов Ю.С., Квасов Б.И. Мирошниченко В.Л. Методы сплайн-функций. М.: Наука, 1980. 352'с.

124. Корнейчук Н.П. Сплайны в теории приближения. М.: Наука, 1984. 352 с.

125. ДеБор К. Практическое руководство по сплайнам. М.: Радио и связь, 1985.

126. Стечкин С.Б., Субботин Ю.Н. Сплайны в вычислительной математике. М.: Наука, 1976. 248 с.

127. Арушанян О.Б., Залеткин С.Ф. Численное решение обыкновенных дифференциальных уравнений на Фортране. М.: МГУ, 1990. 336 с.

128. Хайрер Э., Нерсетт С., Ваннер Г. Решение обыкновенных дифференциальных уравнений: Нежесткие задачи. М.: Мир, 1990, 512 с.

129. Марчук Г.И. Методы расщепления. М.: Наука, 1988. 264 с.

130. Саликов Л.М., Соболев Л.Б. Преобразование уравнений динамики нестационарных импульсных систем управления // АиТ. 1971. № 10.

131. Михайлов Ф.А., Теряев Е.Д., Булеков В.П. Динамика нестационарных дискретных систем. М.: Наука. 1980 г.

132. Райбман Н.С., Чадеев В.М. Построение моделей процессов производства. М.: Энергия, 1975. 375 с.

133. Isermann R. Process fault detection based on modeling and estimation methods servey // Automática. 1984. Yol. 20, No 4. P. 387-404