автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.06, диссертация на тему:Повышение качества управления производственным процессом на основе средств распределенного контроля состояний оборудования

На правах рукописи

Архангельский Сергей Борисович

Повышение качества управления производственным процессом на основе средств распределенного контроля состояний оборудования

Специальность 05.13.06 - Автоматизация и управление технологическими процессами и производствами (технические системы)

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва 2010 г.

4841848

Работа выполнена в ГОУ ВПО Московском технологическом университете «СТАНКИН».

государственном

Научный руководитель:

Официальные оппоненты:

кандидат технических наук, профессор Шемелин Владимир Константинович

доктор технических наук, профессор Веселов Олег Вениаминович

кандидат технических наук Москалев Андрей Александрович

Ведущая организация: ОАО Национальный институт авиационных

технологий (НИАТ)

Защита диссертации состоится «<?<£ » 20 // г. в /Л

Шз

г"-*

на заседании диссертационного совета Д 212.142.03 в ГОУ ВПО Московском государственном технологическом университете «СТАНКИН» по адресу: 127994, Москва, Вадковский переулок, д. За.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГОУ ВПО Московского государственного технологического университета «СТАНКИН».

Автореферат разослан /У^су^Ц 20 //

г.

Ученый секретарь диссертационного совета к.т.н., доцент Семячкова Е.Г.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы.

В последние десятилетия основным компонентом энергосистем стали системы получения электроэнергии с помощью атомных электростанций (АЭС). Поскольку отклонения от штатного режима работы АЭС могут нести серьезные социальные и экономические риски, то важнейшим компонентом работы АЭС является обеспечение безопасности всех процессов, построенной на системе контроля основных параметров процесса преобразования энергии. При этом важную роль играет система внутриреакторного контроля (СВРК). СВРК — это система контроля ядерного реактора, которая даёт сведения о параметрах и характеристиках активной зоны преобразования энергии, необходимых для обеспечения проектного технологического режима безопасной эксплуатации ядерного реактора. Основная задача при этом — обеспечение безопасной эксплуатации ядерного топлива на основе восстановления поля энерговыделения в объёме активной зоны.

Эволюция системы безопасности реактора привела к созданию новой, модернизированной системы внутриреакторного контроля - СВРК-М, которая позволила достигнуть существенного расширения количества обрабатываемой цифровой и аналоговой информации, повышения быстродействия, повышения точности измерения показателей, расширения функциональных возможностей, включая защитные и управляющие функции, возможностей интеграции СВРК в общеблочные АСУ ТП. Но с внедрением СВРК-М появились такие проблемы эксплуатации технических средств верхнего уровня (ВУ) СВРК, как повышение сложности диагностирования причины возникновения внештатной ситуации, отсутствие централизованной системы сбора и анализа информации, отсутствие единой системы диагностики и мониторинга важных узлов СВРК при недостаточных средствах визуализации состояний оборудования, в том числе отображения состоянии технических средств верхнего уровня на экране монитора.

В представленной диссертации предлагается решение актуальной задачи по устранению ряда существующих недостатков по обеспечению контроля работы оборудования технических средств (ТС) ВУ энергетических систем (на примере АЭС), как средства повышения качества и надежности систем АСУ ТП атомных реакторов в целом.

Цель работы. Целью работы является минимизация негативного воздействия человеческого фактора на процесс принятия решений в случае нештатных ситуаций и повышение качества управления системой контроля работы ТС ВУ АСУ ТП энергоблоков энергетических систем (на примере АЭС) на основе создания автоматизированной централизованной системы мониторинга и диагностики технических средств.

Задачи исследования.

Для достижения цели в работе были поставлены следующие задачи:

1. Провести анализ развития технических и программных средств СВРК с целью определения факторов, влияющих на безопасность эксплуатации ТС ВУ АСУ ТП энергоблоков АЭС.

2. На основе принципов классификации систем мониторинга разработать архитектуру системы диагностики в виде взаимодействия программных модулей, приложений и протоколов обмена данными.

3. Разработать модели по обеспечению единого мониторинга состояний оборудования ВУ АСУ ТП энергоблока АЭС с включением дополнительного уровня обеспечения безопасности оборудования на основе автоматизированной подсистемы принятия решений с учетом приоритетов сигналов состояния оборудования ВУ АСУ ТП.

4. Разработать алгоритмы для реализации третьего уровня обеспечения безопасности оборудования ВУ АСУ ТП АЭС, как компоненты системы единого мониторинга состояний ВУ АСУ ТП энергоблоков.

5. Разработать методику интеграции системы единого мониторинга ТС ВУ АСУ ТП в структуру общей системы безопасности АЭС, как фактора повышения уровня управления, надежности и безопасности АЭС.

6. Определить практическую и экономическую целесообразность применения разработанных в диссертации положений по повышению уровня безопасности работы АЭС.

Научная новизна работы заключается:

- в установлении функциональных связей и степени их ответственности между уровнями безопасности энергетической системы (АЭС).

- в разработке моделей определения повышения надежности и безопасности функционирования энергетической системы на основе применения теории надежности и методов компьютерной поддержки принятия решений.

- в представлении метода интеграции автоматизированной подсистемы принятия решений как дополнительного контура контроля состояний оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня, встроенного в общий механизм мониторинга АЭС как энергетической системы.

Методы исследования. Теоретические исследования базировались на структурных моделях организации процесса мониторинга состояний, на моделях прогнозирования состояний оборудования ВУ АСУ ТП энергоблоков АЭС в контексте процессов принятия решений, а также были использованы методы процедурного и объектно-ориентированного проектирования (декомпозиции, абстракции), концепции объектно-ориентированного программирования и методы разработки программного обеспечения.

Практическая значимость работы.

Практическая значимость работы заключается:

- в разработке методики интеграции системы единого мониторинга состояний ТС ВУ АСУ ТП энергоблоков в структуру общей . системы безопасности АЭС;

- в разработке и внедрении в производственную практику диагностического программного обеспечения верхнего уровня (ДПОВУ) в составе общих технических средств АСУ ТП АЭС.

Апробация работы.

Теоретические и практические результаты, полученные автором, докладывались на заседаниях кафедры «Компьютерные Системы управления» МГТУ «Станкин», на XII научной конференции МГТУ «Станкин» «Математическое моделирование и информатика» (2009 г.), на Международном форуме информатизации МФИ-2008 и на XVII международной научно-технической конференции «Информационные средства и технологии»(2009 г.).

Разработанная в диссертации ДПОВУ и методика мониторинга внедрена на 2-ом блоке Балаковской АЭС, а модели мониторинга используются в учебном процессе при подготовке специалистов по специальности 220301 «Автоматизация технологических процессов и производств».

Публикации.

По теме диссертации было опубликовано 5 научных статей, включая тезисы докладов, подготовленных для международных и региональных научно-технических конференций.

Структура и объем диссертации.

Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, общих выводов, списка литературы из 52 наименований, приложения - 14 стр., изложена на 149 страницах машинописного текста, содержит 38 рисунков, 9 таблиц.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность работы по развитию средств управления безопасностью ТС ВУ АСУ ТП энергетических систем (на примере атомных электростанций), сформулированы цели и задачи исследования, указаны пути их достижения, раскрыто основное содержание научной новизны и практической ценности выполняемой работы, а также перечислены основные положения выносимые на защиту.

В первой главе представлен анализ основных характеристик и особенностей средств обеспечения безопасности ТС ВУ АСУ ТП современных энергетических систем на примере атомных электростанций (АЭС), представлена обобщенная архитектура систем контроля состояний ВУ АСУ ТП АЭС,

обоснованы принципы построения многоуровневой системы контроля состояний оборудования АЭС на основе дополнительного контура контроля безопасности ТС ВУ АСУ ТП АЭС, сформулированы основные положения по постановке задач исследования.

Среди основных принципов безопасности АЭС особое место занимает принцип защиты «в глубину» (глубоко эшелонированной защиты).

В случае множественных отказов технических средств и/или ошибок персонала применение этого принципа снижает вероятность отрицательного воздействия радиации на персонал, население и окружающую среду. При этом применяется пять уровней защиты: первый уровень - это средства контроля и управления режимами по поддержанию рабочего цикла реакторной установки (РУ); второй уровень - контроль и обеспечение нормальной работоспособности оборудования, которое обеспечивает рабочий режим РУ; третий уровень -обеспечение средств предотвращения и защиты от аварийных ситуаций; четвертый уровень - средства управления аварийными ситуациями и их последствиями; пятый уровень - защита населения и окружающей среды от недопустимого воздействия радиации в случае аварийных ситуаций.

Предложенные в диссертации исследования и решения касаются разработки средств повышения безопасности оборудования систем третьего уровня защиты -уровня оборудования АЭС: обеспечение готовности оборудования и систем, важных для безопасности станции, путем выявления и устранения отказов. Технически третий уровень обеспечивается надежным резервированием оборудования и систем для контроля состояния элементов и оборудования.

Важным звеном управления общей системой безопасности АЭС является модернизированная система внутриреакторного контроля (СВРК-М), которая является основным средством наблюдения за эксплуатацией топлива в активной зоне в режимах нормальной эксплуатации и средством контроля нарушений Программно-технический комплекс (ПТК) СВРК-М, условно подразделяется на:

ПТК нижнего уровня (ПТК-НУ), предназначенный для приема и обработки сигналов датчиков, формирования сигналов защиты активной зоны по локальным параметрам (ПЗ-1, ГО-2, АЗ), передачи расчетных параметров и обобщенной диагностической информации в вычислительный комплекс (ВК) СВРК, передачи измеренных значений входных сигналов, расчетных параметров и детальной диагностической информации на станции контроля нижнего уровня;

ПТК верхнего уровня (ПТК-ВУ), предназначенного для восстановления поля энерговыделения, расчета основных параметров РУ, контроля отклонения за допустимые пределы параметров, определяющих безопасность эксплуатации АР, передачи информации на рабочее место оператора и сервисную станцию дежурного инженера. Большинство функций системы по контролю безопасности выполняет верхний уровень, а точнее стойки серверного вычислительного устройства (СВУ).

При этом актуальным является увеличение надежности работы стоек верхнего уровня за счет внедрения дополнительного контура контроля и диагностики па основе разработки диагностического программного обеспечения (ДПО). В контексте вышесказанного становится очевиден тот факт, что обеспечение стабильной и безопасной работы аппаратной части верхнего уровня СВРК-М является актуальной задачей. Также обязательной задачей является увеличение надежности и снижения вероятности отказа как одной стойки СБУ, так и какого-либо устройства входящего в ее состав.

На ряде существующих в эксплуатации АЭС в качестве дополнительного программного обеспечения используется ДПО «Квант». Но в процессе эксплуатация оперативный персонал столкнулся с проблемами эксплуатации данного программного обеспечения. Это произошло из-за неверной конструкции и проектировании всей системы.

В табл. 1 представлены особенности ДПО «Квант», а во второй колонке — события, к которым привела эксплуатация данного ДПО. Самый простой анализ табл. 1 показывает, что применение ДПО «Квант» приводит к серьезным рискам в его эксплуатации.

С целью устранения указанных рисков в данной работе предлагается решение, основной компонентой которого является разработка и введение в эксплуатацию ТС ВУ АСУ ТП третьего уровня безопасности АЭС дополнительного контура безопасности верхнего уровня СВРК-М. Основная цель введения дополнительного контура безопасности - это минимизация негативного воздействия человеческого фактора на процесс принятия решений в случае нештатных ситуаций и повышение качества системы безопасности работы энергоблоков АЭС на основе создания централизованной системы диагностики технических средств верхнего уровня СВРК-М.

Особенности архитектуры ДПО «Квант»_Таблица 1

Особенности архитектуры ДПО «Квант» К чему привело на Калининской АЭС 3-й Блок

Инициатором всегда выступает «Управляющая программа» ДПО «Квант» выполняя сбор данных с модулей СВУ по протоколу SNMP. Возросла нагрузка на сеть Ethernet

Длительный промежуток времени на сбор данных со всех устройств

Повышает риск повреждения оборудования из-за запаздывания управляющей команды (на выключение модуля).

Использование системгаависимых компонентов и среды разработки Система получилась не масштабируемая и не расширяемое. Установка ДПО Квант на других версиях операционной системы Linux была сопряжена с несовместимостью системных модулей. Добавить новые параметры в системы было невозможно.

Физическое расположение основных элементов ДПО на устройстве файл-серверном (УФС2) Возросла нагрузка на использование процессорного времени и памяти УФС2, что негативно сказалось на выполнении штатных задач данного модуля

Использование дня хранения диагностической информации БД и представлении информации через Web-сервер посредством запроса через браузер Большое использование нештатных (с внесенными изменениями) модулей Perl сделало невозможным установить ДПО «Квант» на более новой версии Linux. Некорректная работа ДПО привела к завершению работу одного BM СВУ

Использование прав суперпользователя (root) При запросах через Web-интерфейс снижалась скорость отработки штатных задач УФС2, т.к. БД и web-сервер оказывали дополнительную нагрузку на УФС2 Использование web-интерфейса сделало затруднительным получение данных с рабочего места оператора в главном здании АЭС

Отключение вычислительного модуля (BM) выполнялось удаленно через сервис sshd Привело к запаздыванию на выполнение команды, что в свою очередь стало причиной внештатной ситуации на BM СВУ.

Во второй главе представлена разработка моделей функционирования дополнительной системы контроля состояний электрооборудования АЭС, как инфраструктуры, существенно влияющей на общую безопасность системы.

Конкретно разработана функциональная модель процесса принятия решений при реализации контроля состояний электрооборудования АЭС третьего уровня, как фактор повышения качества общей системы безопасности АЭС, разработаны модели оценки повышения надежности для подтверждения целесообразности разработки дополнительного контура контроля состояний для ТС ВУ АСУ ТП третьего уровня безопасности АЭС.

Реализация дополнительного контроля состояний оборудования ТС ВУ АСУ ТП АЭС третьего уровня безопасности предполагает наличие таких решений, на фоне которых некоторые индивидуальные интересы объектов управления требуют дополнительной информации при принятии конкретного решения. Получение такой информации возможно с привлечением специалистов в содержательной области решаемой задачи - лиц принимающих решения (ЛПР).

С помощью ЛПР на некотором множестве допустимых решений вводится система предпочтений, позволяющая выстроить решение, отвечающее критерию наибольшей безопасности работы оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня.

В общем виде инфраструктуру процесса принятия решений можно представить как информационную систему, состоящую условно из трех «слоев»: Системы принятия решений; Системы поддержки принятия решений; Системы сбора, обработки, хранения, передачи и представления информации.

Рассмотрим особенности процесса принятия решений при контроле работы оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня для АЭС. Мониторинг параметров оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня на АЭС приобретает важное значение, поскольку неполадки или выход из строя этого оборудования несет в себе серьезные риски, прямым образом влияющие на работу всей системы.

При этом для управления мониторингом предприятия необходимо:

определить степень загрузки компонентов оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня;

определить первичные приоритеты обслуживания сигналов состояний оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня;

реализовать процесс диспетчеризации задач мониторинга в рамках системы принятия решений на основе приоритетов выполняемых задач с выделением особо приоритетных ситуаций, нарушающих штатный режим специфического технологического процесса.

Для решения первой задачи введем понятие единицы загрузки и степень загрузки узла распределенной системы мониторинга. Под узлом системы подразумевается ресурс некоторой компьютерной подсистемы, которая работает в режиме ввода-вывода по обслуживанию запросов и процедур мониторинга процессов. Единица загрузки узла системы - это сумма оценок ресурсов различного вида, необходимых для выполнения задачи. К таким ресурсам можно отнести: время работы процессора - Тг, число операций ввода-вывода - 1г , объем оперативной памяти - Уг. Единица процессорного времени равна среднему времени, затрачиваемому процессором некоторого фиксированного количества операций, например, 100 операций. Единица ввода-вывода есть время выполнения одной операции ввода-вывода при обслуживании некоторого фиксированного объема информации, состоящего также из 100 операций.

Единица оперативной памяти равна некоторому фиксированному объему оперативной памяти, емкостью, например, 100 ячеек, используемому за единицу времени.

При этом число единиц обслуживания для задачи мониторинга 1 за время Т1 при заданном числе операций ввода-вывода -1, и заданном объеме памяти V,-равно:

М, СГь 1ЬУ0 = X -тут" + у-1 + г Л^/У ,

(1)

где: х, у, г - коэффициенты, характеризующие параметры вычислительных средств узла. Изменяя значение коэффициентов х, у, г, можно менять «веса» каждой составляющей ресурса узла, т.е. составляющих - Тг, 1г, Уг .

"Ч , V)" - соответственно общее время работы процессора и общий объем оперативной памяти, используемых для всех узлов системы.

Максимальную загрузку узла системы мониторинга технологического процесса за фиксированный промежуток времени Т при некотором числе операций ввода-вывода - I за этот промежуток времени и при использовании объема оперативной памяти - V можно определить с помощью следующего выражения:

М (Т, I, V) = х -Т/Т) + у-1 + г -У/У)-, (2)

При этом необходимое число единиц обслуживания для выполнения заданного набора задач за время Т равно:

ЕМ1СП,КЛЛ), 1Т1<Т, (3)

Загрузка всей сети равна:

1ЕМ*СП,И,VI), ЦТ! <Т], (4)

где: j - количество узлов сети.

Время "П для каждой задачи будет меняться в зависимости от параметров вычислительной системы, на которой она реализуется. Соответственно будет меняться и значение М^ и при этом будет производиться автоматический перерасчет загрузки узла, поскольку известна «базовая» производительность узла, рассчитанная выше по формуле (4). Приоритет является отображением срочности и важности информации по параметрам мониторинга, что определяет механизм принятия решений в рамках системы поддержки принятия решений на основе алгоритмов диспетчеризации задач в узлах распределенной системы. В рассматриваемой прикладной области - мониторинге специфических технологических процессов критичным является реализация приоритетов обслуживания тех задач и тех узлов, которые контролируют параметры возможного выхода из штатного режима работы. Поскольку эти задачи и, соответственно, узлы контролируются с наибольшей частотой (с наибольшей загруженностью), то будем считать, что они находятся в очереди на обслуживание диспетчером как можно меньшее время, т.е. обладают глобальным приоритетом.

Тогда взаимосвязь уровня приоритета задачи мониторинга и степени загруженности узла системы мониторинга можно представить в виде таблицы 2.

По оси ординат в таблице представлены уровни приоритетов (в порядке уменьшения снизу-вверх), по оси абсцисс - степени загруженности узлов мониторинга (возрастает справа налево). На пересечении координат определяется приоритет задачи, который может учитываться на системном уровне операционной системой при выборе очереди выполнения задач, а на прикладном уровне программой -диспетчером задач.

Таблица приоритетов

Таблица 2

Уровень 3 1 2 3 3 3

Уровень 2 1 1 1 2 2

Уровень 1 1 1 1 1 1

4 3 2 1 0

В указанном примере (см. таблица 2) наибольший приоритет имеет уровень 1, независимо от степени загруженности узлов мониторинга. В общем случае на приоритет задачи может оказывать влияние важность и достоверность поступающей информации в случае их возможного изменения. При этом правила повышения приоритетов задач мониторинга состояний процесса определяется в зависимости от специфики контролируемого процесса. Представленная в таблице 2 зависимость уровня приоритета задач мониторинга - задач контроля параметров технологического процесса от загруженности узлов системы мониторинга реализуется в алгоритме программы-диспетчера. Диспетчер работает по принципу обслуживания очереди считываемых параметров процесса и реализует приоритеты задач, согласно алгоритма реализации зависимости параметров, представленных в таблице 2.

Таким образом, представленная версия моделирования и решения задачи управления распределенным мониторингом специфических технологических процессов может служить основой для построения диспетчера задач, при распределении приоритетов принятия решений при работе оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня атомного реактора.

Для реализации этой задачи в работе предложено следующее решение.

Предварительно все конкретные сигналы состояний оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня безопасности атомного реактора распределяются по приоритетам риска как зоны опасности: параметры наибольшего риска (нештатный режим работы) относятся к так называемой «красной зоне»; параметры рисков, которые носят профилактический характер относят к так называемой «синей зоне»; параметры рисков, которые можно отнести к мало вероятным (штатный режим работы), относят к так называемой «зеленой зоне». При этом для всех принятых сигналов состояния оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня контроля атомного реактора определяются в зависимости от зоны риска, от частоты опроса состояний оборудования,от уровней контроля систем отображения состояний и уровней процедур принятия решений (см. табл.3).

Функциональное содержание зон опасности следующее: 1. «Красная зона» опасности содержит перечень тех сигналов состояний оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня безопасности (уровень инфраструктуры атомного реактора), которые могут вызвать немедленную

остановку или поломку оборудования и которые могут рассматриваться как аварийная (нештатная) ситуация.

2. «Синяя зона» опасности содержит перечень тех сигналов состояний оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня безопасности (уровень инфраструктуры атомного реактора), которые могут вызвать предсказуемую в некотором временном интервале (например, в течение 15-20 минут) остановку или отказ в работе оборудования.

3. «Зеленая зона» опасности содержит перечень тех сигналов состояний оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня безопасности (уровень инфраструктуры атомного реактора), которые могут вызвать остановку или отказ оборудования с очень малым процентом вероятности (0,5%). Фактически - это рабочий (штатный) режим функционирования оборудования.

Таблица принятия решений __ Таблица 3

№пп Зоны опасности (зоны риска) Приоритеты зон опасности Частота опроса системы контроля состояний реактора Уровень контроля систем отображения зон опасности Уровень реакции системы принятия решений

1 2 3 4 5 6

1 КРАСНАЯ Первый Д1г = 6x10' сек. Визуальный постоянный Первый

2 СИНЯЯ Второй ДЪ =3,6x107 сек. Визуальный периодический с интервалом 6 минут Второй

3 ЗЕЛЕНАЯ Третий =1,8х103 сек. Визуальный периодический с интервалом 30 минут Третий

С точки зрения общей модели принятия решений с учетом приоритетов (см. таблица 3), таблица приоритетов для случая отображения зон опасности примет вид, изображенный в таблице 4.

Таблица 4

Уровень 3 3 3 3

Уровень 2 2 2 2

Уровень 1 1 1 1

2 1 0

В таблице 4, в отличие от таблицы 2, имеется только три позиции по оси абсцисс для отображения «красной», «синей» и «зеленой» зон опасности, с жестко закрепленными приоритетами по оси ординат.

Блок-схема процедуры принятия решений при возникновении сигналов определения состояния оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня по зонам безопасности приведена на рис1. Фактически оператор при определении параметров состояний оборудования определяет зоны возможной опасности, как степени риска при принятии решений. Как видно из схемы рис. 1, центральным звеном системы принятия решений является программа-диспетчер, функции которой заключаются в следующем:

Анализ принятых сигналов состояния оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня безопасности по критерию частоты опроса отдельных объектов оборудования (согласно критериям, представленным в таблице 3).

1. Распределение сигналов состояния по зонам риска, согласно критериям, представленным в таблице 3.

2. Отображение принятых сигналов на соответствующие секции устройство(а) визуализации.

Рис. 1 Функциональная модель принятия решений Важным способом нахождения рациональных решений по выбору периодичности контроля оборудования системных блоков управления реакторов, является привлечение процедуры расчета надежности блоков, на основе моделей теории надежности.

Одной из основных систем, контролирующей более 30000 параметров и являющейся штатной при работе реактора является система внутриреакторного контроля (СВРК). Показатели надежности для группы из п последовательно соединенных устройств с интенсивностями отказов и восстановлений ^ и соответственно, определяются по формулам (5) и (6). Наработка на отказ То, ч определяется как:

> , (5)

где п - число устройств;

X К

> - интенсивность отказа 1-го устройства, '4;

Среднее время восстановления т, ч, определяется как:

п

Ег,

2>.

н , (6) где п — число устройств;

Л /

■ - интенсивность отказа 1-го устройства, '4;

А,

У> = —

- отношение интенсивности отказа ¿-го устройства к интенсивности восстановления ¡-го устройства.

Методика расчета показателей надежности для дублированной системы соединений устройств. Были рассчитаны конкретные параметры надежности устройств. Например, для устройств приема, хранения и обработки информации было получено значение среднего времени на работки на отказ равное 3,82х 104 час., что является хорошим показателем.

В третьей главе представлены методы и средства интеграции модулей многоуровневой системы контроля состояний электрооборудования АЭС, разработаны алгоритмы процесса принятия решений при реализации дополнительного контура безопасности электрооборудования АЭС, показаны варианты разработки средств визуализации контроля состояний оборудования АЭС в рамках многоуровневой системы безопасности.

На основании исследований, проведенных во второй главе, в работе предлагается разработка и внедрение специализированного диагностического программного обеспечения верхнего уровня (ДПОВУ) для мониторинга и диагностики технических средств СБУ. Данное программное обеспечение должно обеспечивать возможность останова отдельных модулей и/или всего комплекса СВУ за счет использования системы принятия решений контроля жизненно важных параметров комплекса. Реализация основных компонент и интерфейса оператора предлагается осуществить в рамках свободного программного обеспечения (орешоигсе) на базе библиотеки классов С^. Предлагается отказаться

от проприетарных технологий типа CORBA, а выполнить реализацию всей системы в виде системы Агентов (на базе так называемого агентно-ориентированного программирования).

Полный жизненный цикл разработки продукта состоит из четырех фаз, каждая из которых включает в себя одну или несколько итераций:

1. Начало, формулировка задачи и функций архитектуры продукта.

2. Проектирование. На этапе проектирования производится анализ предметной области и построение исполняемой архитектуры.

3. Построение. Во время этой фазы происходит реализация большей части функциональности продукта. Фаза Построение завершается первым внешним релизом системы и вехой начальной функциональной готовности.

4. Внедрение. Во время этой фазы создается финальная версия продукта и передается от разработчика к заказчику. Это включает в себя программу бета-тестирования, обучение пользователей, а также определение качества продукта. В случае, если качество не соответствует ожиданиям пользователей или критериям, установленным в фазе Начало, фаза Внедрение повторяется снова. Выполнение всех целей означает достижение вехи готового продукта (Product Release) и завершение полного цикла разработки.

ДПОВУ должно производить сбор, обработку и выдачу оператору обширной информации о всех параметрах ТС из состава СВУ. Например, только по состоянию цепей управления и батарейного питания в источнике бесперебойного питания (ИБП) должны быть преданы параметры: температура; уровень заряда; выходной ток; выходное напряжение; входное напряжение; частота входного напряжения; частота выходного напряжения; мощность на выходе; потребляемая мощность. По состоянию вычислительного модуля серверного вычислительного устройства ( ВМ СВУ) передаются такие параметры как: температура процессора; температура системной платы; частота вращения вентиляторов (об/мин); загрузка процессора (в %); количество запущенных процессов; состояние и степень заполнения объема НЖМД ВМ (в % от общего объема); состояние блока питания). Подобным образом передаются параметры от других устройств и оборудования.

В случае возникновения внештатной ситуации ДПОВУ должно обеспечивать:

включение индикатора «Отказ» на контрольной панели СВУ; создание записи об отклонении за уставки в базу данных ДПОВУ с указанием времени;

отключение ВМ и/или группы ВМ, если полученные данные носят критический характер, т.е. запаздывание может привести к повреждению оборудования СВУ;

включение/выключение вентиляторов шкафа;

выдачу обобщенного сигнала о неисправности оператору на БЩУ. Исходя из анализа было принято решение о том, что ДПОВУ должно иметь распределенную модульную архитектуру, реализованную на базе агентно-ориентированного подхода. Принципиальная архитектурная схема диагностического программного обеспечения изображена на рис.2.

Рис. 2 Принципиальная архитектурная схема диагностического программного

обеспечения

Таким образом, в диссертации представлена методика разработки и внедрения специализированного диагностического программного обеспечения верхнего уровня (ДПОВУ) для мониторинга и диагностики технических средств СБУ. При этом показаны алгоритмы разработки и внедрения программного обеспечения обеспечивающего мониторинг технических средств любой сложности; определены модели иерархии взаимозависимых диагностируемых параметров в единую структуру; определены возможности для разработки легкопереносимых кроссплатформенных приложений с использованием библиотеки Qt; определены алгоритмы интеграции программных модулей в операционную систему на базе Linux; предложен вариант разработки графического интерфейса оператора с учетом специфики работа на АЭС. Основные элементы данного графического интерфейса представляют объектно-ориентированные классы библиотеки Qt, что снижает время для разработки и отладки человеко-машинного интерфейса.

В четвертой главе определены способы по реализации повышения эффективности системы безопасности АЭС третьего уровня на основе программно-аппаратного расширения, как дополнительного контура безопасности. Показана методика встраивания расширенной процедуры принятия решений, как дополнительный контур повышения уровня безопасности АЭС. В

качестве примера технологического процесса был взят процесс разработки и внедрения специализированного диагностического программного обеспечения верхнего уровня (ДПОВУ) на серверах верхнего уровня на Балаковской АЭС 2-ой блок.

В этой конфигурации ДПОВУ структура алгоритма его функционирования в штатном режиме основана на применении понятия «агент», как одной из интерпретаций понятия «объект» в контексте применения объектно-ориентированного подхода при проектировании приложений. Основным элементом алгоритма является «Блок Контроля», в котором размещаются следующие элементы:

«База данных». Принимает данные по значениям параметрам. Выдает данные оператору;

«Агент Сбора Данных SNMP». По сети Ethernet он осуществляет сбор данных с SNMP устройств: КС и ИБП и отсылает в Базу Данных;

«Агент Сбора Данных Блока Контроля» Осуществляет сбор данных и отправляет полученные данные в БД;

«Сервер». На функции «Сервера» ложится контроль доступности всех остальных агентов. Также в случае возникновения любой внештатной ситуации, он включает лампочку шкафа СВУ «Отказ».

На остальных вычислительных модулях (ВМ) функционируют «Агенты Сбора Данных», которые получают данные по «своим» параметрам, отправляют данные «Серверу» о «доступности», отсылают значения параметров в БД. Также они ответственны за функции «Автономного режима». Получение, отображение и печать данных осуществляет «Агент интерфейса» (Клиент ДПОВУ) на рабочем месте оператора.

Каждый агент при старте проверяет наличие конфигурационного файла (vm_conf) в своем каталоге. У Клиента ДПОВУ файл соответствует номеру стойки СВУ. Он представляет собой структурированный xml файл. Атрибуты параметра представляют его запускную конфигурацию. Благодаря этому можно выполнить любой процесс и задачу. Алгоритм взаимодействия агентов при сборе и обработке данных представлен на рис. 3. Встраивание процедуры принятия решений как подсистемы обеспечения безопасности АЭС основано на использовании графических функционалов языка UML (Unified Modeling Language). Он представляет собой язык графического описания для объектного моделирования в области разработки программного обеспечения.

Рис. 3 Алгоритм работы агента сбора данных

Диаграмма взаимодействия основных классов ДГГОВУ представлена на Рис. 4. Основным классом любого агента является «БроАдеШ». С помощью класса ^РЙлбС» он хранит в списке имена контролируемых устройств, которые в свою очередь, обслуживает класс <ВроБеуюе>. Класс <БроОеуюе> может описывать любое устройство, сбор данных с которого важен. Данные классы обеспечивают как масштабируемость системы, так и легкий перенос на другую платформу.

Рис. 4 Диаграмма взаимодействия основных классов ДПОВУ. На рис. 5 приведена сравнительная характеристика между существующей версией программного обеспечения (Квант), применяемой на ряде АЭС и версией ДПОВУ, предлагаемой в данной диссертации. Анализ параметров сравнения этих двух решений явно в пользу предлагаемого нового программного решения в виде специализированного диагностического программного обеспечения верхнего уровня (ДПОВУ).

Что было... Инициатором всегда выступает «Управляющая программа». Это приводит к тому, что перебор всех устройств занимает слишком много времени.

N

v

Что сделано... Инициатором являются независимые друг от друга Агенты. Благодаря этому получения и обработка данных с датчиков увеличилась на порядок.

Жесткая привязка к протоколу SNMP С

Независимость от протокола. \ Возможность добавления новых

Слабые возможности \Л/еЬ-Интерфейса визуализации состояний.

Нет возможности информирования оператора на БЩУ.

Î>

параметров.

С учетом специфики требований АЭ разработаны объектно-ориентированные классы графическо интерфейса пользователя. Благодаря использованию библиотек СИ присутствует возможность использования их на других платформах.

Рис. 5 Сравнительная характеристика программного обеспечения «Квант» и предлагаемого решения в виде версии ДПОВУ.

Внедрение ДПО ВУ на Балаковской АЭС 2-й блок снизило процент ложных срабатываний до нуля в течение года эксплуатации. ДПО «Квант» имела большое время задержки в элементе отображении на экране оператора текущего состояния выхода за пределы параметра и/или группы параметров. Это приводило к двойственным ситуациям, что подрывало доверие к системе (см. рис. 6).

Рис. 6 График количества ложных срабатываний ДПО Квант в 2005г.

Количество возникших отказов при использовании ДПО «Квант» "приведших к останову оборудования за 2005 год - 2останова. За все время эксплуатации отказов, приведших к останову оборудования при использовании ДПОВУ, не было зафиксировано. Также при использовании

ДПОВУ на 30 % сокращается время оперативного персонала при принятии решений, это подтверждается отзывом о внедрении с Балаковской АЭС 2-ой блок.

Основные выводы и результаты работы

1. Решена задача повышения уровня надежности и безопасности функционирования ВУ АСУ ТП энергетической системы (на примере АЭС) на основе применения процедуры принятия решений с учетом приоритетов сигналов состояния оборудования, разделенных по степеням возможного риска при возникновении нештатных ситуаций.

2. Установлены функциональные связи и степень их ответственности между уровнями безопасности энергетической системы (АЭС), что позволяет настроить и сконфигурировать архитектуру единого мониторинга состояний системы с включением дополнительного контура контроля состояний оборудования как фактора повышения качества управления всей системой безопасности оборудования.

3. На основе установленных связей предложены модели определения повышения надежности и безопасности функционирования энергетической системы с применением теории надежности и методов компьютерной поддержки принятия решений.

4. Представлен метод интеграции автоматизированной подсистемы принятия решений, как дополнительного контура контроля состояний оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня в общий механизм мониторинга АЭС, как энергетической системы.

5. Разработаны алгоритмы и программно-аппаратный комплекс, в виде специализированного диагностического программного обеспечения верхнего уровня (ДПОВУ), по реализации моделей и методов интеграции дополнительного контура контроля состояний оборудования ВУ АСУ ТП третьего уровня в среде мониторинга энергетической системы (АЭС).

6. Показана экономическая целесообразность и выполнено практическое внедрение результатов диссертационной работы на 2-ом блоке Балаковской АЭС, что привело к сокращению количества ложных отказов и сняло повышенную нагрузку с операторов.

7. Результаты работы можно рекомендовать к использованию на энергетических предприятиях Государственной корпорации РОСАТОМ, а также в учебном процессе при подготовке специалистов по специальности «Автоматизация технологических процессов и производств».

Публикации по теме диссертации

1. Архангельский С.Б., Шемелин В.К. Применение многофункциональных технических средств контроля состояний энергоблоков атомных электростанций на основе разработки системы мониторинга и диагностики, г. Тамбов, Вестник ТГТУ, 2010. - № 1, том 16, с. 16-24.

2. Архангельский С.Б. Повышение уровня безопасности атомных электростанций на основе модификации верхнего уровня системы внутриреакторного контроля. М.: Ядерные измерительно-информационные технологии, 2010. №2 (34), с. 24-27.

3. Архангельский С.Б. Анализ надежности специализированного высокотехнологичного устройства.

Материалы XII научной конференции МГТУ «Станкин» и «Учебно-научного центра математического моделирования МГТУ «Станкин» -ИММ РАН по математическому моделированию и информатике: сборник докладов/под ред. O.A. Казакова. - М.: ИЦ ГОУ ВПО МГТУ «Станкин». 2009, с. 97-99.

4. Архангельский С.Б., Шемелин В.К. Повышение уровня безопасности специализированного комплекса на основе реализации моделей с использованием теории надежности. Труды XVII международной научно-технической конференции «Информационные средства и технологии» 20- 22 октября 2009 г., Москва. В 3-х томах. Т.2 - М.: издательский дом МЭИ, с. 63-68.

5. Архангельский С.Б. Повышение качества и уровня безопасности атомных электростанций на основе разработки и внедрения диагностического программного обеспечения. М.: Объединенный научный журнал. 2009, № 16, с.82-83.

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. АНАЛИЗ ПРОБЛЕМЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ СПЕЦИФИЧЕСКОГО ПРОИЗВОДСТВА. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧ

ИССЛЕДОВАНИЯ.

1.1 Основные характеристики и особенности средств обеспечения безопасности современных специфических производств на примере атомных электростанций (АЭС).

1.2 Обобщенная архитектура систем контроля состояний АЭС.

1.3 Обоснование построения многоуровневой системы контроля состояний оборудования АЭС на основе дополнительного контура контроля безопасности электрооборудования АЭС.

1.4 Постановка задачи исследования.

ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА МОДЕЛЕЙ ФУНКЦИОНИРОВАНИЯ ДОПОЛНИТЕЛЬНОЙ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЙ АСУ ТП АЭС (ИНФРАСТРУКТУРЫ АЭС) КАК ФАКТОРА ПОВЫШЕНИЯ ОБЩЕГО

УРОВНЯ БЕЗОПАСНОСТИ.

2.1 Обобщенная модель принятия решений при реализации дополнительных контрольно-диагностических процедур для АСУ ТП АЭС верхнего уровня.

2.2 Функциональная модель процесса принятия решений при реализации контроля состояний АСУ ТП АЭС как фактор повышения качества общей системы безопасности АЭС.

2.3 Повышение уровня безопасности специализированного комплекса электрооборудования АЭС на основе реализации моделей с использованием теории надежности.

2.4 Выводы по главе.

ГЛАВА 3. РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ РЕАЛИЗАЦИИ МНОГОУРОВНЕВОЙ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЙ АЭС, НА ОСНОВЕ РЕАЛИЗАЦИИ ДОПОЛНИТЕЛЬНОГО КОНТУРА КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЙ

ЭЛЕКТРООБОРУДОВАНИЯ АЭС.

3.1 Определение методов и средств интеграции модулей многоуровневой системы контроля состояний электрооборудования АЭС.

3.2 Алгоритмы процесса принятия решений при реализации дополнительного контура безопасности электрооборудования АЭС.

3.3 Разработка средств визуализации контроля состояний оборудования

АЭС в рамках многоуровневой системы безопасности.

ГЛАВА 4. СПОСОБЫ РЕАЛИЗАЦИИ ПОВЫШЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС НА ОСНОВЕ МНОГОУРОВНЕВОЙ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЙ.

4.1 Структура реализации многоуровневой системы контроля состояний оборудования на конкретной АЭС.

4.2 Встраивание процедуры принятия решений на основе экспертной системы как подсистемы обеспечения безопасности АЭС.

4.3 Определение экономической эффективности при применении многоуровневой системы контроля состояний,оборудования АЭС как фактора повышения уровня безопасности.

4.4 Выводы по главе.

Выработка электроэнергии, как основы энергетического ресурса в развитых странах, является одним из стратегических приоритетов в контексте обеспечения и управления общей системой безопасности.

Хотя в данной работе рассматриваются исследования и конкретные предложения по повышению уровня надежности и управления безопасностью таких энергетических систем, как атомные электростанции (АЭС), основные методические и программные решения могут быть применимы к любой другой энергетической системе.

В последние десятилетия основным компонентом энергосистем стали системы получения электроэнергии на основе работы АЭС является ядерный реактор (ЯР), в котором благодаря процессу управляемого термоядерного синтеза и происходит выработка электроэнергии.

Важнейшим компонентом работы АЭС является обеспечение безопасности всех процессов, построенной на системе контроля основных параметров процесса преобразования энергии. При этом основную роль играет система внутриреакторного контроля (СВРК). СВРК — это система контроля ядерного реактора, которая даёт сведения о параметрах и характеристиках активной зоны преобразования энергии, необходимых для обеспечения проектного технологического безопасного режима эксплуатации ядерного реактора. Основная задача при этом — обеспечение безопасной эксплуатации ядерного топлива на основе восстановление поля энерговыделения в объёме активной зоны[33],[34]

Развитие СВРК началось в 70-х годах прошлого века (СВРК 1-ого поколения) и в середине 80-х СВРК стала штатной системой, без которой запуск ядерного энергоблока, с точки зрения безопасности, стал невозможен.

Эволюция системы безопасности реактора привела к созданию новой, модернизированной системе внутриреакторного контроля - СВРК-М. Это современные СВРК нового поколения, которые вобрали в себя все положительные характеристики СВРК предыдущих поколений и построены на базе последних достижений в сфере программно-технических средств и информационных технологий. Данные системы ставятся на действующих энергоблоках как в реакторах типа ВВЭР-440, так и в реакторах типа ВВЭР-1000 при проведении мероприятий по модернизации оборудования в связи с продлением ресурсов и/или повышением установленной номинальной мощности реактора[5],[10],[20]. В настоящее время на разных энергоблоках реакторов типа ВВЭР в РФ и за рубежом эксплуатируются СВРК нового поколения разных модификаций, поставляемых разными изготовителями, как относительно программного обеспечения, так и относительно технических средств. Однако общими принципиальными характеристиками всех СВРК нового поколения, в основном, являются[3] [23]:

-существенное расширение количества обрабатываемой цифровой и аналоговой информации за счет подключения большого объема новых каналов контроля и обмена информации с другими блочными системами и подсистема контроля и управления для обеспечения комплексного анализа текущего состояния и прогнозирования развития процессов в активной зоне реактора в целом;

-повышение быстродействия за счет применения более совершенных функциональных блоков обработки сигналов и специального программного обеспечения для устранения эффектов запаздывания;

-повышение точности измерения показателей за счет использования, как первичных преобразователей, так и измерительной аппаратуры более высоко класса точности, а также усовершенствованных алгоритмов обработки;

-повышение надежности за счет выполнения аппаратуры в соответствии с требованиями, предъявляемыми к системам защиты, применения надежных операционных систем и введения развитых процедур самодиагностики;

-расширение функциональных возможностей, включая защитные и управляющие функции.

Но такая модернизация уже на этапе пусконаладочных работ и введения системы в опытную эксплуатацию определила следующие проблемы[6],[40], [46]:

1 Сложность диагностирования причины возникновения внештатной ситуации и/или отказа из-за отсутствия централизованной системы сбора и анализа информации;

2 Отсутствие единой системы диагностики и мониторинга важных узлов СВРК при недостаточных средствах визуализации состояний оборудования, в том числе отображения состоянии технических средств верхнего уровня на экране монитора БЩУ;

3 Недостаточный уровень подготовки оперативного персонала для работы с техническими средствами данного профиля и как следствие большая вероятность влияния человеческого фактора при экспертизе и принятия решений в случае возникновения внештатной ситуации;

4 Закрытые программные интерфейсы работы с оборудованием;

5 Отсутствие тесной интеграции прикладных программных подсистем с операционной системой (ОС) сервера, либо данная интеграция была реализована под узкий набор проприетарных операционных систем.

Актуальность

В представленной диссертации предлагается решение актуальной задачи по устранению ряда существующих недостатков по обеспечению управления системой контроля безопасности работы энергетических систем (на примере АЭС), как средства повышения качества и надежности системы безопасностью атомных реакторов в целом.

Цель работы

Целью работы является минимизация негативного воздействия человеческого фактора на процесс принятия решений в случае нештатных ситуаций и повышение качества управления системой безопасности работы энергоблоков энергетических систем (на примере АЭС), на основе создания автоматизированной централизованной системы мониторинга и диагностики технических средств.

Задачи исследования

Для достижения цели в работе были поставлены следующие задачи:

1. Анализ развития технических и программных средств СВРК с целью определения факторов, влияющих на безопасность эксплуатации энергоблоков АЭС.

2. На основе принципов классификации систем мониторинга разработка архитектуры системы диагностики в виде взаимодействия программных модулей, приложений и протоколов обмена данными.

3. Разработка моделей обеспечения единого мониторинга состояний энергоблока АЭС, с включением дополнительного уровня обеспечения безопасности АЭС на основе автоматизированной подсистемы принятия решений.

4. Разработка алгоритмов и программно-аппаратной компоненты по реализации системы единого мониторинга состояний энергоблоков АЭС.

5. Разработка методики интеграции системы единого мониторинга в структуру общей системы безопасности АЭС, как фактора повышения уровня управления и надежности системы безопасности.

6. Определение практической и экономической целесообразности применения разработанных в диссертации положений по повышению уровня безопасности работы АЭС.

Научная новизна работы заключается в: разработке метода повышения надежности и безопасности функционирования энергетической системы (на примере АЭС) на основе автоматизированной подсистемы принятия решений с учетом выделения зон приоритетов для сигналов состояния оборудования, как средство предотвращения аварийных ситуаций;

- разработке архитектуры единого мониторинга энергетической системы с включением дополнительного контура контроля состояний оборудования как фактора повышения качества управления всей системой безопасности оборудования.

Методы исследования

Теоретические исследования базировались на структурных моделях организации процесса мониторинга состояний, моделях прогнозирования состояний оборудования энергоблоков АЭС, в контексте процессов принятия решений, а также были использованы методы процедурного и объектно-ориентированного проектирования (декомпозиции, абстракции), концепции объектно-ориентированного программирования и методы разработки программного обеспечения.

Практическая значимость работы

Полученные в диссертации результаты, в виде методики интеграции системы единого мониторинга состояний энергоблоков в структуру общей системы безопасности АЭС, повышают надежность системы безопасности и позволили повысить качество принятия решений при возникновении нештатных ситуаций.

При этом достигается ряд преимуществ: сокращение итогового времени проектирования и разработки программного обеспечения по системе безопасности, упрощение интеграции компонентов контроля состояний энергоблоков АЭС. Разработанные в диссертации диагностическое программное обеспечение верхнего уровня (ДПОВУ) и методика мониторинга внедрена на Балаковской АЭС, а модели мониторинга используются в учебном процессе при подготовке специалистов ГОУ ВПО МГТУ «Станкин» по специальности 220301 «Автоматизация технологических процессов и производств».

Апробация работы

Теоретические и практические результаты, полученные автором, докладывались на заседаниях кафедры «Компьютерные Системы управления» МГТУ «Станкин», на XII научной конференции МГТУ «Станкин» «Математическое моделирование и информатика» (2009 г.), Международном форуме информатизации МФИ-2008 и XVII международной научно-технической конференции «Информационные средства и технологии»(2009 г.).

ГЛАВА 5. ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ И РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1.Решена задача повышения уровня надежности и - безопасности функционирования энергетической системы на основе применения процедуры принятия решений, с учетом приоритетов сигналов состояния оборудования, разделенных по степеням возможного риска при возникновении нештатных ситуаций.

2.Установлены функциональные связи и степень их ответственности между уровнями безопасности энергетической системы, что позволяет настроить и сконфигурировать среду мониторинга состояний, на основе введения дополнительного контура контроля состояний оборудования АСУ ТП ВУ, достигнув требуемого повышения качества управления безопасностью всей системы.

3.Предложены модели определения повышения надежности и безопасности функционирования энергетической системы на основе применения теории надежности и методов компьютерной поддержки принятия решений.

4.Разработан метод интеграции дополнительного контура контроля состояний оборудования АСУ ТП ВУ в общий механизм мониторинга энергетической системы.

5.Разработан программно-аппаратный комплекс по реализации моделей и методов интеграции дополнительного контура контроля состояний оборудования АСУ ТП ВУ в среде мониторинга энергетической системы.

6.Доказана экономическая целесообразность и реализовано практическое внедрение результатов диссертационной работы на Балаковской АЭС 2-й блок (см. Приложение 2), что позволило снизить количество ложных отказов, и сняло повышенную нагрузку с операторов.

1. Атре Ш. Структурный подход к организации баз данных. М.: Финансы и статистика, 1983. - 320 с.

2. Архангельский С.Б. Повышение качества и уровня безопасности атомных электростанций на основе разработки и внедрения диагностического программного обеспечения. М.: Объединенный научный журнал. 2009, № 16, с.82-83.

3. Архангельский С.Б. Повышение уровня безопасности атомных электростанций на основе модификации верхнего уровня системы внутриреакторного контроля. М.: Ядерные измерительно-информационные технологии, 2010. №2 (34), с. 24-27.

4. Архангельский С.Б., Шемелин В.К. Применение многофункциональных технических средств контроля состояний энергоблоков атомных электростанций на основе разработки системымониторинга и диагностики, г. Тамбов, Вестник ТГТУ, 2010. № 1, том 10, с. 16-24.

5. Бойко В.В., Савинков В.М. Проектирование баз данных информационных систем. М.: Финансы и статистика, 1989. — 351 с.

6. Буч Г., Рамбо Д., Джекобсон А. Язык UML: Руководство пользователя. СПб.: "Питер", 2004, 430 стр. ISBN 5-94074-260-2.

7. ГОСТ 15467-79. Раздел «Управление качеством продукции. Основные понятия. Термины и определения».

8. ГОСТ Р 50746-2000 «Совместимость технических средств электромагнитная. Технические средства для атомных станций. Требования и методы испытаний. М.: 2001 г.

9. Джексон Г. Проектирование реляционных баз данных для использования с микроЭВМ. -М.: Мир, 1991. 252 с.

10. Джонсон Р., Каст Ф., Розенцвейг Д. Системы и руководство. Изд. 2-у, дополненное. Нью-Йорк, 1967 г. Пер с англ. Под ред. Ю.В. Гаврилова и Ю.Т. Печатникова. М., «Советское радио», 1971, 648 стр.

11. Диагностическое программное обеспечение. Частное техническое задание 52837285.42510.428 тз1.

12. Динер И.Я. Районирование множества векторов состояния природы и задачи выбора решения // Материалы симпозиума « Исследование операций и анализ развития науки». М., 1976.

13. Долганов И.Ю. Программируемые контроллеры SIMATIC S7/C7 // Автоматизация в промышленности. 2005. №4.

14. Дружинин Г.В. Надежность автоматизированных систем. Издание 3-е. М.: «Энергия», 1977.- 267 с.

15. Ириков В.А., Тренев В.Н. Распределенные системы принятия решений. М. Наука. 1999.18. 18.Калиберда И.В. «Оценка параметров внешних воздействий природного и техногенного происхождения», НТЦ Госатомнадзора РФ, M.: «Логос». 2002 г.

16. Калядин A. Windows NT для встраиваемых приложений. Открытые системы. N 2(28) 1998. Стр. 15-18.

17. Калининская АЭС. Блок 1. Техническое задание на программно-технический комплекс верхнего уровня системы внутриреакторного контроля (ПТК ВУ СРВК) РУ-ВВЭР-1000. 52837285.42510.428 ТЗ.

18. Капустин Н.М., Кузнецов П.М., Схиртладзе А.Г. и др. Автоматизация производственных процессов в машиностроении: Учеб. для втузов / Под ред. Н.М. Капустина. — М.: Высш. шк.,2004.—415 с: ил. ISBN 5-06-004583-8

19. Крачтен Ф. Введение в Rational Unified Process. 2-е издание. Изд. Вильяме 2002 г. 240 стр., с ил; ISBN 5-8459-0239-8, 0-201-70710-1

20. Макгрегор Д., Сайке Д. Тестирование объектно-ориентированного программного обеспечения. Практическое пособие. Пер. с англ. К.: ООО «ТИД «ДС», 2002. 432 с. ISBN 996-7992-12-8

21. МакКлеллан М. Применение MES систем // Издательство Saint Lucie Press. ISBN: 1574441353.

22. Мандел Т. Разработка пользовательского интерфейса ДМК, 2001, 416 стр. ISBN 5-94074-069-3

23. Мартин Дж. Планирование развития автоматизированных систем. — М.: Финансы и статистика, 1984.

24. Мейер М. Теория реляционных баз данных. — М.: Мир, 1987. — 608 с.

25. Мунипов В.М., Зинченко В.П. Эргономика: человекоориентированное проектирование техники, программных средств и среды. Изд. Логос, 2001 г. 356 с. ISBN 5-94010-043-0

26. Надежность технических систем. Учебное пособие Москва: МГУП, 2004.- 236 с.

27. Николайчук О.И. Современные средства автоматизации: Практические решения Изд. Солон-Пресс 2006, 247 стр. ISBN: 978-598003-287-6

28. РД-ЭО-0281-01 «Положение по управлению ресурсными характеристиками элементов энергоблоков АЭС», концерн «Росэнергоатом», М.: 2001 г.

29. РД-ЭО-0439-02 «Порядок устойчивости систем контроля и управления к электромагнитным воздействиям по модернизации и продлении эксплуатации на атомных станциях», концерн «Росэнергоатом», М.: 2002.

30. Руководство системного программиста и оператора Часть 1 (ПКЕМ.00702-30 32 01-1).

31. Руководство системного программиста и оператора Часть 2 (ПКЕМ.00702-30 32 01-2).

32. Саати Т. Принятие решений. Метод анализа иерархий. М.: Радио и связь, 1993.

33. Таненбаум Э. ван Стен М. Распределённые системы. Принципы и парадигмы. Спб. Изд. Питер, 2003 877 е.: ил. - (Серия «Классика computer science»). ISBN 5-272-00053-6

34. Тиори Т., Фрай Дж. Проектирование структур баз данных. В 2 кн.,-М.: Мир, 1985. Кн. 1.-287 е.: Кн. 2.-320 с.

35. Типовая программа опытно-промышленной эксплуатации устройств подавления помех (УПП СГД8) в комплекте спреобразователями давления типа «Сапфир -22м на энергоблоках АЭС с реаторами ВВЭР-1000. Коцерн «Росэнергоатом», М.: 2003 г.

36. Торрес Р. Дж. Практическое руководство по проектированию и разработке пользовательского интерфейса 2002 г.: Вильяме: Серия института качества программного обеспечения, 400 стр., ISBN 5-84590367-Х

37. Трахтенгерц Э.А. Возможности и реализация компьютерных систем поддержки принятия решений // Известия РАН. Теория и способы управления. 2001. №3. С. 86-113.

38. Трахтенгерц Э.А. Компьютерная поддержка переговоров при согласовании управленческих решений. М. СИНТЕГ. 2003.

39. Трахтенгерц Э.А. Компьютерная поддержка принятия решений: Научно-практическое издание. Серия «Информатизация России на пороге XXI века». М.: СИНТЕГ, 1998. - 376 с.

40. Трахтенгерц Э.А. Субъективность в компьютерной поддержке управленческих решений. М. СИНТЕГ. 2002.

41. Устройство подавления помех для первичных преобразователей СКУ. Техническое задание. Концерн «Росэнергоатом», М.: 2003 г.

42. Фельдман Я.А. Создаем информационные системы: Разработка прикладных информационно-управляющих систем для предприятий, организаций и средней школы это просто! Изд. Солон-Пресс 2006, 119 стр. ISBN: 978-5-98003-256-2.

43. Функциональность и особенности СВУ. «Описание комплекса технических средств (КТС) 52837285.42510.431 П9».

44. Цикритизис Д., Лоховски Ф. Модели данных. М.: Финансы и статистика, 1985. — 344 с.

45. Черемисин А., Кобызев О. Linux реального времени. Открытые системы. №09-10 1999. Интернет версия http://www.osp.ru/os/1999/09-10/177813/

46. Шикин Е.В., Боресков A.B. Компьютерная графика. Полигональные модели. -М.: ДИАЛОГ-МИФИ, 2001.-464с.

47. Failure Trends in a Large Disk Drive Population (http://labs.google.com/papers/diskfailures.pdf)