Создание интегрированного комплекса аппаратуры системы управления и защиты для исследовательских ядерных реакторов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.11.16, кандидат технических наук Заикин, Алексей Анатольевич

• Заикин, Алексей Анатольевич
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Заикин, Алексей Анатольевич

Введение.

1 Сравнительная характеристика систем управления и защиты реакторных установок.

2 Оценка параметров влияющих на структурное построение и временные характеристики интегрированного комплекса.

3 Интегрированный комплекс, как составная часть системы управления безопасностью реакторной установки.

4 Структура интегрированного комплекса. Адаптация к проектным особенностям. Состав. Выполняемые функции, технические характеристики, надежность.

5 Описание элементов интегрированного комплекса.

- элементы управляющей системы безопасности;

- элементы нормальной эксплуатации важной для безопасности.

6 Практическое внедрение результатов работы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Создание интегрированного комплекса аппаратуры системы управления и защиты для исследовательских ядерных реакторов»

Исследования и эксперименты, связанные с использованием нейтронов в различных областях науки и техники, в настоящее время имеют широкий круг применений, как в России и странах СНГ, так и за рубежом.

Исследовательские реакторы занимают особое место в мировом использовании энергии процесса деления радиоактивных веществ. Основное отличие их от энергетических реакторов состоит в том, чтобы при минимальном тепловыделении получить максимально возможный поток нейтронов. В настоящее время исследовательские реакторы являются основным источником нейтронов, применяемым для проведения фундаментальных теоретических исследований в физике элементарных частиц, ядерной физики, физики твердого тела, а также для решения прикладных задач в материаловедении, медицине, технологии элементов ядерных реакторов и т.д.

Исследовательские реакторы являются необходимым звеном в поддержании развития и прогрессе ядерной энергетики в ближайшие десятилетия [1]

Подтверждением этого может служить большое количество работающих исследовательских реакторов во всем мире.

За всю историю развития ядерной техники создано более 500 исследовательских реакторов различных по мощности, конструкции и назначению. По данным МАГАТЭ на 2003 год, в мире насчитывается около 300 действующих исследовательских реакторов, более 60 из них находятся на территории России [2]. Россия по-прежнему занимает первое место в мире по количеству действующих исследовательских реакторов.

Большое количество исследовательских реакторов было спроектировано и построено в середине 20-го века. Главная причина уменьшения числа исследовательских реакторов состоит в том, что упала потребность в реакторах малой мощности. Другая причина заключается в старении реактора и оборудования, обеспечивающего безопасность и нормальный режим эксплуатации реакторной установки.

Потребность науки и техники в мощных источниках нейтронов возрастает, осуществляется ввод в эксплуатацию новых высокопоточных исследовательских реакторов, обладающих улучшенными техническими характеристиками, таких как

РРМ-2 (Германия), НРР (Франция), Т1^-2 (Тайвань), ПИК (Россия), а так же модернизация существующих [3-5].

СССР на протяжении десятилетий занимал одно из ведущих мест в области исследований с использованием нейтронных источников. В 50-е - 60-е годы по инициативе И.В. Курчатова и А.П. Александрова были построены исследовательские ядерные центры в различных регионах страны: Москве, Обнинске, Дубне, Димитровграде, Сарове, Свердловске, Алма-Ате, Риге, Минске, Киеве, Тбилиси, Ташкенте, и многих других.

Системы обеспечения безопасной работы ядерных реакторов развивались вследствие необходимости контролировать состояние активной зоны реактора, в первую очередь нейтронного потока, затем технологических параметров. С введением в эксплуатацию электростанций, работающих на ядерном топливе, системе контроля, управления и обеспечения безопасной работы ядерного реактора стали уделять еще большее внимание.

Ядерный реактор представляет собой устройство, где на практике реализована управляемая цепная реакция деления. Главным элементом реактора является активная зона, в которой размещается ядерное топливо. Реакторы классифицируются по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива, целевому назначению, виду теплоносителя и замедлителя и их физическому состоянию.

В результате цепной реакции деления образуются две группы нейтронов: мгновенные и запаздывающие. Используемые детекторы для контроля плотности потока нейтронов наиболее чувствительны (примерно в 100 раз) к запаздывающим нейтронам, доля которых составляет 0,64% от всех испускаемых в процессе деления нейтронов. Именно по запаздывающим нейтронам осуществляется управление реактивностью, защита и контроль по мощности и периоду реактора.

Управление - это подавление или высвобождение реактивности с помощью каких-либо внешних по отношению к активной зоне устройств с целью достижения равновесия изменений реактивности, происходящих в активной зоне. Одним из инструментов регулирования реактивности является поглощающий (отражающий для исследовательских реакторов на быстрых нейтронах) стержень - рабочий орган. Рабочие органы характеризуются по назначению и той доли реактивности, которую они вносят при перемещении. Коэффициент размножения уменьшается с ростом температуры и мощности реактора, поэтому предусмотрена автоматическое регулирование и стабилизация мощности.

Защита - это автоматический перевод реактора в подкритическое состояние при нарушении предельных режимов эксплуатации, контролируемых по нейтронно-физическим и тепло-гидравлическим параметрам.

Для обеспечения защитных функций, осуществления управления и контроля во всех режимах работы реакторной установки принята мировая практика использования системы управления и защиты (СУЗ).

Аппаратура СУЗ реакторных установок предназначена для осуществления следующих основных функций: контроль нейтронно-физических параметров реактора (мощности, периода, реактивности) в режиме первого пуска, перегрузки топлива и рабочем режиме; контроль технологических параметров; формирование управляющих сигналов для защитной системы безопасности; формирование управляющих сигналов для системы нормальной эксплуатации; контроль положения рабочих органов; автоматическое регулирование и стабилизация мощности; мониторинг и диагностика.

Существующие аппаратуры СУЗ для исследовательских реакторов разрабатывались в середине 60-х - начале 80-х годов прошлого столетия и до настоящего времени обеспечивают! управление и безопасность реакторных установок. На большинстве исследовательских реакторов для обеспечения безопасности используется блоки детектирования и устройства защиты по уровню мощности (УЗМ) и по скорости нарастания мощности (УЗС) разработки НИКИЭТ. Некоторые исследовательские реакторы оснащены ранее серийно изготавливаемыми каналами контроля нейтронного потока "Карпаты", "Алтай", производства завода "Сигнал", а так же аппаратурой контроля нейтронного потока АКНП-5, производства "СНИИП".

Изучение и анализ технического состояния существующей аппаратуры СУЗ исследовательских реакторов в исследовательских ядерных центрах городов Гатчина (ПИЯФ, Россия), Димитровград (НИИАР, Россия), Обнинск (НИФХИ, Россия), Саров (ВНИИЭФ, Россия), Дубна (ОИЯИ, Россия), Ташкент (ИЯФ, Узбекистан), Далат (ИЯИ, Вьетнам), Триполи (ЦЯИ, Ливия) показал ниже следующее.

1. Эксплуатируемая аппаратура СУЗ исследовательских реакторов в полном объеме не соответствует современным требованиям, изложенным в документах МАГАТЭ и российских стандартах, а именно: не соблюдаются принципы защиты от отказа по общей причине: отсутствует глубокое резервирование, отсутствует резервный пункт управления (РПУ); большинство эксплуатируемых СУЗ исследовательских реакторов обеспечивают формирование управляющих сигналов для защитной системы безопасности по тепло-гидравлическим параметрам по логике 1 из 1, что недопустимо по современным требованиям и значительно ухудшает надежность СУЗ; производится однократное мажоритарное сложение сигналов аварийной защиты (т.е. устройство формирующее окончательный сигнал аварийной защиты - одно), что так же ухудшает параметры надежности СУЗ; в логику работы СУЗ рядя исследовательских реакторов не введены сигналы исправности обеспечивающих систем (например, исправность надежного питания, дизель генератора и т.п.); низкие эргономические характеристики и не соответствие требованиям по надежности устройств отображения текущей информации предоставляемой оператору.

2. Исчерпан назначенный ресурс аппаратуры СУЗ исследовательских реакторов.

3. Полностью исчерпаны запасные части к аппаратуре СУЗ и не подлежат восстановлению в прежнем виде электронные части большинства блоков из-за замены на более совершенные, а также вследствие снятия с производства устаревших электронных компонентов.

4. В некоторых исследовательских ядерных центрах требуется замена конструктивных элементов реактора, что неизбежно приведет к замене СУЗ.

5. Предпусковые проверки СУЗ на существующих исследовательских реакторах не автоматизированы. Так же немаловажным является человеческий фактор, приводящий к неизбежным ошибкам при проведении проверок. В виду циклической работы исследовательских реакторов (от одного дня до нескольких недель) объем такого рода работ резко возрастает.

6. В существующих СУЗ исследовательских реакторов отсутствует архивация контролируемых параметров и регистрация причины и развития аварийной ситуации.

Работать с такой аппаратурой становится с каждым годом все трудней, из-за естественного старения оборудования, недостатка, а порой отсутствия запасных комплектующих изделий, недостаточного объема контроля, слабой эргономики, ужесточения требований надзорных организаций и т.п. [6].

В настоящее время возникла необходимость в замене существующих морально и физически устаревших систем с целью повышения безопасности работы реактора, более качественного проведения научных исследований и прикладных работ. Это достигается, в том числе, путем развития функциональных возможностей электронной аппаратуры СУЗ. В связи с этим современные системы должны отвечать последним достижениям науки, техники, технологии и удовлетворять действующим более высоким нормам и правилам ядерной безопасности.

Проблема создания в России СУЗ "четвертого поколения" на основе вычислительной и программируемой техники заключалась в следующем. Во-первых, экономическая и политическая ситуация в стране разобщила многие исследовательские ядерные центры бывшего Союза ССР, привела к значительному ослаблению этой отрасли науки и НИИ, разрабатывающих соответствующую аппаратуру. Во-вторых, субъективные причины - консерватизм и задержка в разработках нормативных документов, содержащих требования предъявляемые к программному обеспечению систем, важных для безопасности. Все это привело к тому, что вопросы разработки новой интегрированной аппаратуры СУЗ для реакторных установок не являлись актуальными до середины 90-х годов прошлого века. Хотя, первый одноплатный контроллер для измерения средней частоты счета и скорости ее изменения был разработан автором в 1989 году и установлен в устройстве по измерению остаточной р- и у- активности кремниевых образцов после легирования. Два таких устройства эксплуатируются в НИФХИ с 1994 года.

Условием создания надежной и безопасной реакторной установки является ее соответствие (при разработке, строительстве, эксплуатации и т.д.) нормативным документам и общепризнанным принципам. К ним в первую очередь относятся резервирование, разнообразие, независимость (функциональная и физическая), безопасность, идентификация, защита в глубину, безопасный отказ, неодинаковость, живучесть, автоматичность срабатывания, возможность проверок [7]. Требования безопасности российских исследовательских реакторов изложены в основных документах, утвержденных Госатомнадзором России: "Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок" (ОПБ) [8], "Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов" (ПБЯ) [9-11]. Эти документы согласуются с требованиям основных международных стандартов [12-21].

Основные задачи, стоящие при разработке современной аппаратуры СУЗ складываются из следующих аспектов: расширения функциональных задач защиты, контроля и управления реакторной установкой; улучшение технических характеристик; улучшение механических характеристик; расширение диапазона рабочих температур, температур хранения и транспортирования; повышения срока службы блоков и устройств; I повышения надежности по функции ложного срабатывания и неготовности сигнала аварийной защиты; автоматическая диагностика исправности; автоматизация предпусковых проверок каналов защиты и контроля; повышения качества предоставления информации оператору реакторной установки и совершенствование интерфейса "человек-машина"; адаптация аппаратуры СУЗ для большинства типов реакторных установок.

На данный момент перечисленные ранее функции аппаратуры СУЗ реакторных установок реализуются отдельными самостоятельными конструктивно оформленными подсистемами (каналами). Применение новых технических решений и прогрессивных технологий позволило определить основную идею работы - построение концепции универсального интегрированного комплекса аппаратуры СУЗ для исследовательских ядерных реакторов (АСУЗ-ИЯР). Идея функциональной и конструктивной интеграции оборудования позволила объединить все выше перечисленные функции в один канал - интегрированный канал управляющей системы безопасности (УСБ), что резко сократило объем аппаратуры при неизменном объеме контроля.

Настоящая работа посвящена созданию технических и методологических решений по обеспечению эффективными и надежными комплексами АСУЗ исследовательских реакторов во всех режимах их работы - загрузки топлива, первого пуска, автоматического вывода на мощность и работе на номинальных уровнях мощности.

Вследствие физических, технологических и конструктивных особенностей исследовательских реакторов одними из важнейших параметров, определяющих безопасность, являются время формирования сигнала аварийной защиты в рабочем диапазоне и надежность системы аварийной защиты.

Анализ современных СУЗ реакторных установок отечественных (ССА, НПЦ "Элегия", ВНИИЭМ) и зарубежных (Siemens, Westinghouse, Merlin Gerin) фирм производителей показал отсутствие систем обладающих требуемыми техническими характеристиками и оптимально адаптируемых к проектам исследовательских реакторов.

Комплекс АСУЗ-ИЯР является составной частью СУЗ реакторной установки, осуществляет контроль и обеспечивает безопасность эксплуатации во всех режимах работы реакторной установки: во время пуска реактора, поддержания на заданном уровне мощности, перегрузки (загрузки) топлива, при возникновении аварийной ситуации и остановленном реакторе. Комплекс АСУЗ-ИЯР построен с использованием процессорной техники в управлении аварийной защитой и контроле реактора, и оптимальной степенью избыточности с целью учесть особенности большинства реакторных установок. Комплекс АСУЗ-ИЯР обеспечивает повышение показателей надежности, расширение функций защиты, управления, контроля и мониторинга, улучшение технических характеристик.

В работе выдвинута концепция структурного построения комплекса АСУЗ-ИЯР для модернизации существующих СУЗ исследовательских реакторов. В основу структуры комплекса АСУЗ-ИЯР положен интегрированный канал УСБ, представляющий собой конструктивно завершенное многозадачное мультипроцессорное устройство (устройство УСБ) с подключенными к нему устройствами детектирования, управления, отображения и регистрации, выполняющее функции защиты, управления, контроля и сбора информации по всем контролируемым параметрам.

Впервые для российского производителя СУЗ предложено, реализовано и аттестовано использование программируемой техники в системе аварийной защиты и управления реакторной установкой. Разработанные программно-аппаратные средства для управляющей системы безопасности являются вновь созданным продуктом, в которых отсутствуют заимствованное программное обеспечение.

Для контроля плотности потока тепловых нейтронов в 12 десятичных порядках предложено использовать блок детектирования с линией связи на основе широкодиапазонной импульсно-токовой камеры КНУ-3. Блок детектирования разработан, изготовлен и испытан в соответствии с жесткими требованиями эксплуатации. Габаритные размеры блока детектирования соизмеримы с высотой активной зоны и диаметром каналов ИК большинства исследовательских реакторов.

Предложена и реализована новая функция аппаратуры архивации, диагностики и протоколирования (аппаратуры АДП) - автоматическая предпусковая проверка комплекса АСУЗ-ИЯР по формированию аварийных и предупредительных управляющих сигналов для защитной системы безопасности.

Концепция структурного построения комплекса АСУЗ-ИЯР позволяет производить поэтапную модернизацию существующих систем СУЗ, как уровневую, так и канальную, с введением одного интегрированного канала УСБ в систему зашиты, управления и контроля реакторной установкой.

Создание интегрированного комплекса АСУЗ-ИЯР на универсальных технических средствах с применением вычислительной техники позволило расширить выполняемые функции, повысить технические и эксплуатационные характеристики, параметры надежности, коэффициент унификации технических средств, а так же снизить стоимость и сократить сроки изготовления аппаратуры, и, как следствие, повысить ее конкурентоспособность.

Работа выполнялась в ЗАО "СНИИП-СИСТЕМАТОМ" (ССА) в период с 1999 по 2003 годы.

Автор выражает признательность д.т.н. Бурьяну В.И. за координацию работы, научные консультации и ценные советы, к.т.н. Жернову B.C. за постоянное обсуждение наиболее важных технических аспектов работы и внесение ряда существенных замечаний, Пронякину A.B. за проявленный интерес, многостороннюю поддержку и оказание неоценимой помощи в маркетинге результатов работы.

Автор благодарит за помощь в разработке, настройке и проведении испытаний первого комплекса АСУЗ-ИЯР для исследовательского реактора ПИК коллег по работе Каленского М.С., Иванова И.Д., Соколова И.В., Пушкина В.В., Ломзина В.Ф., Прохорова Ю.Б., Тебейкина И.Б., Портнягина А.Ю., Купчика В.И., Стефаницкую Л.О., Шишкина И.В., Животягина А.И., сотрудников ССА, принявших активное участие в изготовлении оборудования, а так же сотрудника РНЦ "Курчатовский институт" к.т.н. Егоренкова П.М., сотрудников ОКСАТ НИКИЭТ к.т.н. Хмельщикова В.В., к.т.н. Кондратьева В.В., сотрудников ПИЯФ РАН РФ к.т.н. Смольского С.Л., Потапенко Г.Т., сотрудников ГНЦ РФ НИИАР Ижутова А.Л., Романовского С.В., сотрудников ГНЦ РФ НИФХИ Лисовского И.П., Сорокина В.К. за постоянное творческое взаимодействие.

Заключение диссертации по теме «Информационно-измерительные и управляющие системы (по отраслям)», Заикин, Алексей Анатольевич

Выводы

Вследствие применения вычислительной техники и цифровых PLD повысился уровень функциональной интеграции, унификации и адаптации оборудования комплекса АСУЗ-ИЯР.

Контролер АКНП построен в виде одного унифицированного, логически завершенного модуля, обеспечивающего независимо функции АКНП, АКП, АПП. Гальваническая развязка дискретных TTL сигналов, формируемых контроллером АКНП, осуществляется модулями ввода/вывода с повышенной нагрузочной способностью. Такое решение было принято для повышения надежности и помехозащищенности канала АКНП.

Каналы АКТП, АПОС, АКР, АРМ, АКПС и информационный канал унифицированные по типу модуля микропроцессора и как следствие, по типу соединительной платы между модулями в блоках (кросс плата) (кроме кросс платы для блока канала АПОС, имеющей дополнительно 1РВ шину).

Для канала АКТП принята унификация по передачи сигналов превышения пороговых значений по тепло-гидравлическим параметрам. Информация о превышении пороговых значений по тепло-гидравлическим параметрам передаются в каналы АПОС по интерфейсу КЭ-485.

Разделение функций между процессорной и цифровой техникой в канале АПОС приводит к организации дополнительной 1РВ шины для повышения быстродействия и унификации модулей ввода/вывода по выполняемым функциям.

В целях повышения надежности аппаратуры АДП, реализовано дублирование функций архивации и сигнализации причины возникновения аварийной ситуации на оперативных дисплеях пульта управления СУЗ.

6 Практическое внедрение результатов работы

Идея создания микропроцессорного комплекса АСУЗ-ИЯР, построенного на основе независимых интегрированных каналов УСБ, впервые была реализована для нового исследовательского реактора ПИК ПИЯФ. По расчетным характеристикам исследовательский реактор ПИК входит в ряд самых мощных тяжеловодных реакторов мира - максимальная плотность потока тепловых нейтронов в центральном экспериментальном канале составит 4,3x1015 нейтр./(см2хс).

Комплекс АСУЗ-ПИК разработан, изготовлен и прошел полный цикл испытаний в соответствии с техническим заданием и программой и методикой испытаний, утвержденных главным конструктором СУЗ - НИКИЭТ, и заказчиком -ПИЯФ. Устройства детектирования из состава комплекса АСУЗ-ПИК прошли метрологическую поверку на сертифицированном оборудовании исследовательского реактора Ф1 (РНЦ "Курчатовский институт"). Проведена комплексная проверка оборудования комплекса АСУЗ-ПИК в присутствии главного конструктора и заказчика. Проведены независимые процедуры верификации и валидации программного обеспечения комплекса АСУЗ-ПИК в соответствии с рекомендациями МЭК 60880 (Приложение Б).

Для уточнения технических характеристик погрешностей контролируемых величин мощности и периода, а так же анализа быстродействия формирования пороговых сигналов по мощности и периоду, аппаратура АКНП из состава комплекса АСУЗ-ИЯР проходила цикл лабораторных испытаний на исследовательском реакторе Ф1.

Комплекс АСУЗ-ПИК отправлен на объект в декабре 2002 года и в настоящее время осуществляется установка оборудования в помещениях здания реактора. Одновременно с этим для решения задачи первого пуска исследовательского реактора ПИК в мае 2003 года проведены экспериментальные работы по оценки чувствительности аппаратуры АКНП из состава АСУЗ-ПИК. Для этого использовалась аппаратура АКНП РПУ, установленная на физической модели исследовательского реактора ПИК. Проведенные экспериментальные работы показали достаточную чувствительность аппаратуры АКНП для осуществления первого пуска нового исследовательского реактора ПИК с использованием внешнего источника нейтронов.

Проведен первый этап обучения обслуживающего персонала исследовательского реактора ПИК навыкам работы с новым оборудованием. Аппаратура АКНП комплекса АСУЗ-ПИК будет эксплуатироваться на физической модели реактора до ввода помещения РПУ исследовательского реактора ПИК в действие.

С целью обеспечения качественного проведения процесса перегрузки топлива и обеспечения режима мониторинга по нейтронным параметрам на исследовательском реакторе МИР.М1 НИИАР в ноябре 2002 года была апробирована и введена во временную эксплуатацию аппаратура АКНП из состава комплекса АСУЗ-ИЯР. Полученные результаты экспериментальных работ позволили более точно определить плотность потока тепловых нейтронов в каналах ИК в состоянии остановленного реактора. В дальнейшем результаты этих экспериментов использовались при адаптации комплекса АСУЗ-ИЯР для исследовательского реактора МИР.М1. В период с 2002 по 2004 год изготовлен в соответствии с договором с НИИАР комплекс АСУЗ-МИР, предназначенный для модернизации существующей аппаратуры СУЗ исследовательского реактора МИР.М1, проведены регламентируемые техническим заданием и методикой испытания, включая предложенный блок детектирования на основе КНУ-3 (Приложение В). В настоящее время оборудование отправлено на объект, проводятся пуско-наладочные работы.

Реконструкция исследовательского реактора ВВР-Ц НИФХИ планируется после 2010 года, однако, уже сейчас проводится поэтапная модернизация существующей аппаратуры СУЗ. С этой целью в июне 2003 года поставлен интегрированный канал УСБ и аппаратура АДП из состава комплекса АСУЗ-ИЯР для режима автоматического регулятора мощности и мониторинга по нейтронным параметрам. Проведен первый этап пуско-наладочных работ.

В результате модернизации аппаратуры АРМ повысилась точность и надежность автоматического регулирования в режиме стабилизации мощности. Произошло качественное улучшение условий эксплуатации оборудования -подвески блоков детектирования, используемые для автоматического регулирования, не перемещаются в процессе эксплуатации. Повысились надежность, достоверность, качество и эргономические характеристики устройств отображения информации по контролируемым параметрам, расположенных на пульте управления СУЗ.

Ближайшие перспективы использования интегрированного канала УСБ на исследовательском реакторе ВВР-Ц заключаются в подключении каналов контроля нейтронного потока и тепло-гидравлических параметров, участвующих в управлении аварийной защитой, для более надежного отображения, протоколирования информации, анализа предыстории событий и первопричины возникновения аварийной ситуации.

В дальнейшем планируется изготовление двух интегрированных каналов УСБ, канала РПУ и осуществление полной замены существующей СУЗ исследовательского реактора ВВР-Ц.

Применение интегрированного канала УСБ для автоматического регулятора мощности и режима мониторинга нейтронных параметров исследовательского реактора ВВР-Ц является доказательством правильности выдвинутой концепции структурного построения интегрированного комплекса АСУЗ-ИЯР в части возможности поэтапной (канальной) модернизации существующих СУЗ.

Заключение

Результатом настоящей работы явилось создание методологических и технических решений для разработки интегрированного комплекса АСУЗ-ИЯР с целью повышения безопасности реакторной установки путем увеличения числа выполняемых функций, улучшения технических и эксплуатационных характеристик, расширения диагностического контроля и мониторинга. Комплекс АСУЗ-ИЯР является универсальным по структуре построения и составу аппаратных средств и предназначен для модернизации большинства типов исследовательских реакторов и критстендов.

Для решения поставленных задач проведена экспертиза технического состояния существующей аппаратуры СУЗ на исследовательских реакторах МИР.М1, СМ2 (НИИАР, Димитровград, Россия), ВВР-Ц (НИФХИ, Обнинск, Россия), ИБР-2М (ОИЯИ, Дубна, Россия), ВИР-2М, ГИР-2 (ВНИИЭФ, Саров, Россия), ВВР-СМ (ИЯФ, Ташкент, Узбекистан), ИВВ-9 (ИЯИ, Далат, Вьетнам), ИРТ-1 (ЦЯИ, Тажура, Ливия), VR-1 (Прага, Чехия), ИРТ-2000 (София, Болгария). Результаты показали несоответствие аппаратуры СУЗ большинства исследовательских реакторов современным нормам и правилам ядерной безопасности, физическое старение оборудования и, как следствие, отсутствие запасных частей. Недостаточный объем контроля, слабая эргономика являются препятствием для более качественного проведения научных исследований и прикладных работ. Все это снижает безопасность работы реакторной установки.

Возникла необходимость в создании современных комплексов с улучшенными техническими характеристиками, повышенной надежностью, оптимально адаптируемых к проектам реакторных установок, отвечающих современным нормам и правилам, выполненных с применением новейшей техники и технологии.

Изучение и систематизация по наиболее важным параметрам (временя формирования управляющего сигнала и надежность аварийной защиты) структур построения, алгоритмов работы и технических характеристик СУЗ ядерных реакторов передовых российских (ССА, НПЦ "Элегия", ВНИИЭМ) и зарубежных (Siemens, Westinghouse, Merlin Gerin) производителей выявили отсутствие интегрированных систем, обеспечивающих оптимальное сочетание полного объема защиты и контроля, и удовлетворение требуемых технических характеристик и конструктивно-технологических особенностей исследовательских реакторов.

Для создания многофункциональной, адаптируемой, конкурентоспособной аппаратуры необходимо совмещение прогрессивных технических решений и концепций структурного построения СУЗ, применение комплексного подхода к реализации конкретных задач с применением цифровой и вычислительной техники.

Проведенный цикл лабораторных испытаний канала контроля нейтронного потока из состава комплекса АСУЗ-ИЯР на исследовательском реакторе Ф1 в РНЦ "Курчатовский институт", подтвердил расчетные значения погрешности контролируемых величин и временных параметров формирования сигналов управления аварийной защитой по мощности и периоду.

В результате обобщения и систематизации технических требований и характеристик, проведенных экспериментальных работ сформулированы следующие методологические решения, повышающие эффективность системы аварийной защиты и надежность комплекса АСУЗ-ИЯР: информационно-диагностическая взаимозависимость каналов аварийной защиты, характерная для сетевых иерархических структур СУЗ и необходимая для анализа исправности и автоматического изменения логики работы, увеличивает время формирования сигала аварийной защиты пропорционально числу одноименных каналов; вследствие этого оптимальным является построение СУЗ по канальному принципу, при независимом контроле исправности каналов реализованным на аппаратном уровне; применение процессорной техники для функций мажоритарного сложения сигналов управления аварийной защитой является неоправданным, повышающим время формирования результирующего сигнала; для этих целей необходимо использовать цифровые логические элементы, уменьшающие задержку распространения сигнала до минимума (порядка десятков не.); в данном случае микроконтроллеры применяются для диагностики и мониторинга; на текущий момент развития техники и технологии является актуальным дальнейшее развитие идеи конструктивной интеграции оборудования СУЗ, результатом которой является создание устройства, обеспечивающего формирование обобщенных управляющих сигналов для защитной системы безопасности и системы нормальной эксплуатации в зависимости от контролируемых нейтронных и технологических параметров; такая конструктивная интеграция приводит к сокращению линий связи, следовательно, к большей ЭМС защищенности и надежности. техническая формализация канала управляющей системы безопасности как самостоятельную функционально независимую часть комплекса АСУЗ-ИЯР, обеспечивает повышение адаптации комплекса и проведение поэтапной модернизации существующих СУЗ исследовательских реакторов. вследствие циклической работы исследовательских реакторов - от нескольких месяцев до одного дня, создание методики и алгоритмов функционирования аппаратуры в составе комплекса АСУЗ-ИЯР для осуществления автоматизированной предпусковой проверки оборудования СУЗ является крайне необходимой; в этом случае исключается человеческий фактор ошибки, сокращается время и повышается достоверность таких проверок.

По результатам проведенного анализа обоснован и предложен комплексный подход к выбору структурного построения, номенклатуре функциональных задач и в соответствии с этим систематизированы требования к техническим и эксплуатационным характеристикам СУЗ, удовлетворяющие современным нормативным документам российских и международных стандартов для исследовательских реакторов.

Реализация этих предложений дает следующие преимущества: повышение надежности:

1) вероятность ложного срабатывания управляющего сигнала аварийной защиты за год - Одкнп(2/з) =1,6*10"6 , Одктп(2/з) =2,5x10"6;

2) вероятность неготовности управляющего сигнала аварийной защиты за год - Одкнп(2/з) =5,3x10"7, Одкщг/з) =5,7х 10"7; повышение технических характеристик: увеличение быстродействия системы аварийной защиты в рабочем диапазоне 10 + 120 %Мном - 20 мс; расширение функциональных возможностей: регистрация причины аварийной ситуации, автоматизированная проверка и калибровка измерительных каналов; сокращение объемов оборудования в 5 раз; сокращение номенклатуры запасных частей; сокращение сроков изготовления до 12 -15 месяцев; снижение стоимостных характеристик в 4 раза; повышение конкурентоспособности.

На основании проведенной работы можно сделать следующие выводы, подчеркнуть некоторые особенности разработанного комплекса АСУЗ-ИЯР и наметить возможные перспективы.

1. Комбинированная структура комплекса АСУЗ-ИЯР с канальным построением в части формирования управляющих сигналов защитной системы безопасности и контроля при полной независимости каналов и шинной организацией для обеспечения функций мониторинга и передачи информации на верхний уровень является предпочтительной по сравнению с шинной иерархической структурой организации СУЗ. Канальная структура построения СУЗ повышает надежность по функциям ложного срабатывания и несрабатывания управляющего сигнала аварийной защиты, а так же уменьшает время формирования управляющего сигнала для защитной системы безопасности. Функциональная завершенность и независимость каналов дает возможность проведения поэтапной (канальной) модернизации существующих систем СУЗ исследовательских реакторов.

2. Применение в комплексе АСУЗ-ИЯР микропроцессорной техники и программируемых логических матриц с высокой степенью интеграции для управления аварийной защитой и контроля реакторной установки привело к расширению выполняемых функций, улучшению технических и эксплуатационных характеристик, повышению степени интеграции и унификации оборудования. Оптимальная степень избыточности аппаратно-программных технических средств (25 - 50 %) предоставляет возможность проводить реконфигурацию системы без конструктивной доработки и таким образом адаптировать комплекс АСУЗ-ИЯР к проектам большинства типов исследовательских реакторов. Интеграция и унификация технических средств привели к уменьшению объемов, номенклатуры, сроков изготовления и настройки оборудования, сокращению стоимости и сроков внедрения комплекса АСУЗ-ИЯР и, как следствие, к повышению его конкурентоспособности.

3. Создание целевых контроллеров для решения задач контроля и управления аварийной защитой является на данном этапе развития техники, экономически и организационно выгодным. Программное обеспечение целевых контроллеров разработано в соответствии с требованиями класса А международного стандарта МЭК 60880, включая процедуры верификации и валидации, и является вновь созданным продуктом ранее не применяемым.

4. Увеличение быстродействия системы аварийной защиты в диапазоне контроля мощности 10-5-120 %NHom является следствием оптимизации алгоритмов математического части программного обеспечения и принятых технических решений, используемых в контроллере АКНП.

5. Неотъемлемой частью комплекса АСУЗ-ИЯР является аппаратура, выполняющая функции расширенного мониторинга, отображения информации и диагностики. Применение для этих целей высокопроизводительных компьютеров и микропроцессоров в промышленном исполнении технически оправдано и позволяет повысить качество, достоверность и надежность аппаратуры, а так же осуществлять интеграцию функциональных задач. Так, в комплексе АСУЗ-ИЯР, оперативные дисплеи пульта управления СУЗ, помимо выполнения основной задачи - отображение текущей информации, осуществляют архивацию контролируемых параметров и регистрацию причины аварийного останова реакторной установки, равнозначно выполняемым функциям аппаратуры АДП. Разработка программного обеспечения такой аппаратуры проходила в соответствии с требованиями международного стандарта МЭК 60880.

6. Отличительной особенностью комплекса АСУЗ-ИЯР является, выполняемая аппаратурой АДП, автоматизированная предпусковая проверка по формированию аварийных и предупредительных управляющих сигналов для защитной системы безопасности исключающая ошибочные действия персонала реакторной установки при проведении соответствующих регламентных работ.

Комплекс АСУЗ-ИЯР является универсальной системой с наличием автоматического контроля в процессе работы. Анализ исправности технических средств осуществляется, как на аппаратном, так и на программном уровне, вплоть до контроля исправности выходного оптрона и линии связи.

Программирование и реконфигурация комплекса АСУЗ-ИЯР осуществляется при помощи программно-аппаратных эмуляторов, разработка и изменение программного обеспечения производится раздельно по функционально независимым подсистемам.

Для калибровки каналов управления защитой и контроля в состав комплекса АСУЗ-ИЯР включены, как стандартные, так и разработанные в ССА технические средства.

На основе предложенных концепций построения интегрированного комплекса АСУЗ-ИЯР в период с 1999 по 2002 годы разработан и прошел полный цикл испытаний (функциональных, механических, климатических, электромагнитных), регламентируемых техническим заданием на разработку, программой и методикой проведения испытаний, комплекс АСУЗ-ПИК для нового исследовательского реактора ПИК. Проведены независимые процедуры верификации и валидации программного обеспечения, разработанного для аппаратных средств комплекса АСУЗ-ПИК. В декабре 2002 года комплекс АСУЗ-ПИК установлен на объект.

При помощи аппаратуры контроля нейтронного потока из состава АСУЗ-ПИК в мае 2003 года проведены экспериментальные работы на физической модели реактора ПИК с целью подтверждения чувствительности и возможности осуществления первого пуска исследовательского реактора ПИК. Проведен первый этап обучения обслуживающего персонала исследовательского реактора ПИК навыкам работы с аппаратурой комплекса АСУЗ-ПИК. Для этой цели использовался канал АКНП из состава РПУ комплекса АСУЗ-ПИК, который будет эксплуатироваться до пуска нового исследовательского реактора ПИК на его физической модели.

В июле 2003 года проведен первый этап пуско-наладочных работ интегрированного канала УСБ комплекса АСУЗ-ИЯР на исследовательском реакторе ВВР-Ц в НИФХИ для автоматического регулирования мощности и режима мониторинга по нейтронным параметрам. В дальнейшем планируется расширение функций контроля и мониторинга установленного интегрированного канала УСБ и поэтапная модернизация существующей аппаратуры СУЗ исследовательского реактора ВВР-Ц.

Аппаратура контроля нейтронного потока из состава комплекса АСУЗ-ИЯР установлена во временную эксплуатацию в ноябре 2002 года на исследовательском реакторе МИР.М1 для контроля процесса перегрузки топлива и мониторинга по нейтронным параметрам. В процессе проведенных работ определены параметры плотности потока тепловых нейтронов в каналах ИК в режиме подкритического состояния исследовательского реактора МИР.М1.

В период с 2002 по 2004 год адаптирован, изготовлен и подвергнут регламентируемому циклу испытаний комплекс АСУЗ-МИР, предназначенный для модернизации существующей СУЗ исследовательского реактора МИР.М1 (НИИАР). В настоящее время комплекс АСУЗ-МИР отправлен на объект.

Заключен договор и проводятся работы по модернизации оборудования импульсного исследовательского реактора ИБР-2М (ОИЯИ) на основе разработанных структурных и технических решений интегрированного комплекса АСУЗ-ИЯР.

Комплекс АСУЗ-ИЯР адаптирован для исследовательских реакторов ВВР-Ц, ВВР-СМ, ИВВ-9, ИРТ-1, ФКБН-М, УРМ, ИРТ-2000.

Проводятся работы по заключению долгосрочных договоров и контрактов на поставку аналогичных комплексов на другие объекты атомной энергетики России и за рубежом.

Разработка и изготовление полномасштабных тренажеров для комплекса АСУЗ-ИЯР, удовлетворяющих требованиям большинства типов исследовательских реакторов, является, на данный момент, сложным с технической и дорогостоящей с финансовой стороны этапом, вследствие значительного различия в конструкции и назначении исследовательских реакторов.

Наиболее актуальным является внедрение в практику договоров поэтапной модернизации существующих СУЗ. Предложенная структура построения комплекса АСУЗ-ИЯР позволяет производить поэтапную модернизацию существующих СУЗ исследовательских реакторов, как уровневую, так и канальную, путем введения интегрированного канала УСБ в систему управления аварийной защитой и мониторинга реакторной установки. Поэтапная модернизация отчасти может заменить разработку полномасштабных тренажеров и использоваться для обучения обсуживающего персонала, а так же способствовать натурной проверки работоспособности аппаратуры и программного обеспечения, проведению необходимых экспериментальных работ.

Предпринятые шаги в этом направлении: проведение экспериментальных работ с привлечением обслуживающего персонала на физической модели исследовательского реактора ПИК и ввод в эксплуатацию интегрированного канала УСБ на исследовательском реакторе ВВР-Ц, подтверждают правильность выбранной концепции построения интегрированного комплекса АСУЗ-ИЯР.

Перспективным является использование информации архивируемой аппаратурой АДП для организации интеллектуального программного продукта предупреждающего нелогичные действия оператора реакторной установки. Это возможно при накоплении необходимого объема информации, благодаря аппаратуре АДП, и наличии опыта эксплуатации конкретной реакторной установкой, все предпосылки для этого имеются.

Следует упомянуть также возможность применения полученных результатов для импульсных исследовательских реакторов периодического и взрывного действия способных получать в импульсе большой поток тепловых нейтронов при минимальном тепловыделении (плотность потока тепловых нейтронов в импульсе может достигать 1017 нейтр./(см2хс)). Использование практических результатов данной диссертационной работы применительно к импульсным исследовательским реакторам считается актуальным уже сегодня, но следует провести ряд практических исследований в части быстродействия системы управления аварийной защитой, а так же ввести некоторое усовершенствование в алгоритмы работы автоматического регулятора мощности таких реакторов.

Полученный в результате проделанной работы опыт в эксплуатации аппаратно-программного комплекса АСУЗ-ИЯР на исследовательских реакторах является необходимым и важным этапом для подготовки объективных предложений по использованию принципиально новых технических решений в аналогичных системах для АЭС с ВВЭР.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Заикин, Алексей Анатольевич, 2004 год

1. Nuclear Engineering International, February 2003.

2. IEAE, International Symposium on Research Reactor Utilization, Safety and Management, Lisbon, September 1999.

3. IEAE-SM-360/1 "Current status of the world's research reactors'". B. Dodd.

4. IEAE-SM-360/2 "Current safety issues related to research operations". F. Alcala.

5. Заикин А.А., Каленский M.C. Общий анализ состояния и перспективы модернизации аппаратуры СУЗ отечественных исследовательских реакторов, Ядерные измерительно-информационные технологии, № 4, 2002.

6. IEC 61513, 2000, "Nuclear power plants Instrumentation and control systems important to safety - General requirements for systems".

7. CEI 61225:1993, Nuclear power plants Instrumentation and control systems important for safety - Requirements for electrical supplies.

8. EWICS Position paper 6 (1/85), System requirements specification for safety related systems.

9. IEEE 830:1998, IEEE Recommended practice for software requirements specifications.19.20. 21] [22]23.24.26.27.28.

10. C 60880, 1986, "Software for computers in safety systems of nuclear power station".

11. C 60880-2, 2002, Software for computers important to safety for nuclear power plants Part 2: Software aspects of defense against common cause failures, use of software tools of pre-developed software.

12. C 60780:1998, Nuclear power plants Electrical equipment of safety systems -Qualification.

13. C 61226:1993, Nuclear power plants -Instrumentation and control systems important for safety Classification.

14. Мирошник Ю.М. , Овчинников B.H., Пелеганчук Ю.И., Пронякин A.B., Семичастнов В.О., Фельдман М.Е., Шермаков В.Е. Управляющая система безопасности АЭС, Ядерные измерительно-информационные технологии №1. 2004.

15. Заикин А.А., КаленскЦй М.С., Пушкин В.В., Соколов И.В. Комплекс АСУЗ-ОЗР системы управления л защиты исследовательского ядерного реактора ПИК. Современные технологии и автоматизации, №3, 2002.

16. OSIRIS Experimental TELEPERM-XS. The1. Reactor", Merlin Gerin

17. Digital l&C Systems for Functions Important to Safety in Nuclear Power Plant^. System Overview. Published and coppering (1998): Siemens AG.

18. Taiwan NPP, Requirements Specification, Detail stages 1-3 of process engineering task description for the safety instrumentation and control systems, Concept Report (valid version).

19. KWU LNP LYG/99/08 Failure mode and effect analysis of reactor protection system.

20. KWU NLL5/1996/110d Reliability aspects of TELEPERM-XS.

21. KWU NLLZ ST/1999/E004 Test report for supplementary tests according to IEEE344.

22. KWU NLL-1008-76 TEEPERM-XS System Data.

23. Technical Design LYG-X-PD25-23—30503C00-EN-056-E, 3-5.1.3.5 Alarm Annunciation.

24. U.S. Nuclear Regulatory Commission, Regulatory Guide 1.157, "Best-Estimate Calculations of Emergency Cooling System Performance", dated May 1989.

25. U.S. Nuclear Regulatory Commission Report, NUREG/CR-5249, "Quantifying Reactor Safety Margins the Code Scaling, Applicability, and Uncertainty Evaluation Methodology to Large-Break, Loss-of-Coolant", December 1989.

26. SPIN-RPS// Реконструкция исследовательского реактора IRT-2000. Технический проект. Система контроля и управления. Пояснительная записка. №31-00240/00А. 2003.41. "SPIN, User's ManualMerlin Gerin

27. American National Standard Nuclear Power Plant Simulators to Use Operator Training, ANSI/ANS-3,5-1985, published by ANS, Illinois, USA.

28. Safety Issue for Advanced Protection, Control and Human-Machine Interface Systems in Operation Nuclear Power Plants. IEAE Safety Reports Series №6. Vienna, 1998.

29. Paulson J. et al. The use of integrated test environment in the design and verification of digital close loop automatic control systems for SIZEWELL В pressurized water reactor.- 2], v.2, p. 1479-1487.

30. Hornaes A. et al. The EOP visualization module integrated into the PLASMA online nuclear power plant safety monitoring and assessment systems. 14], p. 649-659.

31. Basu S., Webb N. Design and verification of computer based reactor control system modification at BRUCE-A CANDU nuclear generating station.- 6], p. 331-346.

32. K. Matejka, A. Kolros, M. Kropik, L. Sklenka. Training Reactor VR-1. Reactor Description, principles of the Nuclear Safety, reactor Experiments. Department of nuclear reactors, CTU in Prague, 1998.

33. Боровик Г.Ф. и др. Комплекс аппаратуры контроля нейтронного потока системы управления и защиты водо-водяных реакторов АЭС. Атомная энергия т.54, вып.1, январь 1983.

34. Буренко И.Е. и др. В кн.: Труды симпозиума специалистов стран - членов СЭВ. "Построение систем аппаратуры ядерного приборостроения". Москва, 1976, с. 13.

35. Гусаров A.M., Жернов B.C., Любецкий К.И. Аппаратура системы управления и защиты реакторных установок, разделы 2, 3, 4 в книге Как создавалось отечественное ядерное приборостроение. Москва 2002г., Техника молодежи.

36. Ананьев В.Д. и др. ИБР-2 импульсный реактор периодического действия для нейтронных исследований. Издательский отдел Объединенного института ядерных исследований, 1977.

37. Ломидзе В.Л. Импульсные ядерные реакторы. Москва, Знание, 1982.- 64с.

38. Матвеев В.В., Хазанов Б.И. Приборы для ионизирующих излучений, Москва, Атомиздат, 1967.

39. Вальд А. Последовательный анализ. Москва, Физматгиз, 1960.

40. Гчеденко Б.В., Беляев В.К., Соловьев АД. Математические методы в теории надежности. Москва, Советское Радио, 1972.

41. Козлов Б., Ушаков Н. Справочник по расчету надежности, Москва, Советское радио, 1975.

42. Ильенко С.А., Недбайло А.Г., Овчинников В.А. Реактор МИР. Современные программы испытаний топлива ВВЭР, 1997.

43. Климашов A.A., Хазанов Б.И., Черкашин И.И. Организация обмена данными в системах КРО. Ядерные измерительно-информационныетехнологии-99. Труды Научно-инженерного центра "СНИИП", Москва, Измерительно-информационные технологии, 1999.

44. Эйзенбарт В. Промышленные шины для систем автоматизации. Мир компьютерной автоматизации, №3,1998.

45. Локотков А. Интерфейсы последовательной передачи данных. Стандарты El RS-422/RS-485. Современные технологии автоматизации. №2,1997.

46. Щербаков А. Сеть CAN: популярные прикладные протокол. Chip News, №5, 1999.

47. Халсбос P. CAN/OPEN в борьбе с Interbus/S и LON. Мир компьютерной автоматизации. №1, 1998.

48. Панфилов A.B. Макарова A.A. учет вероятности принятия искаженных данных при определении формата сообщения в информационных каналах систем радиационного контроля. Ядерные измерительно-информационные технологии. №3, 2003

49. Заикин A.A., Каленский М.С., Тебейкин И.Б. Аппаратура диагностики и протоколирования в комплексах СУЗ ИЯР. Ядерные измерительно-информационные технологии, №3, 2002.

50. ГОСТ 12997-84 Изделия ГСП. Общие технические условия.

51. ГОСТ 15150-69 Машины, приборы и другие технические изделия. Исполнение для различных климатических районов. Категории, условия хранения, эксплуатации и транспортирования в части воздействия климатических факторов внешней среды.

52. ГОСТ 50746-2000 Совместимость технических средств электромагнитная. Технические средствадля атомных станций. Технические требования и методы испытаний

53. РД 95 988-90 Изделия ядерного радиоизотопного приборостроения и радиационной техники. Надежность. Прогнозирование количественных показателей.

54. РМ 25 446-87 Методика расчета показателей безотказности.

55. Глазунов Л. Грабовецкий В., Щербаков О. Основы теории надежности автоматических систем управления. Москва, 1997

56. Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев A.M. Безопасность ядерных энергетических установок, Москва, Энергоатомиздат, 1986.

57. Липаев В.В. Надежность программных средств. Москва, "Синтег", 1998

58. ГОСТ 26291-84. Надежность атомных станций и их оборудования. Общие положения и номенклатура показателей.

59. РТМ 95 823-81. Надежность оборудования реакторных установок АЭС. Методика расчета.

60. Швыряев Ю.Ф. и др. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения. ИАЭ им. Курчатова. 1992.

61. Safety Practices. Safety Series/ Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants (Level 1). IAEA, Vienna. 1992.

62. Ломзин В.Ф., Мельников K.H., Попков И.Г., Прохоров Ю.Б. Широкодиапазонный канал контроля нейтронов для ВВЭР-1000. Ядерные информационно-измерительные технологии, №4, 2002.

63. Кондратьев В.В. Исследование быстродействия измерителя периода. Отчет (по архиву НИКИЭТ) №3.641. От., 1981.

64. Лернер А.Я. Введение в теорию автоматического регулирования. Москва, Государственное научно-техническое издательство машиностроительной литературы, 1958.

65. Бесекерский В. А., Попов Е.П. Теория систем автоматического регулирования. Москва, Энергоатомиздат, 1975.

66. Нетушил A.B., Балтушевич A.B., Бурляев В.В. и др. Теория автоматического регулирования: нелинейные системы управления при случайных воздействиях. Учебник для вузов, под ред. A.B. Нетушила, Москва, Высш. школа, 1983.

67. Шульц A.M. Регулирование энергетических ядерных реакторов, перевод с англ. И.Б. Виханского, В.В. Королева, под ред. д.т.н. Д.И. Воскобойника. Издательство Иностранной литературы, Москва, 1957.

68. Юркевич Г.П. "Системы управления энергетическими реакторами", Москва, ЭЛЕКС-КМ, 2001.

69. Кипин Дж. Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. Москва, Атомиздат, 1967.

70. Терентьев В.Г., Чиглинцева И.М. Системы контроля, регулирования и защиты ядерных энергетических установок. Часть 1. Динамика ядерного реактора при работе на малых уровнях мощности. Издание МИФИ, 1974.

71. МЭК 60960 Принципы проектирования систем отображения параметров безопасности атомных станций.