автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.07, диссертация на тему:Повышение уровня безопасности эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000путем совершенствования автоматизацииперегрузки ядерного топлива

ОДЕССКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ РГК Л

МАКСИМОВ Максим Витальевич

Повышение уровня безопасности эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000 путем совершенствования автоматизации перегрузки ядерного топлива

Специальность 05.13.07. — Автоматизация технологических процессов

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

РГВ од

3 П МАЙ 2303

УДК 621.311.25: 621.039.566.58

0десса-2000

Диссертацией есть рукопись.

Работа выполнена в НИЛ "Атомспецавтоматика" . Одесского государственного политехнического университета, Министерства образования и науки Украины.

Научный консультант доктор технических наук, профессор Тодорцев Юрий Константинович, Одесский государственный политехнический университет, зав. кафедрой автоматизации теплоэнергетических процессов.

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Ястребенецкий Михаил Анисимович, заведующий отделением систем важных для безопасности Государственного научно-технического центра ядерной и радиационное безопасности

доктор технических наук, профессор, Никульшин Владимир Русланович, заведующий кафедрой теоретических осно! теплотехники Одесского государственной политехнического университета

доктор технических наук, профессор, Храпливый Анатолий Петрович, заведующий кафедрой автоматизации

производственных процессов Херсонской государственного технического университета

Ведущая организация Национальный технический университег Украины "КПИ", Министерство образования и науки Украины, г. Киев.

Защита состоится «¿йЛГмая 2000 г. в часов в ауд.

на заседании специализированного ученого совета Д 41.052.01 пр! Одесском государственном политехническом университете по адресу: 65044, г. Одесса 44, пр. Шевченко, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотек' ОГПУ по адресу: 65044, г. Одесса 44, пр. Шевченко, 1.

Автореферат разослан _ 2000 г.

Ученый секретарь специализированного ученого совета

/Г

Ямпольский Ю.С.

)

Общая характеристика работы

Актуальность темы. АЭС Украины производят более 40 % электрической энергии. Во время зимнего максимума нагрузки выработка достигает около 50 % всей электрической энергии, вырабатываемой в стране. Надежная и безопасная работа 11,88 ГВт атомных мощностей Украины — это гарантия стабильности в экономике и социальной сфере. Обеспечение безопасной эксплуатации украинских АЭС связано с необходимостью создания инфраструктуры научно-технического и опытно-конструкторского сопровождения, так как большая часть научно-технической и опытно-конструкторской поддержки осталась в России (РНД "Курчатовский институт", ОКБ "Гидропресс", ВНИИАЭС и др.).

Основными факторами, обусловливающими необходимость создания национальной инфраструктуры научно-технической поддержки процесса перегрузки ядерного топлива (ЯТ) на реакторных установках РУ, можно назвать такие:

—отсутствие в ■ Украине поставщика и разработчика научно-технических услуг для АЭС в области перегрузки топлива. Кроме того, должна быть начата эксплуатация 4-го блока РАЭС и 2-го блока ХАЭС, для которых нужны системы управления (СУ) машиной перегрузочной (МП), отвечающие современным нормам безопасности;

—политика Департамента ядерного регулирования (Министерство экологии и природных ресурсов Украины) по ужесточению нормативной базы безопасности для АЭС Украины и приближения ее к нормативам МАГАТЭ, диктующая необходимость приведения в соответствие всех технических средств (ТС) ядерного производства, в том числе перегрузки ЯТ, к новым нормативным документам (НД);

—необходимость замены или модернизации системы перегрузки топлива (СПТ) на ряде блоков АЭС е реактором ВВЭР, которые находятся в эксплуатации более 10 лет;

—требования НД по созданию системы автоматизации процесса ие-эегрузки топлива;

—возрастание влияния человеческого фактора на безопасность и эффективность эксплуатации энергетических блоков АЭС.

В настоящее время основным режимом работы оператора с перегру-каемым ЯТ является дистанционный режим. Оператор из смежного с ре-шторным отделением помещения непосредственно управляет электро-;вигателями МП; ошибки оператора приводят к ядерно-опасным штуациям.

Таким образом, необходимость решения прикладной проблемы поиска новых методов анализа ядерно-опасных процессов и на их основе создание методики, алгоритмов управления и ТС, обеспечивающих повышение безопасности технологического процесса перегрузки ЯТ ВВЭР, отвечающих современным нормам безопасности, имеет актуальное научное и практическое значение и важно для национальной экономики. Решение этой проблемы позволяет, с одной стороны, увеличить эффективность СПТ для ВВЭР, обеспечить большую безопасность и экономичность их эксплуатации и с другой — отказаться от поставок таких технологий и оборудования из-за рубежа.

Для реализации модернизированной СУ СПТ необходимы новые знания в области функционирования и эксплуатации СПТ, позволяющие учесть все возможные экстремальные ситуации и выполнить соответствующие процедуры управления.

Комплексные исследования по разработке эффективных методов и ТС автоматизации процесса перегрузки ЯТ были начаты под руководством автора диссертации на кафедре АЭС ОПИ в 1988 г.

Применение объектно-ориентированной методологии (ООМ) для анализа технологии перегрузки ЯТ и учет конструктивных особенностей эксплуатирующихся МП позволили сформулировать требования к проектированию и эксплуатации безопасных СПТ ЯТ с высоким уровнем автоматизации, определить пути их практической реализации применительно к ВВЭР как наиболее распространенным в атомной энергетике.

Связь работы с научными программами, планами, темами. Основные научные исследования диссертации выполнены в соответствии с:

—Государственной комплексной программой повышения безопасности действующих атомных электростанций Украины (1993 г., пп. 3.11. "Усовершенствование АСУ ТП с учетом взаимодействия "Человек-ЭВМ"; 6.3. "Разработка устройств и способов хранения и транспортировки делящихся материалов";

—Программой модернизации энергоблоков АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 (В-320), разд. 2, ч. 1, п. 3.2. "Другие части АСУ ТП", разработанной Госкоматомом Украины и ЭДФ/ДЭ/КЛИ в 1995 г.;

—Комплексом хоздоговорных работ на АЭС Украины и стран СНГ по внедрению СПТ повышенной ядерной безопасности.

Основу диссертации составляют научные и практические результаты работ, выполненных лично автором и под его руководством научными сотрудниками, аспирантами НИЛ "Атомспецавтоматика" ОГПУ и инженерами на Балцковской, Запорожской, Ровенской и Хмельницкой АЭС.

Цель и задачи исследования. Цель работы заключается в разработке онцепции, научно-технических и методических основ для проектирована и эксплуатации безопасных СПТ, а также в получении новой инфор-[ации об особенностях проведения этого процесса и на этой основе создана новых способов и ТС для управления и диагностирования, позволяю-*их обеспечить безопасную эксплуатацию РУ, улучшить условия труда ператоров и сократить простой за счет уменьшения времени перегрузки. > соответствии с поставленной целью решались следующие задачи:

1. Анализ технологического процесса перегрузки ЯТ и состояния ТС ерегрузки на энергетических реакторах Украины.

2. Создание модели СПТ на основе ООМ.

3. Разработка методики надежной идентификации тепловыделяющей Зорки (TBC) в процессе перегрузки.

4. Создание полномасштабного тренажера для оператора МП, интег-ированного в СУ.

5. Разработка программно-технического комплекса (ПТК) для автома-лзации модернизированной СПТ на АЭС.

6. Внедрение разработанных АСУ ТП "Перегрузка" на АЭС Украины.

Поставленные задачи решались путем использования методологии

{стемного анализа и объектно-ориентированного подхода при проектиро-шии сложных технологических систем; теоретического исследования зижения ЯТ с основными устройствами перегрузки ЯТ на комплексной «итационной и математической моделях; экспериментального исследовали на опытных установках и промышленном оборудовании.

Научная новизна полученных результатов.

1. Создана объектно-ориентированная структура модели СПТ, учиты-нощая особенности технологического процесса перемещения ЯТ на РУ.

2. Впервые разработана ООМ СПТ, позволяющая осуществлять ими-щионное моделирование любых режимов перегрузки.

3. Разработаны новые алгоритмы программного управления СПТ.

4. Для автоматизации технологических процессов объектов атомной ;ергетики, контролируемых с помощью промышленного телевидения, (ервые предложена методика распознавания идентификационного номе-i TBC, позволившая реализовать автоматизированную помехоустойчиво систему для обнаружения и распознавания символов на TBC, обеспе-[вающую требуемое быстродействие, инвариантность к масштабу симво-is и их сдвигу в поле зрения.

j 5. Впервые разработан и практически реализован на учебно-енировочном центре (УТД) АЭС полномасштабный тренажер оператора оцесса перегрузки ЯТ. Тренажер обеспечивает эффективное обучение

персонала за счет моделирования перегрузочного оборудования во всех, : том числе и непредвиденных условиях, а также адекватную реакцию н; ошибочные действия операторов.

6. Создана концепция модернизации СПТ, обеспечивающая безава рийное проведение ядерно-опасных операций по перегрузке ЯТ за сче' комплексной автоматизации процесса перегрузки и тестирования все: элементов системы.

7. Разработан ПТК, выполненный на современной элементной баз для приема и обработки информационных сигналов СПТ, обеспечивающи: стойкость узлов и блоков, расположенных в реакторном отделении, к не благоприятным климатическим и радиационным воздействиям, макси мальную простоту конструкции и обслуживания узлов, размещенных зоне строгого санитарного контроля.

Проведенные исследования позволили, с одной стороны, на основ теоретического, экспериментального и нормативного обобщения решит крупную научно-техническую проблему обеспечения безопасности и на дежности технологического процесса перегрузки ЯТ на энергетически реакторах и с другой — решить важную задачу национальной экономик! заключающуюся в обеспечении научно-технической поддержки разработ ки и изготовления ТС перегрузки ЯТ повышенной ядерной безопасност для АЭС Украины.

Практическое значение полученных результатов. На основе предлс женной и развитой концепции модернизации СПТ на РУ энергоблоке проекта В-320 реализован опытный образец АСУ ТП "Перегрузка" н первом энергоблоке ЗАЭС. Начато серийное производство СУ для осталь ных блоков украинских АЭС. Полномасштабный тренажер для операторе процесса перегрузки ЯТ, который является составной частью СПТ, ш пользуется для подготовки персонала на УТЦ Запорожской, Ровенской Балаковской АЭС.

Разработанные алгоритмы управления и ТС СПТ могут быть иегюлг зованы при автоматизации перегрузочных работ на предприятиях радис химической промышленности при автоматизации перемещения отрабс тайного ЯТ в долговременных хранилищах.

Научно-практические разработки по процессу перегрузки ЯТ испол! зованы в учебно-методическом процессе при обучении студентов в ОГГГ курсовом и дипломном проектировании, при подготовке учебного кур| ФПК "Перегрузка топлива на АЭС" для операторов МП и персонала, о служивающего программное обеспечение (ПО) и электронное оборудов ние, а также при поддержке эксплуатации организационно-техническо обеспечения СПТ.

Суммарный экономический эффект от внедрения новой технологии и техники перегрузки ЯТ на энергоблоках Запорожской АЭС и Ровенской АЭС, полученный за счет повышения надежности перегрузочного оборудования, предотвращения возникновения аварийных ситуаций и сокращения времени простоя РУ при проведении ремонта, составляет 2,5 млн грн на блок.

Личный вклад автора. В совместных работах с соавторами автору диссертационной работы принадлежат:

—постановка и реализация задачи применения ООМ для анализа процесса и создания ПТК перегрузки топлива;

—постановка задачи, проведение анализа по разработке новых алгоритмов программного управления для АСУ ТП перегрузки топлива;

—ООМ технологического объекта управления (ТОУ) и алгоритмы из- ■ менения информации в СПТ без нарушения безопасности работы;

—постановка задачи и разработка концепции модернизации СПТ, обеспечивающая безаварийное проведение ядерно-опасных операций по перегрузке ЯТ;

—анализ информации о состоянии TBC в СПТ в процессе извлечения ее из активной зоны;

—постановка задачи, обсуждение и анализ результатов имитационного моделирования СПТ;

—анализ событий, учитывающих особенности технологического процесса перемещения ЯТ на АЭС;

—постановка задачи на разработку алгоритмов помехоустойчивой бинаризации изображений, обсуждение полученных результатов;

—постановка задачи и обсуждение результатов разработки алгоритмов ранговой обработки сигналов изображений в пространстве оценок и решений;

—постановка задачи и реализация алгоритмов системы распознавания изображений объектов и текстур;

—постановка задачи для методики распознавания идентификационного номера TBC;

—постановка задачи по реализации автоматизированной помехоустойчивой системы для обнаружения и распознавания сигналов;

—постановка задачи и промышленная реализация процесса модернизации СПТ;

—постановка задачи по сбору информации с предметов перегрузки, шализ полученных результатов;

—постановка задачи на разработку алгоритмов управления АСУ ТП 'Перегрузка", работающей в экстремальных условиях;

—анализ и систематизация экстремальных условий; —постановка задачи и обсуждение результатов по методическим вопросам обучения инженерно-технических работников, эксплуатирующих оборудование АЭС, с точки зрения компьютеризации процесса обучения;

—постановка задачи, реализация и обсуждение построения автоматизированных обучающих систем (АОС);

—постановка задачи, анализ, обсуждение результатов табличного моделирования СПТ;

—постановка задачи и обсуждение результатов классификации бинаризованных изображений;

—постановка задачи для проведения комплексной автоматизации процесса перегрузки ЯТ и тестирование элементов системы;

—постановка задачи на разработку программного обеспечения АОС; —постановка задачи и реализация тренажера оператора МП, анали; и систематизация непредвиденных и аварийных случаев эксплуатацш СПТ.

Апробация результатов диссертации. Результаты диссертационно! работы докладывались на IV международной научно-технической конфе ренции Ядерного общества (1993 г.); международной конференции евро пейского Ядерного общества (1994 г.); VI международной научно технической конференции Ядерного общества (1995 г.); II конференци; "Молодежь ядерной энергетики Украины" (1995 г.); I международной на учно-технической конференции "Математическое моделирование в элек тронике и электроэнергетике" (1995 г.); II—"VI международных конферен циях "Автоматика 95-99" (1995-1999 г.); международной конференци "Укробраз-98"; научно-практическом семинаре "Инвестиционные ресурс: для стабилизации функционирования систем энергетики" (1996 г.); семг наре в Китайском национальном ядерном центре, посвященном проблема перегрузки топлива (1995 г.); на молодежном симпозиуме 1996 г. в г. 0< нинске "Ядерная энергетика в третьем тысячелетии"; Московской межд; народной конференции по проблемам управления (1999 г.); междунаро; ной конференции Ядерного общества в 1999 г. по проблемам модернизащ АЭС с ВВЭР-1000. Результаты работы были представлены на междун; родной выставке в ФРГ "СеЬЛ-2000". Неоднократно на семинарах

— в Национальном техническом университете "КПИ";

— Институте ядерных исследований НАН Украины;

— ОГПУ на семинарах ЭнИн и НИЛ "Атомспецавтоматика". Публикации. Результаты диссертационной работы отражены в пят

десяти двух публикациях (две монографии, одно учебное пособие, двен дцать статей в научных журналах, двадцать три статьи в сборниках н

/чных трудов, семь тезисов докладов научных конференций и семь депо-шрованных статей). Двадцать одна публикация представлена в специали-мрованных изданиях, перечень которых утвержден ВАК Украины, и 'ридцать одна публикация в других специализированных изданиях.

Структура и объем работы. Работа содержит введение, пять глав, выводы и приложения. Общий объем работы 343 е., основное содержание работы изложено на 261 с. текста с 84 рисунками и 47 таблицами. Библиография включает 146 наименований.

Основное содержание

Во введении определена актуальность работы по решению задач в амках проблемы модернизации АЭС Украины, выявлено содержание рикладной проблемы исследования СПТ, сформулирована цель и опреде-ены пять основных задач работы.

Раздел 1. «Состояние безопасности перегрузки ядерного топлива на иергетических реакторах Украины».

Движение топлива на АЭС с момента поступления его на станцию и

0 момента отправки на долговременное хранение или переработку можно азделить на три периода. Первый период относят к нахождению TBC на зле свежего топлива АЭС; второй — в гермозоне АЭС, а третий связан с звлечением отработанного топлива из гермозоны и отправкой его на дли-;льное хранение или перерабатывающий комбинат.

Основными технологическими операциями являются: перемещение то-гсива в гермозону и обратно; перестановка ЯТ внутри бассейна перегруз-

1 (БП) с помощью МП.

Перегрузка ЯТ на ВВЭР является одним из ответственных этапов ссплуатации АЭС в части соблюдения правил ядерной безопасности, так ш, во-первых, в процессе перегрузки выполняются операции по измене-то геометрии активной зоны и, во-вторых, ликвидированы два барьера ■зопасности.

К ТС, обеспечивающим перегрузку ЯТ, относятся: подсистема пере-■ановки топлива; подсистема хранения отработанного ЯТ; комплекс пе-;гружаемых изделий, или так называемые объекты перегрузки.

Результат анализа существующих СПТ действующим нормативным «ументам (НД) по безопасности показал несоответствие имеющихся ТС

АЭС, обеспечивающих перегрузку топлива. Из 15-ти предписанных >ебований выполняются только 8. Анализ надежности СУ проводился по нным о работе СПТ за 34000 ч работы на ЗАЭС с момента пуска первого ергоблока. Распределение времени эксплуатации СУ на шести энерго-

блоках ЗАЭС в часах (первая-8100, вторая-7400, третья-6850 четвертая-6100, пятая-4820, шестая-730) соответственно.

Повышение безопасности перегрузки топлива может происходить путем реконструкции и модернизации двух обособленных групп подсистем непосредственно механической части оборудования или ПТК с целью приведения их к соответствию современным нормам и правилам по безопасности в атомной энергетике.

Анализ дефектов показал, что наблюдается тенденция к росту количества дефектов ПТК, что в первую очередь связано с окончанием срокг службы. Дефекты механической части СПТ не были обнаружены.

Из анализа показателей надежности для ПТК СПТ видно, что уровш надежности его на энергоблоках № 1-4 ЗАЭС близки, средняя наработке на отказ составляет 1300,1800,1500,1500 ч на каждый комплекс. Показатели надежности для СУ регламентированы в НД, которые составляют п< показателю средней наработки на отказ 3000-3500 ч.

Нами проанализировано 222 отказа на СУ четырех блоков ЗАЭС. По следствием любого отказа могло быть нарушение ядерной безопасности ] 38-ми случаях за счет разгерметизации TBC или приостановка перегрузи топлива более чем на час в 68-ми случаях. Примером может служить ин цидент на одной из АЭС Украины в 1997 г., в результате которого был. разрушена TBC.

Результат функционального анализа, который выявил, что в первув очередь необходима модернизация или замена ПТК, а для этого наиболе! эффективными средствами повышения надежности являютс: совершенствование структуры системы, повышение уровня автоматизаци; и использование резервирования, можно считать решением первой задач] диссертационной работы. Для модернизации СПТ необходимо концепту ально определить методологию проектирования и моделирования.

Раздел 2. «Моделирование процесса перегрузки ядерного топлива».

Для решения второй поставленной задачи было установлено, что СП' имеет все признаки сложной ТС.

А. Шиянов (СССР) для анализа СПТ и разработки алгоритмов исполь зовал предметно-ориентированный подход, а также соответствующий пут создания ПТК на уровне технических возможностей 70-х годов

Требования, выявленные из анализа НД к управлению перемещение ЯТ, должны отвечать следующим принципам:

—обеспечить безопасность, экономичность и надежность процесса пе регрузки;

—обеспечить адекватность принятия решения в процессе управлени перегрузки топлива в случае возникновения различных событий;

—предусмотреть гибкость и мобильность формализации процессов; —локализовать сложность описания поведения отдельных подсистем. Специфика перемещения ЯТ обусловливает изменение требований к алгоритмам СУ даже в процессе их использования. Эксплуатация СПТ уже после того, как она разработана и смонтирована, заставляет обслуживающий персонал самим лучше понять и сформулировать то, что им действительно нужно. СПТ требует больших капиталовложений, и экономиче-:ки нецелесообразно создавать ее заново каждый раз при ужесточении требований НД.

Для реализации поставленной цели потребовалось найти новую методику проектирования ТС в рамках системного подхода к объекту управления. В 80-х гг. создан объектно-ориентированный подход, включающий в :ебя объектно-ориентированный анализ (ООЛ), объектно-ориентированное • троектирование (ООП) и как конечный этап — объектно-ориентированное программирование (ООПр), примененный Г. Бучем, С. Шлеером, С.-Мелло-эом (США) для анализа и проектирования стратегических ТС.

Объектно-ориентированный подход принципиально отличается от тех, <оторые связаны с традиционными методами структурного анализа. Он образует концептуальную основу для ООМ, включающую принципы абстрагирования, ограничения доступа, модульности, иерархии, типизации, тараллелизма и устойчивости. Использование ООМ для создания сложных ГС подразумевает наличие базовых алгоритмических блоков в виде доме-юв и объектов.

Дополнительно к преимуществам ООМ можно отнести следующее: ис-гальзование выразительных средств объектных и объектно->риеитированных программных языков; поддержка повторного использо-¡ания отдельных составляющих; создание открытых систем; снижение жска при разработке систем; активизация познавательных способностей геловека; уменьшение времени и стоимости разработки систем.

Несмотря на то, что создание методологии ООА относится к началу ¡0-х гг., она до сих пор не применялась для описания процессов управле-гия в области атомной энергетики, хотя для создания СПТ ее использова-гие эффективно.

На первом этапе исследований для СПТ был проведен ООА, который остоял из трех этапов:

—создание информационной модели СПТ; —формирование состояний объектов СПТ; —моделирование процессов в ТС.

Результатом ООА является набор из 15 рабочих продуктов для каж-ого домена системы, определяемых информационной картой или ее ана-

логом — проектной матрицей. Фрагмент укрупненной схемы информащ онной карты показан на рис. 1.

Для получения информационной модели СПТ были идентифициров; ны концептуальные сущности СПТ, т.е. выделены объекты, определены i-атрибуты, выявлены связи между объектами, установлены их типы и н; правленность. Декомпозиция СПТ позволила установить, что она coctoi из нескольких сотен объектов. Поэтому было выполнено агрегирование i домены и подсистемы.

Домены соединены мостами, представляющими собой множест; предложений (с точки зрения пользователя) и множество требован! (с точки зрения исполнителя). Таким образом, с точки зрения ООА, в СП было выделено 9 доменов и 15 мостов (рис. 2). В результате ООА во вс( доменах выделено тридцать подсистем, пятьсот шестьдесят объектов, б> лее двух тысяч атрибутов.

Осуществление работы СПТ в реальном масштабе времени, что треб, ет одно из условий безопасности, усложняет ее структуру. Она состоит i единственного прикладного домена "Управление перегрузкой ядерного т плива", четырех сервисных "Ввод команд оператора", "Информационнг сигналы", "Протоколирование действий", "Интерфейс оператора", арх: тектурного домена "Программное обеспечение" и трех доменов реализащ "Сеть", "Операционная система", "Система программирования".

ООА всех подсистем позволил для каждой из них сформировать ди грамму информационной структуры, или информационную модель. Це. этапа информационного моделирования состоит в том, чтобы идентифиц ровать объекты, которые составляют подсистему для анализа. Информ ционная модель СПТ на блоке АЭС с реактором ВВЭР-1000 представле на рис. 3. На приведенной диаграмме выделяются четыре группы объе tob: I. Объекты МП, такие, как Мост, Тележка, Рабочая штанга, Механи: и др. II. Предметы ВП — TBC, Пробка, ПС СУЗ и др. III. Объекты ВП Реактор, Бассейн выдержки и др. IV. Ячейки — простые, места хранеш гермопеналы, пеналы СОДС. Приведенные атрибуты являются наибол общими для всех МП АЭС с ВВЭР-1000. В наименованиях связ использованы наиболее общие и в то же время наиболее значим: формулировки.

Информационная модель дает представление о статике ТС, а д управления ею необходимо формализовать динамическое поведение вс объектов в реальном времени. Для этих целей были созданы модели < стояний и процессов множества объектов СПТ.

Интерфейс оператора

Ввод команд |апсратора

Домени

Шифсрмоциовные сигналы

Подсистема ПТ

Система псрсгруакн ядерного топли пп

Упрпвлспне перегрузкой

ЯТ

Механически

электрическая блокировка

( Зона

^обслуживания

Перемещение механизмов МП

Протоколирование операций

из_

Перемещпсмыс I

I

Объекты п<р«мещ?иия механизма

Муфта

Привод

Мост

Состояние механизма

Равномерное

д в и 7« си не

Торможени

Рабочая III т л 1? г Л

Фиксатор

наложенным» стопорами

События определяющие переход между юстонпиями _1 _

Достигнута заданная скорость

Скорость необходимо ; уменьшить I

Включился коицевих

Стоиора

11 пли Ж ИТ).

Т«кущпя скорость достигла нуля

Рис. 1. Фрагмент информационной карты СПТ

Рис.

2. Схема доменов для СПТ

МР2 ПрАЧЦЯ9ЖМ7

Рис. 3 Информационная модель системы перегрузки

Жизненный цикл объекта выражается как модель состояний. Модель состояний представляется в диаграммной форме, известной как диаграмма переходов в состояния. Для примера на рис. 4 показана информационная модель объекта Мост, составляющая информационную модель СПТ рис. 3, и диаграмма переходов в состояния для этого же объекта.

Все процессы в системе устанавливаются в действиях. Каждое действие расчленяется на функциональные процессы, которые, взятые вместе, определяют требуемое функциональное содержание системы. Цель состоит в том, чтобы расчленить каждое состояние на фундаментальные процессы, которые, взятые вместе, определяют требуемое функциональное содержание системы. Формой представления модели процессов является диаграмма потоков данных действий, обеспечиваемая графическим представлением модуля процесса в пределах действия и взаимодействия между ними.

Анализ моделей состояний и процессов объектов, входящих в состав объекта Машина перегрузочная, определяет основные возможные состояния присущих жизненному циклу объектов МП. Это прежде всего "Останов", "Разгон", "Равномерное движение", "Торможение", "С наложенными стопорами". Состояние "Выключение" является заключительным состоянием в жизненных циклах рассматриваемых объектов. На рис. 5 для примера показана диаграмма потоков данных действий характерного для всех объектов состояния "Останов". Данные для описания событий представляются граничными условиями в виде управляющей, технологической и вспомогательной таблиц.

Управляющая таблица граничных условий предназначена для моделирования управления процессом перегрузки и включает в себя программу перегрузки ЯТ, картограмму размещения ЯТ, историю перемещения ЯТ, список идентификационных номеров, разрозненные данные процесса перегрузки и сообщения оператору.

Технологическая таблица граничных условий предназначена для описания движения МП в БП и включает координаты ячеек, координаты зон обслуживания и безопасного разворота, наличие чехлов, высотные характеристики БП, характеристики по натяжению тросов.

Вспомогательная таблица граничных условий предназначена для организационного обеспечения СПТ и определяет список лиц, имеющих доступ к процессу перегрузки.

Таким образом, решена вторая задача диссертационного исследования, создана методика проектирования СПТ в рамках системного подхода, проведен анализ на основе ООМ.

Рис. 4 Информационная модель (а) и диаграмма состояния объекта (б) Мост

Рис. 5. Диаграмма потока данных действий состояния Останов

Раздел 3. «Автоматизация операции определения маркировки ■гредметов перегрузки».

Соблюдение принципов безопасности при эксплуатации РУ во время герегрузки топлива включает получение информации и проверку ее достоверности о местонахождении предметов перегрузки с помощью промышленной телевизионной установки (ПТУ), отображающей маркировку ГВС, нанесенную на боковую цилиндрическую поверхность.

Изображение маркировки TBC из-за высокого уровня аддитивных и мультипликативных помех может быть опознано оператором с ошибкой is-за монотонности проведения операции и его утомления. Автоматизация зроцесса контроля маркировки, представляющей собой буквенно-дифровой код, позволяет снизить вероятность ошибки оператора. Исходил оптическая информация о коде маркировки формируется от аналога- • joro сигнала ПТУ в двумерном массиве объемом 0,5 Мб, в котором каж-;ый дискретный элемент представляется как целое число 1 байтом в диа-тазоне 0-255 (значения яркости точек изображения).

Для ускорения времени обработки сигнала и снижения уровня помех эазработаны структура программно-аппаратного устройства, методика и (лгоритмы обработки сигнала от ПТУ для автоматического формирования яашинкого кода маркировки и принятия решения о соответствии марки-ювки перегружаемого изделия процессу перегрузки.

Структурная схема системы автоматического распознавания марки-эовки представляет собой аппаратную часть, состоящую из датчика, ана-гогово-цифрового преобразователя, кадрового накопителя и ПЭВМ. Обработка сигнала после кадрового накопителя в ПЭВМ осуществляется сле-;ующим образом. Сначала происходит выделение характерного фрагмента !зображения, т.е. фрагмента с надписью, затем предварительная обработ-;а производит улучшение качества изображения и снижает влияние аультипликативных помех. После этого следует бинаризация изображения :имволов, позволяющая снизить объем обрабатываемой видеоинформации i 8 раз. Бинаризованное изображение подвергается сегментации, т.е. раз-1иению маркировочной надписи на отдельные символы. Затем вычисляют-:я признаки геометрической формы символов. По этим признакам осуще-:твляются классификация символов и формирование кода маркировки.

При выделении характерного фрагмента использованы результаты шеледований обрабатываемых изображений и априорно известные данные i положении маркировочной надписи относительно деталей TBC. На пер-¡ом этапе выделяется высококонтрастная деталь — верхняя часть головки щлиндра. Относительно этой детали выделяется область маркировки, в :оторой гарантировано находится надпись. Затем производятся бинариза-

ция и анализ этой области, в результате чего на ее изображении выделяется характерный фрагмент с надписью. В результате объем обрабатываемой видеоинформации снижается в 20-25 раз.

Для снижения уровня мультипликативных помех, возникающих из-за неравномерной освещенности TBC, предложено применять пространственную автоматическую регулировку усиления. На вход регулирующего элемента поступает строка изображения, коэффициент усиления которогс изменяется в соответствии со значением разности опорного напряжения v локальной оценки фона. Опорное значение фона определяется как главных! максимум гистограммы характерного фрагмента. Устройство усреднения (УУ) определяет среднее значение интенсивности в окрестности обрабатываемого пикселя. Так как объем окрестности много больше толщины сим-та, на выходе УУ появляется локальная оценка фона. Регулирующий элемент изменяет коэффициент усиления в соответствии с разностью между локальной оценкой фона и его опорным значением. В результате фот в каждом локальном фрагменте стремится к главному максимуму гистограммы характерного фрагмента и уровень мультипликативной помех* уменьшается.

Алгоритм помехоустойчивой бинаризации изображений основан нг групповой согласованной обработке информации в пространстве преобразования Гильберта. Для повышения быстродействия осуществлен переход: от "плавающей" обработки к групповой. Существующие методы и алгоритмы для выделения контуров используют "плавающую" обработку, т.е после обработки текущего фрагмента происходит сдвиг на 1 пиксель, v обработка повторяется. Предложено производить сдвиг на один фрагмент что позволило повысить быстродействие не менее чем в 4 раза. Вместс традиционной двумерной обработки осуществляется одномерная по строкам, что также позволяет значительно повысить производительность операции выделения контуров. Объем обрабатываемого фрагмента был выбран, исходя из требований к разрешающей способности, помехоустойчивости, быстродействию и результатов исследований ЗА, и равен 4. Дл; повышения разрешающей способности необходимо подчеркнуть перепа; интенсивности. При подчеркивании контуров использовалось пофрагмент-ное дискретное преобразование Гильберта (ДПГ), так как оно достаточш эффективно выделяет контуры, имеет высокую по сравнению с операцией дифференцирования помехоустойчивость, не изменяет дисперсию шума сближает форму идеального и протяженного перепадов. Пофрагментнук ДПГ интерпретируем как линейную некаузальную свертку обрабатывав мого фрагмента с матрицей

2~2 2'1 2° 2m

ГДе 771 = 6.

Для повышения помехоустойчивости операции выделения контуров применялись методы теории статистических решений и согласованной фильтрации. Для фрагмента объемом п—4 возможны следующие варианты формы перепада интенсивности: = {000l};52 = {ooil};^ = {Olli}; 54 = {1000};S5 = {llOO}; Ss = {lllO}; £0 = {OOOO}.

Сканирующее устройство считывает строки изображения. Фрагменты строк умножаются на матрицу ДПГ. Затем сигнал поступает в достаточный приемник-обнаружитель, на выходе которого принимается одно из решений Dq,...,D-j. Для того, чтобы бинаризовать изображение в обрабатываемом фрагменте, необходимо иметь информацию о форме перепада в предыдущем и последующем фрагментах. Это осуществляет конечный автомат формирования бинарного изображения.

В линейке согласованных фильтров СФ1,...,СФ7 происходит скалярное умножение фрагмента на эталоны Sl,...,S7 соответственно. Затем из результата вычитаются пороги Щ,...,П7. Устройство выбора решения выбирает максимальный из полученных результатов и определяет решение D0,...,D7. При обнаружении контуров полутоновых изображений объектов невозможно определить априорно энергию фона и полезного сигнала. Поэтому задача обнаруясения контуров в этом случае решается адаптивными методами. Модели эталонных фрагментов строки изображения определяются следующим образом:

1 ~ а0 + alSk,k = 1,...,8,

где а0 — уровень фона; Sk — эталонный сигнал; at — коэффициент.

Параметры оцениваются по критерию наименьшей среднеквадрати-ческой ошибки, что приводит к выражению

+ =zk>

S0£lSk + й1Езк - zi>

где Е1 — энергия единичной функции в пространстве ДПГ; Езк — энер гия сигнала в пространстве ДПГ; п — ДПГ единичной функции;

Т1 п п п

г, = ^ ЗкШг(0;Е1 =^П2(г);Ещ = адЗД;

¿=1 1=1 г=1 ¿=1

¿=1

Решающее правило при этом принимает вид

я 2 я 2

а-п „ Qi

a0Z1 +a1Zk > -J-E, + +a0a1£Ufc.

Правило выбора решения

Dk(alt а0) > тах{(а^ + a0Zx) -Л; > 0},к = [1,8], г б 1,8,

где Dk(aL,a0) — решение о наличии на входе сигнала axSk с фоном а0.

Оценка параметров сигнала а0 и at производится в устройстве оценк параметров. Расчет порога происходит в устройстве выбора порога в соот ветствии с правилом выбора решения.

Действие флуктуационной помехи приводит к появлению сбойны пикселей в бинаризованном изображении. Медианная фильтрация являет ся наиболее эффективным методом борьбы с такой помехой и заключаете в замене интенсивности обрабатываемого пикселя медианным значение] вариационного ряда в окрестности этого элемента. При реализации меди энной фильтрации в пространстве решений отпадает необходимость в пс строении вариационного ряда, что составляет основной объем вычисли тельных затрат. Оказывается достаточным суммировать члены скользя щего окна и проверять условие

NS

•Х-.-7

I- = i=1

n '

" Z' - t

1=1

где Ns — объем окрестности обрабатываемого пикселя. В результате экс периментов в качестве окрестности было выбрано окно [3,3].

2

Разработаны метод и алгоритм сегментации символов с помощью корреляционной функции в пространстве решений. Целью сегментации является выделение изображений отдельных символов из характерного фрагмента. Это позволяет существенно уменьшить объем обрабатываемой информации и, следовательно, сократить вычислительные затраты на классификацию символов. При корреляционном методе сегментации осуществляется плоскопараллелыюе смещение маски по обрабатываемому изображению и подсчет совпадающих пикселей. Взаимное положение маски и символа, для которого количество таких пикселей максимально, принимается соответствующим реальному положению распознаваемого символа. В окрестностях максимума происходит адаптация размеров маски к размеру обрабатываемого символа. По результатам адаптации производится вычисление размеров нормализованного сегмента. Эти размеры определяются как медианные значения высоты и ширины всех сегментов. Завершающим этапом является "вписывание" изображения символа в нормализованный сегмент.

В качестве базового метода классификации был выбран статистический метод стохастической геометрии. Этот метод обладает целым рядом полезных для решения этой задачи свойств:

—результат распознавания не зависит от угла поворота и смещения объекта в поле зрения;

—метод устойчив к локальным дефектам изображений объектов [небольшие разрывы, зернистость фона); —относительно небольшие вычислительные затраты.

Недостатки метода — зависимость от масштаба изображений симво-пов и от размеров выделенного сегмента.

Процесс распознавания начинается со сканирования изображений объектов. Выбрано сканирование случайно ориентированными и-случайно эасположенными в поле изображения отрезками прямой фиксированной ;лины. В качестве признаков формы используются одно- , двух- и трехкратные пересечения отрезка прямой с символом. Для того, чтобы обеспе-дать инвариантность метода к изменению масштаба, решено применять гормирование длины сканирующего отрезка в соответствии с размерами •.егмента. Эта длина определялась как среднее геометрическое линейных размеров сегмента.

Геометрические размеры сегментов могут изменяться в пределах од-юй надписи вследствие воздействия помех, кривизны цилиндрической поверхности TBC и геометрических характеристик конкретного символа. Для ого, чтобы устранить зависимость длины сканирующего отрезка от ха-

рактеристик сегмента, предложено использовать нормализованные разме ры сегмента.

Для повышения помехоустойчивости вектора признаков предложен проводить медианную обработку в пространстве решений по направлешп отрезка сканирования. В этом случае удается устранить влияние единич ных сбойных пикселей на вектор признаков. Объем окрестности для меди анной фильтрации был выбран по результатам машинных эксперименте и оказался равным 3. При больших объемах окрестности снижается ра;

решающая способность метода.

В качестве интегрального критерия для оценки помехоустойчивост системы распознавания символов была использована вероятность ложно тревоги и вероятность правильного опознавания символов. В ходе машш ного эксперимента были обработаны 50 изображений ТВС, включающие себя более 400 символов. При отношении "полезный сигнал-помеха" ц = (мощности) удалось достичь вероятности правильного опознавания кал дого символа 0,95 при вероятности ложной тревоги 0,01.

При классификации символов исследуемой надписи, кроме результ; тов дополнительного сканирования для пар символов 6 и 9, 2 и 5, ислол] зовалась дополнительная информация о положении символов в надпис Таким образом, решена третья задача работы, разработано и реализова! ПАУ, позволяющее с достаточной точностью автоматически определя' маркировку предметов перегрузки и использовать эту информацию д; управления технологическим процессом.

Раздел 4. «Повышение функциональной надежности и бгзопасноеп системы перегрузки топлива с учетом деятельности оперативного пе сонала».

По вопросам создания и применения тренажеров для оператор АЭС имеется обширная литература. Однако тренажерам для обучен] операторов СПТ не уделялось должного внимания. Для постановки так задачи нами проведен анализ принципов построения тренажерных сист< для операторов АЭС. Анализ этих результатов позволил поставить зада по созданию научно-технических основ проектирования тренажерных су тем для СПТ. Предложена концепция построения тренажера операто СПТ, основанная на следующих принципах:

1. Реальной имитации (полномасштабности).

2. Оптимальных обучающих тренажерных возможностей (учс штатных и аварийных ситуаций).

Для выполнения первого принципа необходимо реализовать такие фу! ции:

а) воспроизведение технологических операций перегрузки ЯТ в ре-Iльном масштабе времени с полным набором возмущений и неисправно-:тей;

б) представление информационного и моторного полей идентично со->тветствующим полям реальной системы с числом точек съема информации реальной СПТ;

в) реализация основных, визуальных и звуковых эффектов внешней реды.

Второй принцип достигается при воспроизведении таких операций: —установке процесса или отдельных систем в любой момент и фик-ации параметров;

—введении отдельных систем в работу в ускоренном, реальном или амедленном масштабе времени;

—изменении масштаба времени всех процессов;

— возврате к полному предыдущему состоянию, повторении процесса [ любой операции по управлению после ошибки оператора;

—задании возмущений органам регулирования и отдельным измери-ельным датчикам и воспроизведении набора аварийных ситуаций;

—регистрации и индикации характеристик моделируемого обучения ,ля длительного хранения (для оценки изменения квалификации ператора);

—контроле за работой тренажера;

—демонстрации процессов перемещения ЯТ для нормальных и ава-ийных режимов.

Осуществление этой концепции позволит повысить надежность и езопасность СПТ АЭС с учетом возможностей оперативного персонала.

1. Обеспечение безопасной эксплуатации оборудования во всех, в том исле непредвиденных, условиях и локализация аварийных ситуаций, ес-и авария все же произошла.

2. Достижение максимальной экономичной работы и снижение сроков ерегрузки ЯТ.

Для реализации концепции тренажерно-обучающего комплекса ГОК) СПТ необходимо в первую очередь создать математическую модель. Гатематическая модель технологического процесса перемещения содержит три составляющие:

-модель состояния механизмов СПТ при проведении штатных ситуаций;

-модель движения механизмов СПТ в пространстве;

-модель вероятных аварийных ситуаций, приводящих к ядерной аварии.

При эксплуатации СПТ оператор должен быть подготовлен к эффектному устранению возникающих нештатных ситуаций (событий). Нами

проведены исследования по созданию моделей аварийных режимов, возможных при проведении операций перегрузки ЯТ.

Прежде всего выполнены анализ, классификация и группировка исходных событий, которые потенциально могут привести к осуществлению аварийных исходных событий. Для ТОК оператора СПТ предлагается использовать исходные события, вызывающие повреждения (TBC, рабочей штанги, фиксатора рабочей штанги, телештанги, телекамеры).

Преднамеренные или ошибочные действия оператора, проводящего операции через органы управления на пульте, сводятся к неверному воздействию на клавиши следующих групп (цифры, скорость, направление, механизмы).

Анализ основных аварийных событий позволил построить причинно-следственную модель функционирования СПТ в штатных режимах.

Модель представляется в виде логической диаграммы событий в форме разомкнутого дерева. Вершинное событие — исходное событие, связанное операторами "и" или "или" с промежуточными событиями, характеризующими одновременную реализацию первичных событий, составляющих каждое из сечений.

Отказ в СУ, выражающийся в выработке ложного сигнала либо npi; отказе ТС, представлен в виде дерева на рис. 6.

Программное обеспечение тренажера реализует ООМ, математическое описание движения механизмов и табличную модель граничных условий перемещения ядерного топлива и модель аварийных ситуаций.

Программный комплекс насчитывает более ста модулей, которые разделены на группы (связь интерфейса с оператором, ввод данных < внешних устройств, вывод графики, математическая модель движенш МП, ООМ с граничными условиями и аварийными ситуациями, ввод-вывод данных о состоянии МП, БВ, гнезда универсального, демонстрацш готового набора команд).

ПО дает возможность генерировать и задавать с клавиатуры не штатные и аварийные ситуации. Во время всего процесса работы ведутсj протоколирование и хронометрирование, демонстрация готового набор; команды, создание обучающих уроков, создание программы автоматиче ской перегрузки, имитация аварийных и нештатных ситуаций.

Разработка учебных пособий для теоретического обучени; (комплекты, схемы, раздаточный материал) и практических занятий н: тренажерах (план-комплект инструктора, сценарий тренировок, трена жерные занятия) для операторов СПТ практически не велась из-за отсут ствия эффективных ТС обучения. Такое же положение было и с системно! контроля результатов обучения (входной, текущий, квалификационный).

Нарушение герметичности оболочек те»ла« • результат« работы п«р«груюшА машнкы

Госпуек рабочей штаягн н _проектном режиме

Удар РШ о «-теку бассеЛпа ____перегрузки

Ф- ™Р*,взям* 1 I Обрия троса | устройств д«цп ГШ| | ц,щ| ГШ,] (

Ж

ПМ

Ошибочяаа помакав аа эадатчма алеатролриаода

Ошя&очяы« апср»т*ра ПМ

Ошибка УВК I

I И «1« рам I фу »со моя* ДО-

Ош1 (ПСТвММ вуг« я эй г ре «я к

Отказ управляю га« А алеатрояикн

Предяам«р«авы* дейетаиа лиц. получивших аесаякцивяаро» •амий доступ * УВК

Овмбт ТВК

Ошкбочаис действие оператчра ПМ

Ошибочная команда на сдатчик электропровода Перемещения

еокиА уровень

■ысокиД уроаепь

высокий уфовскь сигнала подача

СКРрОСТИ

ф 1 _ . 1 фуякалекмро-вая«( ПО

Выход иэ строя СИФУ Отказ рал« пипкм

Оли) СЯГТТММ

пут«мзиер«ямя

Отгиа управляющей гектроямяя

уроачяь ««гяжла управлеанл тормоаяыми устройствами

Ж

лиц получавших ееаякциоямроваияий

уроаеяъ еигяала управления тормозными устройстаамя

Установка а висок нй уродеяь сигнала включения |>рееб раэояагеля

Уста во а кя I высокий уров«аъ

Установка а высот к уроаевь сягяала а ключе я ия рем эадагчмка с к о рост я

Выход КЗ строя СИФУ

скорости

Рис. 6 Дерево оценки ситуаций при отказе в технических средствах

системы управления

Рис. 7 Структурная схема автоматизации процесса перегрузки

топлива

р«-

к. УВК

Поэтому в процессе разработки ТОК эти задачи были нами решены. Созданы сценарии тренировочных занятий для четырех возможных режимов работы СПТ. Внедрение ТОК и обучение на нем операторов можно считать решением четвертой задачи диссертационного исследования.

Раздел 5. «Модернизованная система автоматизации процесса перегрузки ядерного топлива».

Анализ НД по безопасности в атомной энергетике, принципов строительства ТС, управляемых средствами вычислительной техники, и опыт внедрения информационных технологий позволили сформулировать критерии эффективного управления процессом перегрузки, базирующиеся на платформе обработки информационных потоков, на основе концепции достаточной безопасности, состоящей в:

1. Реализации специальной структуры системы, позволяющей максимально быстро локализовать и устранить причину отказа.

2. Открытости системы для дальнейших модификаций.

3. Возможности каждой части СУ в глубокоэшелонированном тестировании состояния устройств перегрузки.

4. Существенном расширении ПО в направлении:

—большего количества автоматизированных операций;

—увеличения объема тестовой проверки оборудования как перед началом перегрузочной кампании, так и при выполнении каждой операции; —сопоставления хода операций на ТС с их математической моделью.

5. Сопровождении системы интегрированным в нее тренажером.

6. Использовании новых датчиков для сбора информации о состоянии процесса перегрузки.

7. Получении информации о состоянии ЯТ по независимым каналам, в том числе с математической модели.

Комплекс решенных задач, связанных с созданием и исследованием различных моделей СПТ и выявленных критериев, позволил формализовать задачу модернизации и получить исходные данные для решения пятой задачи, состоящей в автоматизации процесса управления перегрузкой ЯТ, тестировании управляющих воздействий, протоколировании действий оператора для восстановления цепи исходных событий, повлекших аварийный режим.

СПТ повышенной ядерной безопасности представляет собой организационно-техническую систему, обеспечивающую выработку решений на основе автоматизации технологических процессов при перегрузке ЯТ и реализующую информационную технологию в виде последовательности связанных функций задач и процедур управления.

Структура системы управления показана на рис. 7, она состоит из подсистемы датчиков, устройства связи с объектом (УСО), подсистемы отображения информации, программно-задающего блока, блока внешних информационных сигналов, пульта дистанционного управления (ПДУ), коннектора, электропривода, управляющей и моделирующей ЭВМ.

Подсистема датчиков, предназначенная для сбора информации с объекта управления, схематично показана на рис. 8. Сбор технологической информации осуществляется по двум каналам непосредственно с ПМ о состоянии ее механизмов и через локальные вычислительные сети о состоянии других систем, с которыми взаимодействует СПТ. Непосредственно в процессе сбора информации с датчиков проводятся предварительная обработка и анализ. Кроме этого, принимаются сигналы общестанционного сейсмодатчика. Посредством ЛВС происходит получение исходной инфор-' мации из отдела ядерной безопасности, а также получение информации об уровне воды в БП, концентрации бора в воде БП, радиационной обстановке в районе БВ и сигналов "Стоп" и "Реверс".

Для практической реализации промышленного образца СПТ разработано устройство связи с объектом, структурная схема которого представлена на рис. 9. УСО обеспечивает следующие функции:

1. Формирование управляющих воздействий на электроприводы механизмов и подсистему питания по командам УЭВМ.

2. Прием, преобразование в удобную форму и передача в УЭВМ информационных сигналов от электроприводов механизмов, датчиков перегрузочной машины и внешних информационных сигналов.

3. Обеспечение двустороннего обмена информацией между УЭВМ и ПДУ.

4. Обеспечение режима самотестирования под управлением УЭВМ.

5. Блокирование управляющих воздействий на электроприводы механизмов при появлении аварийных информационных сигналов.

6. Контроль за работой УЭВМ и рабочего ПО с блокированием управляющих воздействий на электроприводы механизмов в случае обнаружения нарушений.

В состав УСО входят плата интерфейса УЭВМ, плата интерфейса УСО, платы выдачи дискретных сигналов, платы приема дискретных сигналов, плата ввода дискретных сигналов от тензодатчиков и тахогенерато-эов, плата контроля аналоговая, платы счетчиков и формирователей им-7ульсов, платы отклика сигналов и блокировок.

В режиме тестирования каналы 1 и 2 принимают на свои входы не шешние сигналы от датчиков, а сигналы с выхода тестового канала.

1. Тахогенератор (1.1 — моста, 1.2 — тележки, 1.3 — подрыва, 1.4 — захвата рабочей штанги, 1.5 — захвата кластера, 1.6 — привода рабочей штанги); 2. Тензодатчики (2.1 — захвата рабочей штанги, 2.2 — захвата кластера, 2.3 — фиксатора, 2.4 — подрыва); 3. Сельсины (3.1 — моста, 3.2 — телеяски, 3.3 — привода рабочей штанги, 3.4 — захвата рабочей штанги, 3.5 — захвата кластера, 3.6 — телевизионной штанги, 3.7 — поворота платформы); 4. Концевики (4.1 — моста передний, 4.2 — моста задний, 4.3 — тележки левый, 4 4 — тележки правый,4.5 — подрыва нижний, 4.С — подрыва верхний, 4.7 — фиксатора левый, 4.8 — фиксатора правый, 4.9 — захвата рабочей штанги, 4.10 — телевизионной штанги верхний); 5. Датчики контроля момента вращения (5.1 — моста, 5.2 — тележки, 5.3 — подрыва, 5.4 — привода рабочей шганги); 6. Бесконтактный датчик на оси (6.1 -— бассейн выдержки — реактор, 6.2 — бассейн выдержки — аварийный бассейн выдержки, 6.3 — бассейн выдержки — гнездо универсальное); 7. Датчик перекоса моста; 8. Телевизионная камера.

Рис. 8 Расположение датчиков на объекте управления

Рис. 9 Структурная схема УСО

Принцип тестирования плат ввода дискретных сигналов заключается в том, что УЭВМ записывает тестовый код и затем опрашивает каждый исследуемый канал с последующим сравнением тестовых кодов из наборов "бегущий нуль" и "бегущая единица".

Программно-задающий блок реализует управление МП для выполнения операций:

— по выгрузке отработанных TBC из реактора и загрузке их в стеллажи БВ, в пеналы контроля герметичности оболочки (КГО) и гермопеналы (ГП);

— выгрузке кассет из пеналов КГО и загрузке их в ГП, стеллажи БВ или в реактор;

— выгрузке кассет из стеллажей БВ и загрузке в контейнер отработавшего топлива, установленный в гнезде универсальном (ГУ);

— перестановке кассет внутри реактора;

— выгрузке TBC из чехла свежего топлива, установленного в ГУ, и загрузке их в стеллажи БВ или в реактор;

— выгрузке TBC из стеллажа БВ и загрузке их в реактор;

— извлечению и установке пробок в пеналах КГО, в ГП и в гнездах для хранения;

— раздвижке TBC;

— при осмотре обзорной телекамерой зоны реактора, захвата рабочей штанги, а также пробок пеналов КГО и ГП;

— установке наконечника на среднюю секцию штанги;

— работе с наконечником средней секции рабочей штанги;

— операции в ГУ и работе с инструментами ПМ;

— операции по осмотру головок TBC в реакторе и стеллажах БВ.

Программно-задающий блок обеспечивает задание по управлению механизмами ПМ для выполнения следующих функций:

— автоматическое и ручное наведение ПМ на заданную координату;

— спуск, подъем и разворот инструмента;

— движение телекамеры;

— контроль положения механизмов;

— контроль нагрузок на штангах.

Все логические действия в пределах выбранной операции (анализ операции, проверки, подача управляющих воздействий и т.д.) осуществляются автоматически управляющим вычислительным комплексом

Система соответствует НД по безопасности и обеспечивает проведение полного цикла перегрузочных операций в следующих режимах.

Ручной режим используется при минимальном количестве блокировок, обеспечивает воздействие на исполнительные механизмы путем управления электроприводами для проведения наладочных работ, а также

для окончания технологических операций при аварийных ситуациях. В данном режиме работы оператор сам задает параметры для воздействия на механизмы.

Дистанционный режим — режим с полным набором защит и блокировок. В этом режиме так же, как и в ручном, оператор сам задает параметры для воздействия на тот или иной тип механизма. Однако в этом режиме УЭВМ отслеживает соответствие действий оператора программе перегрузки, данные действия фиксируются в протоколе, ему выдается сообщение, и работа прекращается.

Автоматический режим работы предназначен для работы по программе перегрузки топлива. Управляющая программа из БД, в которой формализованы данные по перегрузке топлива, выбирает операции для работы. Все действия машины протоколируются в файле. Во время работы в автоматическом режиме оператор может произвести остановку МП и перейти в дистанционный режим работы. В случае возникновения нештатных ситуаций управление автоматически передается оператору перегрузочной машины. После того, как нештатная ситуация устранена, оператор может продолжить работу в автоматическом режиме.

В результате разработки и внедрения СПТ и модернизации ТС можно считать решенной пятую задачу, поставленную для выявления проблемы. Таким образом, решение пяти задач, обусловивших разрешение проблемы поиска новых методов анализа ядерно-опасных процессов и на их основе создание методики, алгоритмов программного управления и технических средств, обеспечивающих повышение безопасности технологического процесса перегрузки топлива на ВВЭР, отвечающих современным нормам безопасности, можно считать предопределенным.

В приложении приведены документы, подтверждающие результаты внедрения работы.

Выводы

1. Одним из ответственных этапов эксплуатации АЭС в плане соблюдения правил ядерной безопасности является перегрузка ЯТ, поэтому разработка надежной СУ, обеспечивающая комплексную автоматизацию технологического процесса перегрузки с интегрированным полномасштабным тренажером, является актуальной научно-технической проблемой для АЭС Украины.

2. Существующие системы не позволяют полностью автоматизировать процесс перегрузки в связи с тем, что при их технической реализации не предусмотрены многие функции (диагностирование основных эле

ментов системы управления, автоматическое, без участия оператора, распознавание изображений TBC, получаемых с телекамеры, расположенной в реакторном отделении, и др.). Эксплуатирующиеся СУ характеризуются несовершенной системой отображения информации с использованием мнемосхем, что вызывает сильную утомляемость операторов перегрузочного оборудования из-за необходимости реагировать на показания множества приборов и напряженность, связанную с пониманием серьезных последствий возможной ошибки.

3. Впервые разработана ООМ СПТ, состоящая из информационной карты, модели состояний и модели процессов для механизмов ПМ с таблицами граничных условий, позволяющая имитировать возможные штатные и аварийные режимы технологического процесса перегрузки.

4. Усовершенствование методик и алгоритмов обработки телевизион- • ных сигналов предварительной обработки; помехоустойчивой быстродействующей бинаризации; выделение области маркировки и характерного фрагмента изображения; корреляционно-экстремальной сегментации; определение признака формы символов позволили создать проблемно-ориентированный, программно-аппаратный комплекс идентификации маркировки перегружаемого изделия.

5. При отношении "полезный сигнал-помеха" q—2 (по мощности) удается достичь вероятности правильного опознавания каждого символа 0,95 при вероятности ложной тревоги не более 0,01. При этом максимальная вероятность ошибки наблюдается при распознавании символов 8 и 9. Используя базу данных о всех маркировках TBC и правила составления маркировки, можно повысить вероятность правильного опознавания до величин, близких к 1. Точная количественная оценка этой величины возможна только в рамках конкретной базы данных маркировочных надписей.

6. Испытания программного комплекса обработки оптической информации проведены на основе реальных изображений TBC, полученных на Запорожской АЭС. Результаты испытаний свидетельствуют о том, что об-заботка изображений TBC для идентификации и классификации признаков формы символов в маркировочной надписи может быть проведена без участия оператора.

7. Ввиду отсутствия полномасштабного тренажера для обучения пер-юнала, обслуживающего СПТ, впервые предложена концепция построения ГОК, которая реализована в промышленном масштабе.

8. ТОК для оператора процесса перегрузки ЯТ обеспечивает имита-дию необходимых, в том числе и неправильных, действий операторов, ввод -фактически возникших аварийных ситуаций и их комбинаций. Методиче-

ское обеспечение ТОК СПТ позволяет осуществлять контроль профессионального мастерства при лицензировании обслуживающего персонала.

9. Верификация ТОК на Балаковской, Запорожской и Ровенской АЭС показала адекватность и эффективность разработанного алгоритмического обеспечения и комплексной математической модели.

10. Экономический эффект от использования ТОК для операторов процесса перегрузки ЯТ обусловлен уменьшением числа аварий, связанных с ошибками персонала; предотвращением или локализацией аварий, связанных с отказом или неполадками оборудования; экономией затрат на обучение за счет использования такого средства, каким является тренажер для АСУ ТП "Перегрузка", вместо промышленного перегрузочного оборудования.

11. Впервые создан ПТК для модернизированной СУ СПТ. На основе серийных электронных компонентов построены новые образцы технических средств для системы управления перегрузки ЯТ повышенной ядерной безопасности, соответствующей современным НД, действующим в атомной энергетике.

12. Разработанное на основе объектно-ориентированного подхода программное обеспечение ПТК позволило использовать выразительные средства объектных и объектно-ориентированных языков; обеспечивает открытую систему с возможностью процесса эволюции, снижение риска при разработке ПО и снижение его стоимости; способствует непрерывному накоплению экспертных знаний.

13. ПТК для АСУ ТП "Перегрузка" реализован на АЭС Украины, в частности:

—на первом блоке ЗАЭС при проведении капитального ремонта системы управления машины перегрузочной;

—втором блоке ЗАЭС при изготовлении и поставке СУ взамен системы, выработавшей свой ресурс;

—УТЦ ОП ЗАЭС при подготовке и переподготовке на ТОК операторов СПТ;

—втором блоке ХАЭС при изготовлении СУМП-1000 МВ для подготовки к пуску;

—четвертом блоке РАЭС при изготовлении СУМП-1000 МВ для подготовки к пуску.

Список опубликованных автором работ по теме диссертации

1 Монографии и учебные пособия

1. Максимов М.В. Диагностика и управление технологическим процессом перегрузки ядерного топлива на энергетических реакторах.— Одесса: Астропринт, 1996. — 231 с.

2. Крылов В.Н., Максимов М.В. Вторичные преобразователи сигналов изображений. — Одесса: Астропринт, 1997.— 173 с.

3. Системы автоматизированного проектирования (Краткий курс): Учеб. пособие для студентов спец. 6.0905 / Максимов М.В. — Одесса: ОГГ1У, 1995. — 83 с.

2 Статьи, опубликованные в сборниках, журналах и трудах конференций

1. Антощук С.Г., Крылов В.Н., Максимов М.В. Помехоустойчивое выделение характерного фрагмента с маркировкой на изображении TBC // Межвузовский журнал "Автоматика. Автоматизация. Электротехнические комплексы и системы". — 1998. — № 2. — С. 67-73.

2. Антощук С.Г., Крилов В.Н., Максимов М.В. Оброблення та розгазнавання маркировки на зображеннях тепловидшяючих зб1рок // Труди четверто5 Всеукра1нсько1 мЬкнародшн конф. "Оброблення сигнал1В i розшзнавання образ!в" (УкрОбраз-98). — Кшв. — 1998. — С. 191-194.

3. Максимов М.В., Майсян И.Г. Объектно-ориентированная модель системы управления перегрузки ядерного топлива // Вестник Херсонского государст. техн. ун-та. — 1999. — №3(6). — С. 230-232.

4. Антощук С.Г., Крылов В.Н., Максимов М.В. Помехоустойчивая сегментация бинаризованных изображений символов // Труды Одесск. политехи. ун-та. — 1998. — Вып. 2. — С. 111-114.

5. Антощук С.Г., Крылов В.Н., Максимов М.В. Итерационный метод вычисления двумерных корреляционных функций бинаризованных изображений // Труды Одесск. политехи, ун-та. — 1999. — Вып. 2. — С. 189-192.

6. Антощук С.Г., Крылов В.Н., Максимов М.В. Модифицированный метод стохастической геометрии при классификации символов. // Автоматика. Автоматизация. Электротехнические комплексы и системы. — 1999. — №2. — С. 80-85.

7. Ляшенко О.В., Максимов М.В. Тренажер оператора перегрузочной машины // Труды Одесск. политехи, ун-та. — 1999. — Вып. 3. — С. 78-82.

8. Билей Д.В., Максимов М.В., Маслов О.В. и др. Система управление перегрузкой ядерного топлива на АЭС с ВВЭР-1000 // Электрически^ станции. — 1996. — №12. — С. 37-42.

9. Крылов В.Н., Максимов М.В. Повышение эффективности систеи технического зрения // Холодильная техника и технология. — 1999. — Вып. 63. — С. 114-119.

10. Антощук С.Г., Крылов В.Г., Максимов М.В. Система техническоп зрения для управления перемещением ядерного топлива на АЭС // Сис темний анал1з, управлшня та шформацшш технологи: В1сник Харювськоп держ. полггехи. уш-ту. 36. наукових праць. — 1999. — Вип. 70. — С. 107-112.

11. Верхивкер Г.П., Кравченко В.П., Максимов М.В. и др. Об органи зации подготовки по вычислительной технике инженеров — теплоэнерге тиков специальности 1010: Сб. информ. материалов // Применение ЭВМ i изучении фундаментальных дисциплин. — Киев: УМКВО, 1990. — С. 124-127.

12. Максимов М.В., Тодорцев Ю.К. Тренажерно-обучающий комплек' для персонала, обеспечивающего перегрузку ядерного топлива на АЭС /, Системний анал1з, управлшня та шформацшш технологи: Bicron Харшвського держ. полггехн. уш-ту. 36. наукових праць. — 1999. —Вип. 71 — С. 97-101.

13. Иванов И.И., Максимов М.В., Майсян И.Г. Состояние безопасноеп перегрузки ядерного топлива на водо-водяном энергетическом реакторе /, Труды Одесск. политехи, ун-та. -— 1999. — Вып. 1(7)— С. 115-120.

14. Крылов В.Н., Максимов М.В. Помехоустойчивое обнаружение i распознавание сигналов на изображении TBC // Труды Одесск. политех* ун-та.— 1997. — Вып. 1. — С. 152-156.

15. Крылов В.Н., Максимов М.В. Помехоустойчивая бинаризация изо бражений методом групповой согласованной обработки // Межвузовски журнал "Автоматика. Автоматизация. Электротехнические комплексы i системы". — 1998.— № 1. — С. 52-59.

16. Крылов В.Н., Антощук С.Г., Максимов М.В. Помехоустойчивы! преобразователи сигналов изображений // Труды пятой украинской конф по автоматическому управлению ("Автоматика-98").-— Киев. — ч. 1. — 1998. — С. 158-163.

17. Крылов В.Н., Максимов М.В., Щербакова Г.Ю. Помехоустойчива; классификация бинаризованных изображений символов // Труды Одесск политехи, ун-та. — 1998. — Вып. 2. — С. 108-111.

18. Максимов М.В. Разработка объектно-ориентированного программ ного обеспечения для системы управления перегрузкой ядерного топлив'

на АЭС с ВВЭР-1000 // Труды Одесск. политехи, ун-та. — 1996. — Вып. 1 — С. 54-56.

19. Максимов М.В. Применение объектно-ориентированной методологии для проектирования модернизированной системы перегрузки топлива на АЭС с ВВЭР повышенной ядерной безопасности // Межвузовский журнал "Автоматика. Автоматизация. Электротехнические комплексы и системы". —1997. — № 1. — С. 162-173.

20. Максимов М.В. Применение объектно-ориентированного анализа для проектирования систем управления технологическими процессами // Труды пятой украинской конф. по автоматическому управлению ("Автоматика-98"). — Киев. — ч. 1. — 1998. — С. 262-265.

21. Максимов М.В. Система перегрузки ядерного топлива нового поколения повышенной ядерной безопасности // Труды Одесск. политехи. • ун-та. — 1997. — Вып. 1. — С. 149-152.

22. Максимов М.В., Маслов О.В. Модернизация системы управления перегрузкой топлива на АЭС с ВВЭР-1000: Сб. Методические вопросы исследования надежности больших систем энергетики. Надежность и безопасность стареющих систем энергетики, 1995. — Вып. 4.— С. 187-193.

23. Максимов М.В., Маслов О.В., Майсян И.Г. и др. Создание системы перегрузки ядерного топлива нового поколения // Атомная энергия. — 1995. — Т. 78, Вып. 4. — С. 281-282.

24. Маслов О.В., Максимов М.В., Савельев С.А. Автоматизированная система проведения контроля состояния ядерного топлива при проведении перегрузки в режиме реального времени // Труды пятой украинской конф. по автоматическому управлению ("Автоматика-98"). ").— Киев. — 1998. — ч. 4. — С. 197-202.

25. Максимов М.В., Дубковский В.А., Серебринский Б.М. и др. Автоматизированная обучающая система "Машина перегрузочная" для подготовки ремонтного персонала на АЭС с ВВЭР—1000 // Электрические станции. — 1994. -— № 1. — С. 8-10.

26. Максимов М.В., Майсян И.Г. Некоторые вопросы обеспечения функционирования цикла управления качеством на этапе эксплуатации оборудования (на примере организации ремонтного обслуживания на АЭС) // Вестник Украинского ядерного общества. — 1994. — №4-5. — С. 3-4.

27. Максимов М.В., Маслов О.В., Майсян И.Г. и др. Модернизированная система перегрузки ядерного топлива: Сб. материалов II конф. "Молодежь ядерной энергетики Украины". — Одесса: Укряо, 1995. — С. 34-40.

28. Максимов М.В., Майсян И.Г. Объектно-ориентированный анализ привода СУМП-1000 MB // Автоматизация. Электротехнические комплексы и системы". — 1998. — № 1. — С. 158-165.

29. Максимов М.В., Маслов О.В., Майсян И.Г. и др. Модернизация системы перегрузки ядерного топлива на АЭС с реактором ВВЭР—1000 // В сб. тр. I Междунар. науч.-техн. конф. "Математическое моделирование в электротехнике и электроэнергетике." — Львов. — 1995. — С. 53.

30. Ляшенко О.В., Максимов М.В., Тодорцев Ю.К. Тренажерно-обучающий комплекс оператора перегрузочной машины для АЭС с реактором ВВЭР // Системний анал1з, управлшня та шформацшш технологи: BicHHK Хартвського держ. полггехн. ун-ту. 36. наукових праць. — 1999. •— Вип. 72. — С. 98-94.

31. Попова Т.М., Максимов М.В. Дидактические элементы знаний для энергетических дисциплин // Труды Одесск. политехи, ун-та. -— 1997. — Вып. 2. — С. 198-199

32. Тодорцев Ю.К., Баласанян Т.В., Максимов М.В. и др. Диагностирование узлов электронного блока и ПО системы управления перегрузкой ядерного топлива на АЭС // Труды Одесск. политехи, ун-та. — 1996. — Вып. 1. — С. 53-54.

33. Maximov M., Maysjan J. Issues of QA during operation (sample organisation of NPP maintenance) // Nuclear Europe Worldscan. — 1994. — № 9(10). — P. 70—72.

3 Тезисы докладов международных и республиканских конференций

1. Баласанян Г.А., Белоклицкая Г.Ф., Максимов М.В. и др. Диагностика и управление объектами с экстремальными условиями измерений // Тезисы докл. на II украинской конф. по автоматическому управлению ("Автоматика-95"). — Львов. — 1995. —С. 44.

2. Дацюк Т.А., Майсян И.Г., Максимов М.В. Использование автоматизированной обучающей системы "машина перегрузочная" для обучения персонала и повышения ядерной безопасности процесса перегрузки топли-

- ва на АЭС с ВВЭР—1000 // 4th Annual Scientific and Technical Conference of the Nuclear Society. — Nyzhni Novgorod (Russia). — 1993. — P. 365-367.

3. Крылов B.H., Максимов М.В. Помехоустойчивая бинаризация и распознавание изображений символов // Тезисы докл. четвертой украинской конф. по автоматическому управлению ("Автоматика-97"). — Черкассы. — 1997. — С. 113-114.

4. Максимов М.В., Маслов О.В., Аржаковский В.К. Концепция создания интеллектуальной интегрированной среды обработки информации и принятия решений в рамках "АСУ—Ремонт" для атомных электростанций

У 4th Annual Scientific and Technical Conference of the Nuclear Society. — iyzhni Novgorod (Russia). — 1993. — P. 1264-1266.

5. Максимов M.B. Диагностика и управление процессом перегрузки дерного топлива на водо—водяных энергетических реакторах // Тезисы ;окл. на II украинской конф. по автоматическому управлению 'Автоматика-95"). — Львов. — 1995. — С. 65.

6. Maximov M., Maslov О. Automatic System of Planning for Nuclear 'ower Plant Repair Maintenance // The Sixth Annual Scientific and 'echnical Conference of Nuclear Society. — Kiev. — 1995. — P. 161-162.

7. Maximov M., Maslov O. Some aspect of creating transfer system of ew generation nuclear fuel // The Sixth Annual Scientific and Technical Conference of Nuclear Society. — Kiev. — 1995. — P. 159-160.

8. Маслов O.B., Олейник С.Г., Максимов M.B., Кальнев Л.Л. Автомати-ированная система определения глубины выгорания ядерного топлива :ри проведении ТТО // Сб. тезисов докл. на международной конф. Укра-нского ядерного общества ("Модернизация АЭС с реакторами ВВЭР"). — ¡иев. — 1999. — С. 21-22.

9. Максимов М.В., Тодорцев Ю.К. Система перегрузки топлива ВВЭР-000 повышенной безопасности // Тезисы докл. международной конф. по роблемам управления. — М.: ИПУ. — 1999. — С. 85-86.

АНОТАЦИЯ

Максимов М.В. Шдвищення р1вня безпеки експлуатацп АЕС is IBEP-1000 шляхом удосконалювання автоматизацп перевантаження дерного палива. — Рукопис.

Дисертащя на здобуття наукового ступеня доктора техшчних наук за )ахом 05.13.07 — автоматизащя технолопчних процеав. — Одеський дер-савний пол1техшчний ушверситет. — Одеса, 2000.

Дисертащя присвячена питаниям створення системи перевантаження алива шдвищено! ядерно! безпеки шляхом модершзацп, системи упро-адження hoboï технолог^ синтезовано! в результат об'еднання ма-ер1ально1 та шформащйног складових. Проведено анализ надшност1 ехшчних засоб1в перевантаження. У дисертацй запропонований новий ме-од проектування техшчних 3aco6iB системи перевантаження палива, иа cHOBi якого синтезован! об'ектно-ор1ентоват модел! системи. рслщжувано перем1щення ядерного палива в öaceiini перевантаження на атематичнш модел1. Запропоновано пpичиннo-нacлiдкoвi модел1 для по-удови тренажера Для щентифпсацп номера тепловид1ляючо1 зб'фки роз-облений проблемно-ор1ентований програмно-апаратний комплекс. Роз-

роблено основи проектування тренажера системы перевантаження палив i створене його методичне забезпечення. Розроблено методи тесгуванн техшчних засоб1в перевантаження палива нового поколшня. Основщ ре зультати дисертацП реал1зоваш при створенш нових техшчних 3aco6iB rie ревантаження палива i впроваджеш на АЕС.

Ключов1 слова: АЕС, система перевантаження палива, об'ектнс ор1ентована методолопя, ядерна безпека, 1м1тацшне моделюванш розшзнавання маршрування TBC, тренажер, тестування, систем управлшня.

АННОТАЦИЯ

Максимов М.В. Повышение уровня безопасности эксплуатации АЭС ВВЭР-1000 путем совершенствования автоматизации перегрузки ядерног топлива. — Рукопись.

Диссертация на соискание ученой степени доктора технических нау по специальности 05.13.07 — автоматизация технологических процессов. -Одесский государственный политехнический университет. — Одесса, 2000 Диссертация посвящена вопросам автоматизации технологически процесса перегрузки топлива с целью повышенния ядерной безопасност путем создания новой компьютерно-интегрированной системы управлени. Проведен анализ надежности существующей системы управления. Ре зультат анализа существующей системы действующим нормативным дс кументам по безопасности показал их несоответствие. Анализ отказов пс зволил установить, что наблюдается тенденция к росту количества дефег тов эксплуатируемого программно-технического комплекса (ПТК), что первую очередь связано с окончанием срока его службы. Функциональны анализ выявил необходимость модернизации или полной замены ПТК. диссертации использован новый метод изучения объекта управления н основе методологии объектно-ориентированного анализа (ООА). ООА все подсистем позволил для каждой сформировать информационную модел Цель информационного моделирования состоит в том, чтобы идентифищ* ровать объекты, составляющие подсистему для анализа. Предложена га формационная модель СПТ для блока АЭС с ВВЭР-1000. Информационна модель дает представление о статике системы, а для управления ею неоЕ ходимо формализовать динамическое поведение всех объектов. Для эти целей были созданы модели состояний и процессов множества объекте СПТ.

Жизненный цикл объекта СПТ выражается как модель состояни Модель состояний представляется как диаграмма переходов в состояни

Зсе процессы в системе устанавливаются в действиях. Каждое действие эасчлейяется на функциональные процессы, которые, взятые вместе, определяют требуемое функциональное содержание системы. Цель состоит в :ом, чтобы расчленить каждое состояние йа фундаментальные процессы, соторые, взятые вместе, определяют требуемое функциональное содержа-ше системы. Данные для описания событий в моделях представляются •раничными условиями в виде управляющей, технологической и вспомогательной таблиц.

Для идентификации номера тепловыделяющей сборки разработан фоблемно-ориентированный комплекс. С целью ускорения времени обра-ютки сигнала и снижения уровня помех разработаны структура устройст-*а, методика и алгоритмы обработки сигнала от промышленной телевизионной установки для автоматического формирования машинного кода мар-сировки и принятия решения о соответствии маркировки перегружаемого юделия.

Обработка сигнала осуществляется следующим образом. Сначала фоисходит выделение характерного фрагмента изображения, т.е. фрагмента с надписью, затем предварительная обработка производит улучше-ше качества изображения и снижает влияние мультипликативных помех. Тосле этого следует бинаризация изображения символов, позволяющая :нпзить объем обрабатываемой видеоинформации. Бинаризованное изо->ражение подвергается сегментации. Затем вычисляются признаки геометрической формы символов. По этим признакам осуществляются клас-мфикация символов и формирование кода маркировки.

Разработаны основные принципы проектирования тренажера системы перегрузки топлива и создано его методическое обеспечение. Предло-кена концепция построения тренажера оператора СПТ, основанная на ре-льной имитации (полномасштабности) и оптимальности обучающих тре-гажерных возможностей (учета штатных и аварийных ситуаций). Математическая модель технологического процесса перемещения содержит три оставляющие: модель состояния механизмов СПТ при проведении штат-[ых ситуаций, модель движения механизмов СПТ в пространстве, модель ;ероятных аварийных ситуаций, приводящих к ядерной аварии. Про-раммный комплекс насчитывает более ста модулей, которые разделены [а группы и дает возможность генерировать и задавать с клавиатуры нештатные и аварийные ситуации. Во время работы ведутся протоколировало и хронометрирование, демонстрация готового набора команды, созда-ие обучающих уроков, создание программы автоматической перегрузки, митация аварийных и нештатных ситуаций. Созданы сценарии трениро-очных занятий для четырех возможных режимов работы СПТ.

Разработаны методы тестирования технических средств перегрузи! топлива нового поколения. СПТ повышенной ядерной безопасности пред ставляет собой организационно-техническую систему, обеспечивающу» выработку решений на основе автоматизации технологических процесса при перегрузке топлива и реализующую информационную технологию : виде последовательности связанных функций задач и процедур управле ния. Основные результаты диссертации реализованы при создании новы: технических средств перегрузки топлива и внедрены на АЭС.

Ключевые слова: АЭС, система перегрузки топлива, объектно ориентированная методология, ядерная безопасность, имитационное моде лирование, распознавание маркировки ТВС, тренажер, тестирование, сис тема управления.

SUMMARY

Maximov M.V. Improving the safety level of operation NPP wit: VVER-1000 by improving automation of overloading the nuclear fuel. -Manuscript.

Thesis for a doctor degree by speciality 05.13.07 — automation с technology processes — Odesa state polytechnical university. — Odesa, 2000.

Dissertation is devoted to creating overloading system with improve nuclear safety by modernization current system with new sintheze technology as result of unite the matherial and information component, Analysed the reliablity of technical means of overloading. Propesed nei method of proecting technical means of overloading system, that was used i creation an object-oriented model of the system. Researched the moving с nuclear fuel in the cooling pool on mathematical model. Proposed cause consequense models for creation training system. For identification the ID с fuel assembly created problem-oriented technical-program complex. Worke out the basis of designing of overloading traning system and create methodical basis. Worked out the testing methods for new generatio technical means of fuel overloading. The main results of dissertation w£ realised in creation of new technical means of fuel overloading an introdeced on NPP.

Keywords: NPP, fuel overloading system, object-orinted methodology, nuclear safety, imitation modeling, recognising of fuel assembly's ID, trainin system, testing, control system.

Подписано в печать 21.04.2000 г. Тираж 60 экз.

Отпечатано в типографии "ТЭС" г.Одесса, 65012, ул. Канатная, 81/2.

Тел.: (0482) 42-90-98

©ТЕС. 2000_