автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.01, диссертация на тему:Методы оценки и прогнозирования надежности аппаратуры контроля радиационной безопасности по данным многолетней эксплуатации энергоблоков атомных станций

На правах рукописи УДК 621.039.58

Саакян Сурен Петросович ^у^У^/

МЕТОДЫ ОЦЕНКИ И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ НАДЕЖНОСТИ АППАРАТУРЫ КОНТРОЛЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПО ДАННЫМ МНОГОЛЕТНЕЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

Специальность 05.13.01 - Системный анализ, управление и обработка информации (по энергетике)

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

1 2 ?000 Обнинск-2008

003457228

Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Обнинский государственный технический университет атомной энергетики (ИАТЭ)

Научный руководитель:

доктор технических наук, профессор Острейковский Владислав Алексеевич

Официальные оппоненты: доктор технических наук,

профессор Древе Юрий Георгиевич

кандидат технических наук, Морозов Владимир Борисович

Ведущая организация:

Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций (ВНИИАЭС), г. Москва

Защита состоится « » 2008 г., в 14.00 часов на заседании

диссертационного совета Д 212.176.01 'при Обнинском государственном техническом университете атомной энергетики по адресу: 249040, Калужская обл., г. Обнинск, Студгородок, д.1, зал заседаний Ученого совета ИАТЭ.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ИАТЭ.

Автореферат разослан 2008 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор физико-математических

наук, профессор

Шаблов В.Л.

Общая характеристика работы

Актуальность проблемы. Ядерная энергетика играет немаловажную роль в общемировой энергетической отрасли и, скорее всего, сохранит свои позиции в XXI веке. Однако ядерные энергетические установки (ЯЭУ) в России и в других странах мира, приблизились к первому «промежуточному финишу» - постепенно заканчивается назначенный срок службы энергоблоков (ЭБ) атомных станций (АС) с реакторами первых поколений. Вопрос об эксплуатации оборудования за пределами назначенных сроков службы напрямую связан с обеспечением надежности и безопасности АС. Обеспечение безопасной эксплуатации действующих ЭБ - центральная задача, которая решается выполнением долговременных мероприятий, предусмотренных в соответствующих планах реконструкции и модернизации.

Развитие атомной энергетики и тиражирование однотипных АС привело к появлению объектно-ориентированной группы штатных технических средств контроля радиационной безопасности аппаратуры контроля радиационной безопасности (АКРБ).

АКРБ служит для эффективного систематического и непрерывного контроля целостности защитных барьеров, обеспечивает получение информации о радиационной обстановке в различных помещениях АС, в санитарно защитной зоне и зоне наблюдения, а также данных индивидуального контроля облучения персонала.

Актуальность темы диссертации определяется необходимостью системного анализа данных при проектировании и эксплуатации систем АКРБ АС с целью определения характеристик надежности этого оборудования. Очевидно, что без знаний о характеристиках надежности оборудования обеспечение работоспособности и безопасности АС сверх установленных при проектировании сроков эксплуатации невозможно. Проблема определения характеристик надежности заключается в том, что имеющиеся методы расчета не позволяют их определить по имеющимся эксплуатационным данным об отказах ввиду их неоднородности.

Таким образом, объектом исследования представленной работы является АКРБ АС, рассматриваемая как сложная система с комплектом запасных элементов.

Предметом исследования являются методы и модели расчета надежности АКРБ, обеспечивающие повышение эффективности и безопасности эксплуатации АКРБ АС.

Цель и задачи исследования. Целью работы является решение проблемы оценивания и прогнозирования характеристик надежности сложных систем при неоднородном потоке отказов на примере АКРБ АС. Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

1) выполнить системный анализ данных об отказах оборудования АКРБ различных ЭБ АС с целью их классификации и систематизации;

2) произвести анализ существующих методов определения характеристик надежности;

3) разработать метод обработки данных для получения характеристик надежности при неоднородном потоке отказов;

4) определить значения характеристик надежности АКРБ по данным многолетней эксплуатации ЭБ АС.

Научный базис для решения проблемы. Исследование опирается на модели анализа надежности систем, представленные во многих работах как отечественных, так и зарубежных авторов. Разработка моделей оценки показателей надежности опирается на труды Ф. Байхельта, A.B. Антонова, Р. Барлоу, Ф. Прошана.

Методы исследований. Представленная работа основывается на использовании и развитии методов теории надежности, теории систем, математической статистики.

Научная новизна работы состоит в следующем:

1. Впервые выполнено обобщение, системный анализ и классификация разнородных статистических данных об отказах оборудования различных по структуре систем АКРБ по опыту их многолетней эксплуатации на разных АС;

2. Разработан метод расчета характеристик надежности объектов при неоднородном потоке событий, основанный на новом алгоритме построения нормализующей функции потока отказов.

3. Впервые по эксплуатационным данным выполнен расчет и прогнозирование характеристик надежности АКРБ, ранее рассчитываемых лишь на основе модельных данных на этапе проектирования.

Перспективы использования полученных результатов связаны с методикой оценки и прогнозирования показателей надежности АКРБ АС. Разработанное методическое обеспечение позволяет применять его не только для АКРБ АС, но и другого оборудования со схожей структурой и спецификой эксплуатации.

Личное участие автора в получении научных результатов, изложенных в диссертации. Все научные результаты, положенные в основу диссертации, получены автором самостоятельно.

Практическая значимость заключается в использовании разработанной методики, программного обеспечения и результатов расчета характеристик надежности в процессе анализа опыта эксплуатации стареющего оборудования АКРБ, принятия решений о его замене или восстановлении (имеются акты об использовании результатов исследования надежности АКРБ Курской и Смоленской АЭС).

Достоверность результатов исследования обеспечена корректным использованием математического аппарата и подтверждается сравнением показателей надежности, рассчитанных разными методами - классическими и новым, предложенным автором.

Апробация работы. Основные результаты диссертации докладывались на конференции и реализованы в методике: «Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. VII Международной конференции, г.Обнинск, 8-11 октября 2001 г. - Обнинск»; «Методика оценки технического состояния и определения остаточного ресурса аппаратуры систем радиационного контроля атомных станций РД Э0-0519-2005: - М.: Министерство РФ по атомной энергии; Концерн «Росэнергоатом»».

Основные положения, выдвигаемые на защиту:

Результаты анализа и классификация разнородных данных об отказах АКРБ АС, основанная на качественном разделении АКРБ на различные типы, выделении отдельных блоков и устройств, входящих в состав АКРБ, и на разделении причин отказов АКРБ;

Метод определения характеристик надежности сложных систем при неоднородном потоке отказов, основанный на нормализующей функции потока отказов;

Результаты сопоставления характеристик надежности АКРБ, рассчитанных при неоднородном потоке отказов известными методами и методом, выносимым на защиту;

Результаты расчета характеристик надежности оборудования АКРБ АС по данным их многолетней эксплуатации на Балаковской АЭС, позволившие уточнить существующие паспортные данные о надежности, рассчитанные на этапе проектирования.

Структура и объем диссертации:

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и трех приложений. Общий объем диссертации, включая 57 рисунков и 32 таблицы, составляет 134 страниц. Основной текст работы изложен на 115 страницах. Библиографический список содержит 106 наименований.

Краткое содержание диссертации

Во введении описан объект исследования и сформулирована научная новизна и практическая значимость работы, представлены положения, выносимые автором на защиту.

Первая глава посвящена анализу существующих литературных источников по проблеме надежности сложных систем. Оценка характеристик надежности различного оборудования осуществляется с использованием различных методов. Представлены методы для оценивания характеристик надежности технических систем, оборудования АС и аппаратуры АКРБ.

Во второй главе представлен качественный анализ эксплуатацион-

ных данных об отказах элементов, блоков, подсистем АКРБ различных АЭС. Классификация данных об отказах АКРБ АС была выполнена по нескольким критериям: 1) данные об отказах АКРБ в целом; 2) отказы устройств и блоков АКРБ; 3) отказы подсистем и элементов блоков АКРБ; 4)причины отказов.

Необходимость сбора и обработки эксплуатационных данных оборудования АКРБ с целью оценки и прогнозирования надежности, а, следовательно, и безопасности обусловлена объективными обстоятельствами, так как действительные значения показателей качества таких структурно сложных объектов, какими являются системы АКРБ, обычно существенно отличаются от рассчитанных на стадиях проектирования. Кроме того, они не только отличаются от расчетных, но и изменяются с течением времени. Эти изменения имеют свои особенности для одних и тех же типов объектов, в зависимости от условий эксплуатации и претерпевают колебания во времени и в зависимости от характера выполняемых на объекте работ.

Данные об отказах АКРБ представляют собой информацию о количестве отказов объекта за некоторый временной интервал. В этой ситуации оценка показателей надежности АКРБ возможна только через ведущую функцию или через параметр потока отказов.

В результате выполнения задач диссертации был собран и классифицирован обширный статистический материал об отказах оборудования систем АКРБ пяти АС (Смоленской, Балаковской, Курской, Нововоронежской, Кольской). Общий объем статистики о работоспособности систем АКРБ АС составляет 30676 сообщений. Такой объем статистических данных о функционировании АКРБ подвергнут анализу впервые в практике атомной энергетики в нашей стране и за рубежом. Естественно, что собранные данные позволяют оценить полную картину результатов проектирования и эксплуатации такой важной системы для безопасности АС, какой является АКРБ, и позволяют дать обоснованные рекомендации конструкторам и эксплуатационному персоналу по дальнейшему совершенствованию методов проектирования, техническому обслуживанию и ремонту АКРБ.

Из общего числа статистики данные об отказах АКРБ распределяются по АС следующем образом: Смоленская АЭС ЭБ 1, 2 (АКРБ-06) за период 1990-1996 и 2001-2004 гг. (общее количество отказов 3776), ЭБ 3 САЭС за шесть лет эксплуатации (общее количество отказов 1605); Кольская АЭС ЭБ 1, 2 (Система 8004-01) и ЭБ 3, 4 (АКРБ-03) за три года функционирования (общее количество отказов 1388); Нововоронежская АЭС ЭБ 3, 4 (Система 8004-01) и ЭБ 5 (АКРБ-01, с элементной базой АКРБ-03) (общее число отказов 793 и 1686); Балаковская АЭС (АКРБ-03) за период 1986-2003гг. ЭБ 1-4, спецкорпус и автономные устройства (об-

щее количество отказов 4383, 3480, 4374, 2274, 2579, 3058); Курская АЭС ЭБ 1, 2 за два года и ЭБ 3,4 за три года (общее количество отказов 423 и 857 соответственно).

В третьей главе показано, что статистические данные об отказах АКРБ имеют ярко выраженный неоднородный характер. Представлены как классические методы расчета показателей надежности, так и разработанный.

Оборудование АКРБ относится к классу восстанавливаемых систем. Поэтому для определения оценки параметра потока отказов со, а также

его верхней со и нижней границы й) используются следующие формулы:

и(Д/)

ffl(0 = ■

NAt

(1)

g)(t, At) = Q(t, At)I At , co(t, At) = Q(t, At)I At; (2)

0(t Ал 00(l -рУ/о, 2(n(t,At) +1)]

2N{t)~ n{t, At) + 0,5^[l00(l - p}V0, n{t, At)+1]'

pit ал- хШ1-рУ/«Мм)]

- ' 2Nit) - n(t, At) +1 + 0,5z[100p%, 2n(t, A/)]' где %(y,r)- ^-процентная точка хи-квадрат распределения с г степенями свободы; п - число отказов оборудования; N - число однотипных устройств.

Метод ядерных оценок параметра потока отказов подробно представлен в работах В.А. Чепурко. Окончательный вид соотношения для оценки параметра потока отказов, когда число отказов п превышает число объектов т (п>т):

i ,

Ю'

Ы=1

1

tl ft

-exp

e{t).

—^erfc 2 T

mm a

/ л \ f TN-t

-m

t-

где erfc(z)

1 -e-\N.

+ -

\<7-j2i

г 4N

(3)

(та-/)2

2na2

j2Na) 42nTTN + t t - момент времени.

/ГП'

В теории надежности для определения различных характеристик широко используется уравнение восстановления, известное как интегральное уравнение Вольтерра 2-го рода. Оно справедливо, если поток событий (отказов или восстановлений) удовлетворяет тому, что времена наработок до отказа были независимыми, одинаково распределенными (НОР) случайными величинами.

По известной теореме теории восстановления при этих начальных допущениях параметр потока отказов при 7 со стремится к постоянной величине. Данные условия могут соответствовать периоду нормальной эксплуатации. Но как известно, существуют три стадии эксплуатации объекта: приработка, нормальная эксплуатация и износ (старение). И в зависимости от стадии эксплуатации изменяются характеристики надежности оборудования и способы их расчета. И это подтверждается на практике, когда интенсивность потока отказов имеет самые произвольные зависимости от времени. Вызвано это может быть старением элементов оборудования. Наличие у параметра потока отказов зависимостей, отличных от константы, можно отождествить с присутствием в потоке отказов областей-«сгустков» и областей-«разрежений» отказов. Первые области приводят к тому, что за достаточно короткий промежуток времени среднее число отказов получает приращение, значительно превосходящее среднестатистическое на предыдущем этапе. Если же в потоке отказов есть «разрежения», то есть сравнительно долгий промежуток времени отказов не наблюдается, то интенсивность уменьшается до нуля. Следовательно, по параметру потока отказов или по ведущей функции восстановления можно судить о том, насколько имеющийся поток отказов однороден. Эти вероятностные характеристики являются своеобразными индикаторами наличия в потоке неоднородностей.

Оценивание характеристик надежности в предположении независимости и одинакового распределения наработок до отказа, в ситуации, когда это предположение не выполняется, может приводить к серьезным ошибкам.

Неоднородность будет определяться нормализующей функцией потока (НФП) ¥(/), которая позволит в ситуации неоднородного потока перейти к однородному. НФП должна быть дифференцируемой, монотонно возрастающей на [0;со) и равна 0 при 1=0.

В §3.3 диссертации представлен новый алгоритм построения нормализующей функции потока отказов, применяя которую к гипотетическому однородному потоку отказов, можно получить близкий к «реальному» поток и наоборот. График параметра потока отказов (ППО) по мере увеличения времени сглаживается и постепенно становится близким к константе. Наличие на начальном этапе таких сгущений (разрежений) вызвано высокой (соответственно низкой) вероятностью отказа на данном временном интервале, по сравнению с соседними интервалами. Наиболее вероятный интервал времени, которому принадлежит первый отказ короче соответствующих интервалов следующих отказов. Чем дальше мы двигаемся по временной оси, тем более не определяемыми становятся моменты отказов. Поток отказов представляет собой данные об отказах одной системы, с учетом того, что восстановление происходит мгновенно ввиду малости времени восстановления по сравнению со временем работы системы. В результате мы имеем упорядоченный массив

моментов отказов: г(

Выражая момент отказа тк через времена между отказами, естест-к

венно получается, что т1 - У,, где наработка системы до ¡-го отка-

м

за. В случае обычного потока отказов все - НОР случайные величины. Также предполагая, что все ^ - НОР случайные величины допустим, что

ч = ч(£ 11 - ^ Лк =1А-; Го = о. Ы )

Тогда, ¡'-я наработка между отказами

Для оценивания нормализующей функции потока (7) можно предложить следующий алгоритм. Необходимо найти такое преобразование 1Р ' потока отказов, которое приводило бы его почти к идеальному

простейшему потоку отказов. А в простейшем потоке отказов количество отказов на интервале длины А имеет пуассоновский закон:

р

Если на оси ординат построить такое разбиение, чтобы длина каждого интервала была бы хотя бы приблизительно пропорциональна числу отказов, тогда мы получим поток отказов очень близкий к пуассоновскому потоку отказов, т.к. для пуассоновского процесса среднее число восстановлений, равно числу восстановлений деленное на длину интервала.

Предположим, что на оси ординат есть 5 интервалов Л; = '■> ) > ПРН этом сг0 =0, в которые попало 1-',,..., \\ наблюдений, при этом ^\\ = п. Пусть длина интервала = А-V} + В, т.е.

<т] -V, +5), где В = — ->0 при я —» оо. И пусть

/=о п

1 — В я

тогда = Ап + Вй = \. Следовательно, А --. Если в

эксплуатационных данных будут присутствовать подряд идущие интервалы с нулевой частотой, то их необходимо объединить в один интервал, при этом потери информации не произойдет.

к

л

После такой группировки определим функцию Ч/Ч . Пусть ось абсцисс разбивают интервалы А* = \jj-xПРИ этом го = О- Тогда

чн(0=

гед;

у

где <Jj=YJ{¿■v, + B)■

(=1

Нижняя функция - средний прогноз поведения потока отказов на будущее.

/еА'

—; г>г„

+ /еА;

г,-Г; />1

В этом случае можно считать, что мы имеем дело с простейшим потоком отказов (на оси ординат) с интенсивностью

со =

1

[А-У;+В}гп тА

, где т- число объектов, формирующих дан-

ный поток отказов.

Таким образом, в третьей главе:

1. Подробно проанализированы соотношения для определения единичных показателей надежности оборудования АКРБ по выборочным данным.

2. В качестве непараметрического метода обработки данных в главе описан метод ядерных оценок. Он хорошо себя проявляет при наличии цензурирования в выборках.

3. Проанализирована природа возникновения неоднородных потоков отказов АКРБ. Представлен метод оценивания показателей надежности

для неоднородного потока отказов.

4. Разработан новый алгоритм построения нормализующей функции потока отказов АКРБ.

В четвертой главе выполнено сравнение показателей надежности, вычисленные классическими методами и новым методом, описанными в главе 3. Для примера применим методы расчета для блока УДГБ-05, входящего в состав оборудования АКРБ Балаковской АЭС.

Рис. 1. Зависимость от времени параметра потока отказов УДГБ-05 ЭБ1 Балаковской АЭС, рассчитанного методом ядерных оценок

Ф-— Плотность распределения 1 наработки до первого отказа

—*— Плотность распределения

наработки до второго отказа

Плотность распределения наработки до третьего отказа

• - -Ш • • Плотность распределения наработки до четвертого отказа

—■—Плотность распределения предельной наработки до отказа

Рис. 2. Плотность распределения УДГБ-05 на ЭБ 1 Балаковской АЭС, рассчитанная в предположении неоднородного потока отказов

—Функция распределения наработки до первого отказа

—А— Функция распределения

наработки до второго отказа

~ - ♦ - - функция распределения

наработки до третьего отказа

—(- ■ функций распределения наработки до четвертого отказа

- Функция распределения предельной наработки до отказа

Рис. 3. Функция распределения УД1Ъ-05 наЭБ 1 Балаковской АЭС, рассчитанная в предположении неоднородного потока отказов

Устройство детектирования УДГБ-05 предназначено для измерения объемной бета активности паровоздушной смеси. Общее количество отказов за период с 1986-1996 гг. УДГБ-05 на ЭБ 1 равно - 72.

На рисунках 1-2 представлены характеристики надежности, вычисленные методом ядерных оценок и методом оценки при неоднородном потоке отказов по данным об отказах УДГБ-05 ЭБ 1 Балаковской АЭС. В результате расчета классическим методом получены оценка (1,87Е-04 1/ч), а также значения верхней (4,32Е-04 1/ч) и нижней (6,87Е-05 1/ч) границы.

В §4.4 в предположении неоднородного потока отказов определен коэффициент готовности. Для его определения использовался метод предложенный сотрудником кафедры АСУ ИАТЭ Волниковьм И.С.

( к

ПУСТЬ Тк(отК) = ^{отк) Ш^')

рий и профилактик без учета восстановлений, а ' к

- поток отказов по причине ава-

Т = Ф

к(восст) (восст)

Т}п(авА^<Т} + %ру1{^>Т}}у поток восстановлений аварийных и профилактических в зависимости от того, по причине чего был отказ, Т- параметр, отвечающий за период профилактики. Обозначим через в, = , лТ(= пип^Т'}) и

= 77(ав)Д{б <Т}+Л(пР)А^ ^Т},тогда (к "

Т = Чг*

к(отк) х (отк)

. ~ — Ш

> к(восст.) (восст)

Ч'=1 /

( к \

2>* \'=1

Время проведения £-той профилактики вычисляется по формуле: (к-1 (к-\ \

т — ш

(проф)к 1 (отк)

(отк)

К .

1шшм ооразом, при НсОдНОрОдНЫХ пишКаХ время ирОцшлсииИКи Не

будет жестко регламентированным, а будет изменяться согласно функции ^(отк)> будет зависеть от предыстории отказов и, естественно, параметра Т.

Значение асимптотического коэффициента готовности К определяется согласно следующему выражению:

К\иТ) ~ [1 + Л(0-Е(Г)}"\ (6)

/->00

где Е(Г) =

Мя(Т) _ М Щ^ЖТ) + М п{пр)(1 ~ ^ (П)

М в(Т)

(7)

В предположении, что ^ распределены по закону Пуассона, то интервалы между отказами распределены по экспоненциальному закону. Подставляя в выражение (7) значение экспоненциальной функции распределения получим:

Е(Г) = М^)-Я+ У • (8)

1

УЦГБ-05 УДЖГ-04

Интенсивность отказов (1/ч) 0,000187 0,0000657

Коэффициент готовности 0,99888 0,999671

Таблица 2. Зависимость периодов профилактик от периодов эксплуатации

Момент времени (ч) УДЖГ14-Р1 УДЖГ-04

76 2109 21813

380 1764 21462

760 1333 21024

1140 903 20586

1520 472 20148

В § 4.5 диссертации использован стоимостной подход определения ЗИП, который представлен в работах А.В Антонова, А.В. Пляскина и В.А. Чепурко. Введем обозначения г - стоимость пополнения единицы оборудования, для которого проводится оптимизация ЗИП, д - потери, связан-

ные с отказом элемента, Ъ - затраты на ремонт элемента через, а - затраты на замену отказавшего элемента.

В соответствии с методом предполагается, что если состав ЗИП исчерпан и произошел отказ основного элемента, то необходимо перевести систему в неработоспособное состояние. В этом случае будем иметь потери, связанные профилактическим обслуживанием системы в размере g. Для начала нового цикла работы необходимо восстановить ЗИП в первоначальном объеме.

Средняя стоимость затрат:

/ / I

с *=1Ч

С(0 = <7 + £ Ц ■ Л ■ ¡ркл (1и)с!и + а ■ ц • Ши + Ъ-У- \РкАЛ (и)с!и

+ (9)

+ ё' Л ■ («)<& + п:-к- К«, {и)с1и,

о о

Среднее значение 2ср числа запасных однотипных элементов, расходуемых за время эксплуатации Тэ, определяется как математическое ожидание случайной величины 2:

2'

■е-А'-г"=Л,.Гэ,

(10)

где: А; = Хул т\ - параметр потока отказов (замен) элементов /-го типа; /и, -количество элементов 1-го типа; - интенсивность отказов (замен) элементов ¡-го типа.

Гарантированное число 2р запасных элементов г'-го типа с вероятностью у определяется по формуле:

С1

ср,

у-е ,=и . (11)

Данная методика расчета гарантирующего запаса применена для устройств АКРБ ЭБ 1 Балаковской АЭС. Сведения о данных расчета приведены в таблице 3.

Наименование блока Интенсивность отказов, 1/ч Кол-во блоков, шт. Период эксплуатации, лет

3 5 7

УЦЖГ-14Р1 7,60Е-05 4 12 19 25

УДПГ-ОЗР 1.11Е-04 12 44 70 96

УДГБ-05 1,87Е-04 18 103 167 229

УБПБ-03 1.94Е-04 3 21 33 45

УДЖГ-04 6,57Е-05 3 8 13 17

Для расчета характеристик надежности АКРБ разработано программное обеспечение, предназначенное для обработки данных об эксплуатации оборудования АКРБ и расчет характеристик надежности.

В заключение четвертой тавы можно сделать следующие выводы:

1. Выполнен расчет характеристик надежности по эксплуатационным данным для отдельных типов устройств АКРБ Балаковской АЭС, для которых статистика отказов за время эксплуатации в течении 11 лет весьма представительна.

2. Вычисление характеристик надежности произведено как по устройствам отдельной АКРБ, так и по устройствам для всей АКРБ в целом. Данные расчета ППО (1/ч) для некоторых блоков АКРБ Балаковской АЭС приведены в табл. 4,5.

Таблица 4. Расчет для АКРБ ЭБ 1 за период наблюдений 11 лет

Наим. Кол. Блоков Кол. отказов Известные методы (формулы 1-3) Неодн. поток Ядерная оценка

УДЖГ-14Р1 23 169 3,54Е-05 7,60Е-05 1,69Е-04 7,60Е-05 7,63Е-05

УДГБ-05 4 72 6,8 7Е-05 1,87Е-04 4,32Е-04 1,88Е-04 1,87Е-04

УДЖГ-04 3 19 1,51Е-05 6,57Е-05 1/78Е-04 6,59Е-05 8,76Е-05

Таблица 5. Расчет для АКРБ всех ЭБ за период наблюдений 11 лет

Наим. Кол. блоков Кол. отказов Изв (1 естные методы юрмулы 1-3) Неодн. поток Ядерная оценка

УДЖГ-14Р1 92 531 5,04Е-05 8,19Е-05 1,37Е-04 6,00Е-О5 5,99Е-05

УДГБ-05 16 149 4,68Е-05 1,11Е-04 2,55Е-04 9,71Е-05 9.65Е-05

УДЖГ-04 12 54 1,ЗЗЕ-05 5,39Е-05 1,52Е-04 4,70Е-05 5,71Е-05

3. В результате исследования оказалось, что оценки интенсивности отказов, полученные с использованием оценки по выборкам, метода ядерных оценок и метода неоднородного потока отказов, отличаются незначительно.

4. Большой интерес представляет собой сравнение полученных характеристик надежности устройств АКРБ с расчетными при проектирова-

нии. Полученные характеристики надежности отдельных устройств позволяют выполнить сравнение с расчетными паспортными данными. Так, у УДГБ-05 средняя наработка на отказ по паспорту составляет 40000 ч, т.е.

интенсивность отказа составляет 25*10"6 1/ч, а рассчитанные в диссертации оценки (средние значения) интенсивности отказов колеблются от 74 до 188 *10*6 1/ч т.е. интенсивность по эксплуатационным данным существенно (3-7 раз) ниже, чем при проектировании.

5. Следует отметить, что в силу отмеченных в третьей главе особенностей статистических данных многолетней эксплуатации АКРБ, даже при весьма представительном общем числе отказов, результаты обработки эксплуатационных данных для Балаковской АЭС не гарантируют достоверного описания неизвестных показателей или закономерностей. Эти результаты необходимо рассматривать только лишь как более-менее удачную аппроксимацию соответствующих характеристик.

6. В главе представлен метод расчета коэффициента готовности для неоднородного потока отказов и способ определения периодов профилак-тик. Используя данный метод, были получены значения коэффициента готовности и соответствующие ему периоды профилактики.

7. Рассчитаны количественные оценки ЗИП методом гарантирующего запаса, а также используя стоимостной метод для отдельных блоков и устройств АКРБ. Использовались модель гарантирующего запаса и стоимостная модель расчета ЗИП.

8. Разработана информационная система, учитывающая особенности оборудования АКРБ, которая позволяет как производить ввод информации об эксплуатации блоков, устройств АКРБ, так и производить расчет показателей надежности этого оборудования.

Заключение

1. Действительные значения характеристик надежности таких структурно сложных объектов, какими являются системы АКРБ, существенно отличаются от рассчитанных на стадиях проектирования. Значения характеристик надежности оборудования АКРБ, рассчитанные на этапе проектирования, не только отличаются от расчетных, но и изменяются с течением времени. Они имеют свои особенности для одних и тех же типов объектов, эксплуатируемых в различных условиях, претерпевают колебания, зависящие от времени и характера выполняемых на объекте работ.

2. Собран и классифицирован статистический материал об отказах оборудования систем АКРБ пяти АС. Общий объем статистики о работоспособности систем АКРБ АС составляет 30676 единиц. Такой объем статистических данных о функционировании АКРБ подвергнут анализу впервые в практике атомной энергетики в нашей стране и за рубежом. Естественно, что собранные данные позволяют оценить полную картину результатов проектирования и эксплуатации такой важной системы для безопасности АС, какой является АКРБ, и позволяют дать обоснованные рекомендации конструкторам и эксплуатационному персоналу по дальнейшему совершенствованию методов проектирования, техническому обслуживанию и ремонту АКРБ.

3. Статистическая информация о работоспособности оборудования

АКРБ энергоблоков АС представляет собой данные об отказах устройств определенного типа. При этом извлечь информацию о том, какое конкретное устройство (с конкретным заводским номером) из этой совокупности отказало в данный момент времени на данном ЭБ АС, практически невозможно. Данные об отказах АКРБ представляют собой информацию о количестве отказов объекта за некоторый временной интервал. В этой ситуации оценка показателей надежности АКРБ возможна только через ведущую функцию или же через параметр потока отказов.

4. Рассмотрена природа возникновения неоднородных потоков отказа сложных объектов. Представлен метод оценивания характеристик надежности для неоднородного потока отказов. Разработан новый алгоритм построения нормализующей функции потока отказов.

5. Выполнен расчет характеристик надежности по эксплуатационным данным для отдельных типов устройств АКРБ Балаковской АЭС, для которых статистика отказов за время эксплуатации в течение 11 лет весьма представительна.

Основные публикации

1. Морозов А.Г, Острейковский В.А., Саакян С.П. О работоспособности элементов АКРБ АС по эксплуатационным данным // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. VII Международной конференции, г. Обнинск, 8-11 октября 2001 г. - Обнинск: ИАТЭ, 2001. - С. 90-91.

2. Морозов А.Г., Савельев Б.А., Малинин В.Г., Мурашов Е.П., Па-рышев В.Я., Саакян С.П. Методика оценки технического состояния и определения остаточного ресурса аппаратуры систем радиационного контроля атомных станций (РД ЭО 0519-2005): Министерство РФ по атомной энергии; Концерн «Росэнергоатом», - М., 2005. - 60 с.

3. Морозов А.Г., Острейковский В.А, Саакян С.П. Характеристика работоспособности блоков АКРБ-06 Смоленской АЭС // Диагностика и прогнозирование состояния объектов сложных информационных интеллектуальных систем: сб. науч. трудов № 14 кафедры АСУ. - Обнинск: ИАТЭ, 2001.-С. 9-14.

4. Острейковский В.А., Саакян С.П. Теоретическое и экспериментально-статистическое исследование методов оценки и продления назначенного ресурса и срока службы ядерных энергетических установок (Грант РФФИ № 03-02-96003)// Труды регионального конкурса научных проектов в области естественных наук. Вып. 7. - Калуга: Изд-во Поли-граф-Информ, 2004. - С. 164-179.

5. Острейковский В.А., Саакян С.П. Анализ состояния эксплуатации системы сбора и обработки данных о надежности оборудования АС: Сб. науч. трудов кафедры АСУ № 13. - Обнинск: ИАТЭ, 1999. - С. 74-80.

6. Саакян С.П. Анализ работоспособности и надежности элементов "АКРБ // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. VII Международной конференции, г. Обнинск, 8-11 октября 2001 г. - Обнинск: ИАТЭ, 2001.-С. 96-97.

7. Саакян С.П. Об одной стратегии пополнения ЗИП // Диагностика и прогнозирование состояния объектов сложных информационных и интеллектуальных систем: сб. науч. трудов № 14 кафедры АСУ. - Обнинск: ИАТЭ, 2001.-С.15-17.

8. Саакян С.П., Острейковский В.А., Чепурко В.А. Метод обработки статистических данных о надежности оборудования в процессе эксплуатации атомных станций // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2007. -№ 3, вып.1. -С.30-37.

Компьютерная верстка С.П. Саакян ЛР № 020713 от 27.04.1998 г. Подписано к печати ¿- (1 && Формат бумаги 60x84/16

Печать ризограф. Бумага Снегурочка Печ. л. 1,25

Заказ № 2.25" Тираж 100 экз. Цена договорная

Отдел множительной техники ИАТЭ 249035, г. Обнинск, Студгородок,!

СПИСОК ПРИНЯТЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ И СОКРАЩЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ ПО ТЕМЕ ИССЛЕДОВАНИЯ И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ.!.!.'.

1.1. Обзор литературы по надежности АКРБ АС.

1.2. Постановка цели и задачи исследования надежности АКРБ АС.

ГЛАВА 2. СИСТЕМНЫЙ АНАЛИЗ РАБОТОСПОСОБНОСТИ АКРБ ПО СТАТИСТИЧЕСКИМ ДАННЫМ МНОГОЛЕТНЕЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ АС.

2.1. Структура и функции АКРБ АС как объекта исследования надежности.

2.2. Общая характеристика эксплуатационных данных АКРБ АС.

2.3. Статистические данные об отказах устройств АКРБ АС.

2.4. Классификация эксплуатационных данных по причинам отказов в устройствах АКРБ АС.

2.5. Выводы по второй главе.

ГЛАВА 3. МОДЕЛИ ОЦЕНКИ И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ НАДЕЖНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ АКРБ АС.

3.1. Классические методы расчета показателен надежности.

3.2. Ядерная оценка параметра потока отказов.

3.3. Разработка модели оценки надежности систем с учетом неоднородности потока отказов.

3.4. Выводы по третьей главе.

ГЛАВА 4. СИСТЕМНЫЙ АНАЛИЗ РЕЗУЛЬТАТОВ РАСЧЕТА

НАДЕЖНОСТИ АКРБ.

4.1. Определение показателей надежности АКРБ классическими методами.

4.2. Оценка параметра потока отказов с помощью ядерных оценок.

4.3. Расчет показателей надежности при неоднородном потоке отказов.

4.4. Определение периодов профнластнки.

4.5. Определение ЗИП.

4.6. Описание системы сбора.

4.7. Выводы по четвертой главе.

Ядерная энергетика играет немаловажную роль в общемировой энергетической отрасли и, скорее всего, сохранит свои позиции в XXI веке. Однако ядерные энергетические установки (ЯЭУ) в России и в других странах мира, приблизились к первому «промежуточному финишу» - постепенно заканчивается назначенный срок службы энергоблоков (ЭБ) атомных станций (АС) с реакторами первых поколений. Например, к 2005г. США примерно 50 ЭБ АС вплотную подошли к этому рубежу, в Великобритании 14 реакторов проработали 25-30 лет, в России и странах СНГ 8 реакторов почти выработали свой назначенный срок службы.

Согласно утвержденной 21 июля 1998г. правительством РФ «Программе развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года» [79] на первом месте среди основных мероприятий стоит продление срока эксплуатации действующих АС. Ввод в эксплуатацию реакторов нового типа с повышенной безопасностью можно ожидать только через 5-10 лет. Анализ состояния основного оборудования ЭБ показал принципиальную возможность продления ресурса оборудования, по крайней мере, на 5-10 лет за счет проведения соответствующего комплекса работ для каждого ЭБ. Затраты на эти работы, как указано в [79], во много раз меньше доходов от дополнительно вырабатываемой электроэнергии, и тем более меньше затрат на сооружение новых АС.

Вопрос об эксплуатации оборудования за пределами назначенных сроков службы напрямую связан с обеспечением надежности и безопасности АС. Обеспечение безопасной эксплуатации действующих ЭБ — центральная задача, которая решается выполнением долговременных мероприятий, предусмотренных в соответствующих планах реконструкции и модернизации.

Таким образом, пути развития атомной энергетики России в ближайшее время требуют разработки комплексного подхода к решению проблем, связанных с реализацией программ по обоснованию возможности продления сроков их службы. В настоящее время в России оборудование АС эксплуатируется до наступления назначенных сроков службы в условиях и режимах применения, установленных в проектной и эксплуатационной документации. Решению проблемы о возможности дальнейшего использования ЭБ АС должно обеспечиваться необходимым объемом научно - исследовательских работ, проектно конструкторских разработок и нормативной документацией. Для сбора такого рода информации в настоящее время на АС на каждое нарушение в работе оборудования составляется акт расследования. Оформление акта расследований нарушений в работе АС осуществляется в соответствии с «Положением о порядке расследования и учета нарушений в работе атомных станций» [6]. По результатам обработки актов расследования составляются отчеты, которые содержат краткую информацию о надежности оборудования по видам оборудования и заводам изготовителям этого оборудования, производится сравнение проектных и фактических показателей надежности оборудования, перечень мероприятий по повышению качества и надежности оборудования. Анализ перечня оборудования АС, подлежащего замене, модернизации и продлению срока службы, показывает, что процедура принятия решений по вопросам, напрямую связанным с эксплуатационной безопасностью АС.

Для АС при рассмотрении аспектов радиационной безопасности взята за основу концепция так называемых защитных барьеров.

На рис.В.1 представлены защитные барьеры в том порядке, который характерен для нормальной эксплуатации АС. Такими барьерами для ЭБ с ВВЭР и РБМК являются:

• оболочки твелов;

• оборудование первого контура;

• оборудование технологических контуров;

• оборудование спецводоотчистки;

• герметичная оболочка и боксы;

• саншлюзы зоны строгого режима

• строения, хранилища отходов;

• проходные АС, вентруба, сбросной канал.

Для эффективного систематического и непрерывного контроля целостности защитных барьеров служит аппаратура контроля радиационной безопасности (АКРБ), которая обеспечивает получение информации о радиационной обстановке в различных помещениях АС, в санитарно защитных зоне и зоне наблюдения, а также данных индивидуального контроля облучения персонала [10].

Развитие атомной энергетики и тиражирование однотипных АС привело к появлению объектно-ориентированной группы штатных технических средств контроля радиационной обстановки - аппаратуры контроля радиационной безопасности.

Рис.В. 1. Защитные барьеры на пути распространения радионуклидов Актуальность темы диссертации определяется необходимостью системного анализа данных при проектировании и эксплуатации систем АКРБ АС с целью определения характеристик надежности этого оборудования. Так как без знаний характеристик надежности оборудования обеспечение работоспособности и безопасности АС сверх установленных при проектировании сроков эксплуатации невозможно. Поэтому целью работы является решение проблемы оценивания и прогнозирования характеристик надежности сложных систем при неоднородном потоке отказов на примере АКРБ АС. Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

1. Выполнить системный анализ данных об отказах оборудования АКРБ различных ЭБ АС с целью их классификации и систематизации;

2. Произвести анализ существующих методов определения характеристик надежности;

3. Разработать метод обработки данных для получения характеристик надежности при неоднородном потоке отказов;

4. Определить значения характеристик надежности АКРБ по данным многолетней эксплуатации ЭБ АС.

Научная новизна работы состоит в следующем:

1. Впервые выполнено обобщение, системный анализ и классификация разнородных статистических данных об отказах оборудования различных по структуре систем АКРБ и опыту их многолетней эксплуатации на разных АС.

2. Разработан метод расчета характеристик надежности объектов при неоднородном потоке событий, основанный на новом алгоритме построения нормализующей функции потока отказов.

3. Впервые по эксплуатационным данным выполнен расчет и прогнозирование характеристик надежности АКРБ, ранее рассчитываемых лишь на основе модельных данных на этапе проектирования.

Перспективы использования полученных результатов связаны с методикой оценки и прогнозирования показателей надежности АКРБ АС. Разработанное методическое обеспечение позволяет применять его не только для АКРБ АС, по и другого оборудования со схожей структурой и спецификой эксплуатации.

Личное участие автора в получении научных результатов, изложенных в диссертации. Все научные результаты, положенные в основу диссертации, получены автором самостоятельно.

Практическая значимость заключается в возможности использования разработанной методики, программного обеспечения и результатов расчета характеристик надежности в процессе анализа опыта эксплуатации стареющего оборудования АКРБ принятия решений о его замене или восстановлении.

Достоверность результатов исследования обеспечена корректным использованием математического аппарата и подтверждается сравнением показателей надежности, рассчитанных разными методами — классическими и новым, предложенным автором.

Апробация роботы. Основные результаты диссертации докладывались на конференции и методике: «Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. VII Международной конференции, г. Обнинск, 8-11 октября 2001 г. - Обнинск»; «Методика оценки технического состояния и определения остаточного ресурса аппаратуры систем радиационного контроля атомных станций РД Э0-0519-2005: - М.: Министерство РФ по атомной энергии; Концерн «Росэнергоатом»».

Основные положения, выдвигаемые на защиту:

Результаты анализа и классификация разнородных данных об отказах АКРБ АС, основанная на качественном разделении АКРБ на различные типы, выделении отдельных блоков и устройств, входящих в состав АКРБ, и на разделении причин отказов АКРБ;

Метод определения характеристик надежности сложных систем при неоднородном потоке отказов, основанный на нормализующей функции потока отказов;

Результаты сопоставления характеристик надежности АКРБ, рассчитанных при неоднородном потоке отказов известными методами и методом, выносимым на защиту;

Результаты расчета характеристик надежности оборудования АКРБ АС по данным их многолетней эксплуатации на Балаковской АЭС, позволившие уточнить существующие паспортные данные о надежности, рассчитанные на этапе проектирования.

4.7. Выводы по четвертой главе

1. Выполнен расчет характеристик надежности по эксплуатационным данным для отдельных типов устройств АКРБ Балаковской АЭС для которых статистика отказов за время эксплуатации в течении 11 лет весьма представительна.

2. Вычисление значения параметра потока отказов со(1/ч) произведено как по устройствам отдельной АКРБ, так и по устройствам для всего АКРБ в целом. Данные расчета для АКРБ Балаковской АЭС приведены в таблицах ииже.

Блок 1. Период наблюдений 11 лет

Наименование Кол. устройств Кол. отказов ИЗЕ 01 ¡естные методы гармулы 3.16) Неоднородный поток Ядерная оценка

УДЖГ-14Р1 23 169 3.54Е-05 7.60Е-05 1,69Е-04 7.60Е-05 7,63Е-05

УДПГ-ОЗР 12 128 5,00Е-05 1,11 Е-04 2,41 Е-04 1,11 Е-04 1,11 Е-04

УСС 4 210 5,53Е-04 5.45Е-04 1.11Е-03 5.47Е-04 5.45Е-04

УДГБ-08 18 307 1,07 Е-04 1,77 Е-04 3.28Е-04 1,78 Е-04 1.77Е-04

БДАБ 6 200 1.99Е-04 3,46 Е-04 6.65Е-04 3.47Е-04 3,46Е-04

УДГБ-05 4 72 6.87Е-05 1.87Е-04 4.32Е-04 1.88Е-04 1.87Е-04

БВИ-12 20 343 1,13 Е-04 1.78Е-04 3.28Е-04 1.78Е-04 1,78 Е-04

УБПБ-03 3 56 6.33Е-05 1,94 Е-04 4.49Е-04 1.95Е-04 1.98Е-04

УДЖГ-04 3 19 1,51Е-05 6.57Е-05 1.78Е-04 6.59Е-05 8.76Е-05

Блок 2. Период наблюдений 10 лет

Наименование Кол. Устройств Кол. отказов Изе (<i ¡естные методы )ормулы 3.16) Неоднородный поток Ядерная оценка

УДЖГ-14Р1 23 117 2.50Е-05 6.28Е-05 1.40Е-04 6.14Е-05 6.45Е-05

УДПГ-ОЗР 12 83 3,11 Е-05 8.54Е-05 2,03 Е-04 8,34Е-05 8.70Е-05

УСС 4 177 4.37Е-04 5.46Е-04 1,06Е-03 5.36Е-04 5.46Е-04

УДГБ-08 18 245 1.09Е-04 1.68Е-04 3,06 Е-04 1.60Е-04 1.83Е-04

БДАБ 6 91 7,15Е-05 1,87 Е-04 4,28Е-04 1,80Е-04 1.87Е-04

УДГБ-05 4 24 1.53Е-05 7.40Е-05 2.04Е-04 7.22Е-05 7.40Е-05

БВИ-12 20 338 1,29Е-04 2.09Е-04 3,65Е-04 2.00Е-04 2.09Е-04

УБПБ-03 3 28 3.68Е-05 1.15Е-04 2.77Е-04 1.10Е-04 1.25Е-04

УДЖГ-04 3 14 6.59Е-06 5.76Е-05 1,76 Е-04 6.67Е-05 5.92Е-05

Блок 3. Период наблюдений девять лет

Наименование Кол. Устройств Кол. отказов Известные методы (формулы 3.16) Неоднородный поток Ядерная оценка

УДЖГ-14Р1 23 169 4.95Е-05 1.02Е-04 2,04 Е-04 1,00 Е-04 1,02 Е-04

УДПГ-ОЗР 12 95 4.16Е-05 1.10Е-04 2,54 Е-04 1.10Е-04 1,10Е-04

УСС 4 168 6.72Е-04 5,81 Е-04 1.27Е-03 5.80Е-04 5.80Е-04

УДГБ-08 18 136 5.73Е-05 1.05Е-04 2,11 Е-04 1.00Е-04 1,08Е-04

БДАБ 6 125 1.46Е-04 2,88Е-04 5.78Е-04 2.90Е-04 2.88Е-04

УДГБ-05 4 38 4,51 Е-05 1,31 Е-04 3.20Е-04 1.30Е-04 1,31 Е-04

БВИ-12 20 604 3,50Е-04 4.18Е-04 8.03Е-04 4.20Е-04 4.18Е-04

УБПБ-03 3 46 1.02Е-04 2.12Е-04 4,64 Е-04 2.10Е-04 2,12Е-04

УДЖГ-04 3 16 7,85Е-06 7.38Е-05 2.30Е-04 7.40Е-05 7.38Е-05

Блок 4. Период наблюдений четыре года

Наименование Кол.устройств Кол. отказов Известные методы (формулы 3.16) Неоднородный поток Ядерная оценка

УДЖГ-14Р1 23 76 4,58Е-05 9,43Е-05 1,87 Е-04 9.40Е-05 9.43Е-05

УДПГ-ОЗР 12 43 4.04Е-05 1,02 Е-04 2.28Е-04 1.00Е-04 1,02 Е-04

УСС 4 53 1,95 Е-04 3,78 Е-04 7.34Е-04 3,80Е-04 3,78Е-04

УДГБ-08 18 32 1.43Е-05 5,07Е-05 1,31 Е-04 5.10Е-05 5,41 Е-05

БДАБ 6 30 7.88Е-05 1.43Е-04 3,22Е-04 1.40Е-04 1.43Е-04

УДГБ-05 4 15 3,94 Е-05 1,07 Е-04 2,28 Е-04 1.10Е-04 1.14Е-04

БВИ-12 20 200 1.90Е-04 2.85Е-04 4,73Е-04 2,90Е-04 2.85Е-04

УБПБ-03 3 8 1,24 Е-05 7,61 Е-05 1.60Е-04 7.65Е-05 7,61 Е-05

УДЖГ-04 3 5 8.06Е-06 4.76Е-05 1.25Е-04 4,80Е-05 5.07Е-05

Всего по четырем блокам. Период наблюдений одиннадцать лет

Наименование Кол. устройств Кол. отказов Известные методы (формулы 3.16) Неоднородный поток Ядерная оценка

УДЖГ-14Р1 92 531 5.04Е-05 8.19Е-05 1,37 Е-04 6.00Е-05 5,99Е-05

УДПГ-ОЗР 48 349 5.55Е-05 8,63Е-05 1.86Е-04 7.58Е-05 7.55Е-05

УСС 16 608 4.38Е-04 5.19Е-04 9.44Е-04 3,96 Е-04 3.94Е-04

УДГБ-08 72 720 8.70Е-05 1,51 Е-04 2,03Е-04 1,04 Е-04 1,04 Е-04

БДАБ 24 446 1.57Е-04 2,51 Е-04 4,31 Е-04 1,94 Е-04 1.93Е-04

УДГБ-05 16 149 4,68Е-05 1,11 Е-04 2.55Е-04 9,71 Е-05 9,65Е-05

БВИ-12 80 1485 1.86Е-04 2,37 Е-04 3.56Е-04 1.93Е-04 1.93Е-04

УБПБ-03 12 138 5.95Е-05 1.52Е-04 3.40Е-04 1,20 Е-04 1,22 Е-04

УДЖГ-04 12 54 1.33Е-05 5.39Е-05 1.52Е-04 4.70Е-05 5,71 Е-05

3. В результате исследования оказалось, что полученные оценки интенсивности отказов, используя оценки по выборкам, метод ядерных оценок и метод неоднородного потока отказов показали, что они отличаются незначительно. Что свидетельствует о достоверности значений получаемых предложенным методом и возможности использования данного метода при невозможности расчета характеристик надежности другими методами;

4. Большой интерес представляет собой сравнение полученных характеристик надежности устройств АКРБ с расчетными при проектировании. Полученные характеристики надежности отдельных устройств позволяют выполнить сравнение с расчетными паспортными данными, так у УДГБ-05 средняя наработка на отказ по паспорту составляет 40000ч т.е. (интенсивность отказа составляет 25*10'6 1/ч), а рассчитанные в диссертации оценки (средние значения) интенсивности отказов колеблются от 74 до 188 *10"6 1/ч т.е. интенсивность по эксплуатационным данным существенно ниже чем при проектировании.

5. Следует отметить, что в силу отмеченных в главе третьей особенностей статистических данных многолетней эксплуатации АКРБ даже при весьма представительном общем числе отказов результаты обработки эксплуатационных данных для Бала-ковской АЭС не гарантируют достоверного описания неизвестных показателей или закономерностей. Эти результаты необходимо рассматривать только лишь как более-менее удачную аппроксимацию соответствующих характеристик.

6. В главе представлен метод расчета коэффициента готовности для неоднородного потока отказов и способ определения периодов профилактик. Используя данный метод были получены значения коэффициента готовности и соответствующие ему периоды профилактики.

7. Рассчитаны количественные оценки ЗИП методом гарантирующего запаса, а также используя стоимостной метод для отдельных блоков и устройств АКРБ. Использовались модель гарантирующего запаса и стоимостная модель расчета ЗИП.

8. В главе предложена информационная система, учитывающая особенности оборудования АКРБ, которая позволяет как производить ввод информации об эксплуатации блоков, устройств и ЭРИ АКРБ, так и производить расчет показателей надежности этого оборудования.

Заключение

1. Действительные значения показателей качества таких структурно сложных объектов, какими являются системы АКРБ, существенно отличаются от рассчитанных на стадиях проектирования. Фактические значения показателей надежности, оборудования АКРБ рассчитанные на этапе проектирования, не только отличаются от расчетных, но и изменяются с течением времени. Они имеют свои особенности для одних и тех же типов объектов, эксплуатируемых в различных условиях, претерпевают колебания, зависящие от времени, характера выполняемых на объекте работ.

2. Собран и классифицирован обширный статистический материал об отказах оборудования систем АКРБ АС с пяти атомных станций. Общий объем статистики о работоспособности систем АКРБ АС составляет 30676 единиц. Такой объем статистических данных о функционировании АКРБ подвергнут анализу впервые в практике атомной энергетике в нашей стране и за рубежом. Естественно, что собранные данные позволяют оценить полную картину результатов проектирования и эксплуатации такой важной системы для безопасности АЭС какой является АКРБ и позволяют дать обоснованные рекомендации конструкторам и эксплуатационному персоналу по дальнейшему совершенствованию методов проектирования, техническому обслуживанию и ремонту АКРБ.

3. Статистическая информации о работоспособности оборудования АКРБ энергоблоков АЭС представляет собой данные об отказах устройств определенного типа. При этом извлечь информацию о том, какое конкретное устройство (с конкретным заводским номером) из этой совокупности отказало в данный момент времени на данном ЭБ АЭС пракгически невозможно. Данные об отказах АКРБ представляют собой информацию о количестве отказов объекта за некоторый временной интервал. В этой ситуации оценка показателей надежности АКРБ возможна только через ведущую функцию или же через параметр потока отказов.

4. Проанализирована природа возникновения неоднородных потоков отказа АКРБ. Представлен метод оценивания показателей надежности для неоднородного потока отказов. Разработан новый алгоритм построения нормализующей функции потока отказов АКРБ.

5. Выполнен расчет характеристик надежности по эксплуатационным данным для отдельных типов устройств АКРБ Балаковской АЭС для которых статистика отказов за время эксплуатации в течение 11 лет весьма представительна.

6. В работе предложена информационная система, учитывающая особенности оборудования АКРБ, которая позволяет как производить ввод информации об эксплуатации блоков, устройств и ЭРИ АКРБ, так и производить расчет показателей надежности этого оборудования.

1. Альбом специального оборудования АЭС с серийными блоками ВВЭР-1000. Раздел 2.4. Контрольно измерительные приборы и автоматика, ЭВМ. М., 1989 г.

2. Антонов A.B. Построение системы автоматизированного анализа надежности объектов ЯЭУ/ Атомные электрические станции: Сб. статей // Под ред. Л.М.Воронина. -Энергоатомиздат, 1991.-вып.12. -с.132-139.

3. Антонов A.B. Стратегии функционирования систем АЭС и подходы к оптимизации периодов между очередными профилакгиками. //Журнал «Ядерная энергетика» известия вузов. №6, 1996, с.40-44.

4. Антонов A.B., Острейковский В.А. Оценивание характеристик надежности элементов и систем ЯЭУ комбинированными методами. М.: Энергоатомиздат, 1993. -368с.

5. Антонов A.B., Острейковский В.А. Оценка надежности системы с учетом результатов аналитического исследования ее компонентов // Надежность и контроль качества №7. -М.: 1981 .- с 59-63.

6. Антонов A.B., Пляскин A.B. К вопросу расчета надежности системы с ограниченным количеством запасных элементов. //Известия вузов. Ядерная энергетика. 2000. -№2.-с. 12-23.

7. Антонов A.B., Пляскин A.B. Расчет показателей надежности систем с ограниченным количеством запасных элементов. Сборник научных трудов кафедры АСУ №13. -Обнинск: ИАТЭ, 1999.

8. Антонов A.B., Пляскин A.B., Чепурко В.А. Оптимизация числа запасных элементов оборудования, важных для безопасности АЭС. Методы менеджмента качества № 8.-М.: 2001.-С.27-30.

9. Аппаратура контроля радиационной безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК / В.С.Жернов, Ю.Э. Залманзон, В.Я.Парышев и др; под ред. В.В.Матвеева. М.: Энергоатомиздат, 1987.- 160 с.

10. Байхельт Ф., Франкен П. Надежность и техническое обслуживание. М.: Радио и связь, 1988. -357с.

11. Барзилович Е.Ю. Модели технического обслуживания сложных систем. М.: Высшая школа, 1982. - 231 с.

12. Барзилович Е.Ю., Воскобоев В.Ф. Эксплуатация авиационных систем по состоянию. М.: Транспорт, 1981.

13. Барзилович Е.Ю., Заболоцкий Ю.Н., Шпилев K.M. Оптимальное управление при эксплуатации сложных систем по состоянию./УОсновные вопросы теории и практики надежности. М: Советское радио, 1980. с.73-81.

14. Барлоу Р., Прошан Ф. Статистическая теория надежности. М.: Наука, 1984. -328с.

15. Бахвалов Н.С. Численные методы.- М.: Наука, 1975 г. -631 с.

16. Бахвалов Н.С., Жидков Н.П., Кобельков Г.М. Численные методы. М.: Наука, 1987,-бООс.

17. Бороденко Е.И., Казарцев В.А., Кравцов В.Ф. Определение оптимального распределения затрат на комплектование ЗИП сложных систем с частичными отказами. //Надежность и контроль качества, 1987.- с.63-67.

18. Бояринцев Ю.Э. Методы решения вырожденных систем обыкновенных дифференциальных уравнений. -Н.: Наука, Сибирское отделение, 1988. -158с.

19. Буртаев Ю.Ф., Острейковский В.А. Статистический анализ надежности объектов по ограниченной информации. — М.: Энергоатомиздат, 1995. -240с.

20. Бутузов В.Ф. Крутицкая Н.Ч., Медведев Г.Н. и др. Математический анализ в вопросах и задачах. М: Высшая школа, 1993. - 480с.

21. Вайхард А.Н. Некоторые аспекты эксплуатации информационной системы ИСКО АЭС // Новости атомной энергетики. 1989г. -вып.З. - с 43-45.

22. Волников И.С., Чепурко В.А. Неоднородный поток отказов и восстановлений. // Сборник научных трудов кафедры АСУ, вып. №14, Обнинск: ИАТЭ 2003,- -с. 36-43.

23. Временная методика расчета остаточного циклического ресурса оборудования на АЭС. -М.: ВНИИАЭС, 1990.

24. Гоголевский В.Б., Грабовецкий В.П. Оценка надежности нерезервированной и резервированной восстанавливаемой аппаратуры при ограниченном количестве восстановлений. -М.: Советское радио, 1966.-281с.

25. Головин И.Н., Чуварыгин Б.В. Расчет и оптимизация комплектов запасных элементов радиоэлектронных систем. -М.: Радио и связь, 1984г.-269с.

26. ГОСТ 12.2.007.0-75 Система стандартов безопасности. Изделия электротехнические. Общие требования безопасности. -М.: Изд-во Стандартов, 1975.

27. ГОСТ 24563-81. Изделия электротехнические. Расчет и требования к комплектации ЗИП. -М.: Изд-во Стандартов, 1981.

28. ГОСТ 263440-84 Аппаратура ядерного приборостроения для атомных станций. Основные положения. -М.: Изд-во Стандартов, 1984.

29. ГОСТ 27.002-89. Надежность в технике. Термины и определения. -М.: Изд-во Стандартов, 1990.

30. ГОСТ 27452-87 Аппаратура контроля радиационной безопасности на атомных станциях. Общие технические требования. -М.: Изд-во Стандартов, 1987.

31. ГОСТ 29075-91 Системы ядерного приборостроения для атомных станций. Общие требования. -М.: Изд-во Стандартов, 1991.

32. Гройсберг Л.Б, Нестерук А.К. Состав ЗИП, оптимальный по комплексному показателю надежности//Надежность и контроль качества. -М.: Радио и связь, 1987.-С.25-29.

33. Груничев A.C., Веденеев Ю.З., Елкин В.М. Надежность электрорадиоизделий при хранении. Серия Надежность и качество. М.: Энергоатомиздат, 1983г. - 160с.

34. Де Грот. Оптимальные статистические решения. М., Мир, 1974 г., - 491с.

35. Дедков В.К., Северцев H.A. Основные Вопросы эксплуатации сложных систем. -М.: Высшая школа, 1976.

36. Демидович И.О. Стандартизация расчетов надежности: расчет безотказности изделий с резервом. //Надежность и контроль качества, (11-й выпуск) М.: Радио и связь, 1995.- с.67-72.49.

37. Древе Ю.Г., Хетагуров Я.А., Проектирование информационно-вычислительных комплексов. М: Высшая школа, 1987.- 200с.

38. Емельянов В.Е., Аскенов К.В. Оптимальные политики обслуживания, максимизирующие коэффициент готовности. //Научный вестник МГТУ ГА №32, Москва 2000, с.83-87.

39. Изделия ядерного, радиоизотопного приборостроения и радиационной техники. Надежность. Прогнозирование количественных показателей на этапах проектирования. РД 95 9888-90.

40. Инструкция по эксплуатации АКРБ-03 блока №1 ХАЭС, 2002 г- 7 с.

41. Инструкция по эксплуатации аппаратуры комплекса радиационной безопасности "ГОРБАЧ-1", 1988 г, Курская АЭС 192 с.

42. Инструкция по эксплуатации аппаратуры контроля радиационного контроля «Горбач» второй очереди САЭС, 2001 г., Смоленская АЭС- 94 с.

43. Инструкция по эксплуатации аппаратуры контроля радиационного контроля «Горбач» первой очереди САЭС, 2000 г., Смоленская АЭС- 84 с.

44. Инструкция по эксплуатации аппаратуры контроля радиационной безопасности зд.428 на базе АКРБ-08, 1999г., Ленинградская АЭС- 24 с.

45. Капур К., Ламберсон Л. Надежность и проектирование систем. Перевод с английского, под редакцией И.А. Ушакова М.: Мир, 1990.-608с.

46. Карпин Н.Б., Кисилев А.И., Смирнов В.В. и др. Статистическое оценивание интервалов замен стареющих элементов. //Научный вестник МГТУ ГА №19, Москва 1999, с.91-95.

47. Каштанов В.А., Шнурков П.В. Оптимальные процедуры проверки при произвольном распределении времени распределении времени индикации отказов.// Основные вопросы теории и практики надежности. -М.: «Советское радио», 1980. с.93-97.

48. Клемин А.И. Надежность ядерных энергетических установок. Основы расчета. Под редакцией В.А. Острейковскош. — М: Энергоатомиздат, 1987. -237с.

49. Крамер Г. Математические методы статистики.- М., Мир, 1975 г.

50. Краснов М.Л. Интегральные уравнения. Введение. Учебное пособие.- 2-е изд. -М.: Эдиториал УРСС, 2006.-304 с.

51. Краснов МЛ., Киселев А.И., Макаренко Г.И. Обыкновенные дифференциальные уравнения. Издание 5. -М.: Эдиториал УРСС, 2005.-284 с.

52. Кульбак Л.И. Основы расчета обеспечения электронной аппаратуры запасными элементами. М.: Советское радио, 1970.-301с.

53. Левин А.И., Судов Е.В., Чубарова Е.В. Методика и имитационная модель для расчета оптимального количества запасных частей, обеспечивающего требуемый уровень готовности сложного технического объекта. — М, 2003г, с 64-71.

54. Михайлов В.Д. Вопросы управления качеством поставляемого па АЭС оборудования / Атомные электрические станции: Сб. статей // Под ред. Л.М.Воронина. — Энергоатомиздат, 1991.-вып.12. е.95-10.

55. Морозов А.Г, Острейковский В.А., Саакян С.П. О работоспособности элементов АКРБ АС по эксплуатационным данным: Международная конференции «Безопасность ядерной энергетики и подготовка кадров», Обнинск, 2001 г.

56. Морозов А.Г.,. Острейковский В.А, Саакян С.П. Характеристика работоспособности блоков АКРБ 06 Смоленской АЭС: Сб. тр. каф. АСУ №14. Обнинск: ИАТЭ, 2001 .

57. Надежность атомных станций и их оборудования. Общие положения и номенклатура показателей: ГОСТ 26.291-91. М.: Издательство стандартов, 1991.

58. Надежность и эффективность в технике: Справочник. Т.2./ Под ред. В.Н. Кузнецова и Е.Ю. Барзиловича. -М.: Машиностроение, 1987.-280с.

59. Никитина А.Г., Чепурко В.А. Об учете неоднородности потока отказов: Сб. тр. каф. АСУ №15. Обнинск: ИАТЭ, 2004, с. 19-31 .

60. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88): ПН АЭ Г-1-001-89. -М.: Энергоатомиздат, 1991. -126с.

61. Осецкий А.Ю., Острейковский В.А. Автоматизация контроля работоспособности оборудования атомных станций // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1998. №3. - с 18-24.

62. Осецкий А.Ю., Острейковский В.А. О роли компьютерных журналов при автоматизации контроля технического состояния атомных станций // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1997. №2. - с 8-13.

63. Острейковский В.А Эксплуатация атомных станций. -М.: Энергоатомиздат, 1999.928 с.

64. Острейковский В.А. Основы теории надежности автоматизированных систем управления атомными станциями. Обнинск: ИАТЭ, 1998.-236с.

65. Острейковский В.А. Основы теории надежности. Конспект лекций по курсу «Надежность автоматизированных систем обработки информации и управления атомными станциями»,- Обнинск: ИАТЭ, 1998.-236с.

66. Острейковский В.А. Старение и прогнозирование ресурса оборудования атомных станций.- М.: Энергоатомиздат, 1994 288с.

67. Острейковский В.А., Саакян С.П. Кибернетика и вычислительная техника: методология и история/Лечебное пособие, Обнинск-Сургут, 2005.-76с.

68. Острейковский В.А., Саакян С.П. Надежность, эргономика и качество АСО-ИУУ/Учебное пособие, Обнинск-Сургут, 2005.-68с.

69. Острейковский В.А., Саакян С.П.Анализ состояния эксплуатации системы сбора» и обработки данных о надежности оборудования АС: Сб. тр. каф. АСУ № 13. Обнинск: ИАТЭ, 1999 с.74-80.

70. Островский Е.И., Портпягина Н.Ю. Контроль и профилактика аварийной защиты ЯЭУ.//Надежность ядерных энергетических установок. Сборник научных трудов №3 кафедры АСУ. Обнинск 1988. -с.15-19.

71. Перегуда А.И. Максимизация функция прибыли контролируемых систем. Диагностика и прогнозирование надежности элементов ядерных энергетических установок.// Сборник научных трудов №2 кафедры АСУ Обнинск 1989. -с.46-50.

72. Перечень оборудования АЭС с блоками ВВЭР-1000. МХО Интератомэнерго -М: Энергоатомиздат, 1998.

73. Положение о порядке расследования и учета нарушений в работе атомных станций: ПН АЭ Г-12-005-91. М.: Энергоатомиздат, 1991.

74. Положение о порядке сбора и обработки и передачи информации о качестве и надежности оборудования атомных станций. Минатомэнерго СССР. -М. НПО Энергия ВНИИАЭС, 1987, 30 с.

75. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года. -М., 1998.

76. Райкии А. JI. Элементы теории надежности для проектирования технических систем. -М.: Советское радио, 1967.-264с.

77. Райкин A.JI. Элементы теории надежности технических систем/ под ред. И.А.Ушакова.-М.: Сов. Радио, 1978. -280с.

78. Райншке К. Модели надежности и чувствительности систем. Перевод с немецкого, под редакцией Б.А. Козлова. М.: Мир, 1979. -207с.

79. Решетов Д.Н., Иванов A.C. Фадеев В.З. Надежность машин. М.: Высшая школа, 1988.-240с.

80. Рипс Я.А., Савельев Б.А., Шапиро 3.JI. Надежность и эффективность унифицированных устройств систем автоматического управления электроприводами. М.: Инфор-мэлектро, 1976.

81. Рябинин, И.А. Надежность, живучесть и безопасность корабельных электроэнергетических систем /И.А.Рябинин, Ю.М.Парфенов.— Л.: BMA, 1997.— 430 с.

82. Рябинин И.А. Надежность и безопасность сложных систем /И.А.Рябинин. — СПб.: Политехника 2000. -248 с.

83. Саакян С.П. Анализ работоспособности и надежности элементов АКРБ: Международная конференция «Безопасность ядерной энергетики и подготовка кадров», Обнинск, 2001 г

84. Саакян С.П. Об одной стратегии пополнения ЗИП: Сб. тр. Каф. АСУ №14. Обнинск: ИАТЭ, 2001.

85. Саакян С.П., Острейковский В.А., Чепурко В.А. Метод обработки статистических данных о надежности оборудования в процессе эксплуатации// Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика.№3 Выпуск 1, 2007 г.- с.30-37.

86. Северцев H.A., Япишевский И.М. Надежность дублированной системы с нагруженным резервом при проведении предупредительных профилакгик резервного элемента. //Надежность и контроль качества, М.: Радио и связь, 1995.-С.94-100.

87. Система информации об инцидентах на атомных электростанциях/Серия изданий по безопасности, №93.- Вена: МАГАТЭ 1990.-119с

88. Скрипник В.М., Назин А.Е., Приходько Ю.Г. Анализ надежности технических систем по цензурированным выборкам. -М: Радио и связь, 1988. -299с.

89. Скуратове™ М.Н., Свичар А.Е., Семенюк В.В. Надежность и сроки ремонта энергетических объектов. //Журнал «Энергетика и электрификация» №4, 1994, с.36-37.

90. Словарь кодов для заполнения форм 1, 5, 6 ИСКО АЭС. МХО Интератомэнерго Москва, 1991.

91. СП АС-03. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций.-М., 2003.

92. Справочник по общим моделям анализа и синтеза надежности энергетики. // Под ред. Ю.Н. Руденко. М.: Энергоатомиздат, 1994. -272с.

93. Таратунин В. В., Елизаров А. И. Вероятностная оценка надежности оборудования и систем АЭС с учетом старения и действующей системы ТОиР. // Отчет ВНИИАЭС,1999, с.125.

94. Таратунин В.В., Елизаров А.И, Панфилова С.Э. Применение метода марковских графов в задачах распределения требований к надежности. Технический отчет- М.: ВНИИЭАС, 1997. -48с.

95. Таратунин В.В., Елизаров А.И. Вероятностная оценка надежности оборудования и систем АЭС с учетом старения и действующей системы ТОиР, Технический отчет. Росэнергоатом.- М.:ВНИИАЭС, 2000. -100с.

96. Таратунин В.В., Елизаров А.И. Проблема долговечности энергоблоков АЭС и ее нормативно-методическое обеспечение. Доклад на НТС Минатом РФ. М.: ВНИИАЭС,2000. -40с.

97. Ткаченко В.В., Кутьков В.А. и др. Основы радиационного контроля на АЭС. Москва-Обнинск: концерн "Росэнергоатом": М: , 2005, 268 с.

98. Ушаков И.А. Вероятностные модели надежности информационно- вычислительных систем. М.: Радио и связь, 1991.-132с

99. Чепурко В.А. Ядерная оценка параметра потока отказов. // Сборник научных трудов кафедры АСУ, вып. №15, Обнинск 2004, - с 19-31.

100. Ю.Тхыонг Н.К. Метод расчета оптимального комплекта запасных частей. //Надежность и контроль качества-М: Радио и связь, 1987.- с.43-47.

101. Cave L. What are the costs and benefits of analyzing operational data? // Nuclear Engineering International. 1988. - v.33. -411. p.22-23.

102. Combes J.-P., Noel R. Lifetime of Nuclear Power Plant: an Economic Challenge. Framotome, Symp. 1989, 18 October 1989, p. 97.