автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Регулирование и оптимизация ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС

На правах рукописи

0034ЬЬ-гоо

СААКОВ ЭДУАРД СААКОВИЧ

РЕГУЛИРОВАНИЕ И ОПТИМИЗАЦИЯ ВВОДА В ЭКСПЛУАТАЦИЮ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС

Специальность 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Мытищи 2008

003458263

Работа выполнена в ОАО «Атомтехэнерго».

Научный консультант:

доктор технических наук Сергей Иванович Рясный

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Александр Федорович Гетман

доктор технических наук, профессор Алексей Фролович Грачев

доктор технических наук Юрий Алексеевич Безруков

Ведущая организация: ОАО Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения (ОАО ВНИИАМ)

Защита диссертации состоится 22.01.2009 г. в 11 час. 00 мин. на заседании диссертационного совета Д418.001.01 в ОАО опытном конструкторском бюро «ГИДРОПРЕСС» по адресу: ул. Орджоникидзе, д.21, г. Подольск, Московская обл., 142103.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

Автореферат разослан 01, 2008 г.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв на реферат в одном экземпляре, заверенный печатью организации.

Ученый секретарь

диссертационного совета

к.т.н.

Н. В. Шарый

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы: После периода застоя в развитии атомной энергетики, вызванного Чернобыльскими событиями, благодаря постоянной работе по повышению культуры безопасности, совершенствованию эксплуатации и модернизации оборудования, а также информационно-разъяснительной работе с общественностью, в настоящее время атомная энергетика переживает настоящий ренессанс во многих странах мира. Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года», утвержденной постановлением Правительства Российской Федерации от 06.10.2006г. № 605 предусмотрено к 2012 году довести темпы ввода новых мощностей АЭС в России не менее, чем до двух энергоблоков в год.

Ввод в эксплуатацию представляет собой весьма важную и ответственную стадию в жизненном цикле энергоблока, от качества которой зависят не только оптимальность и безопасность самого процесса ввода в эксплуатацию, но и надежность, безопасность и экономичность последующей эксплуатации энергоблока и АЭС.

Частные задачи, относящиеся к проблеме регулирования и оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, решались и решаются различными авторами в течение многих лет. Однако комплексный научный подход к данной многоплановой научно-технической проблеме в целом не применялся, что приводило к упущениям в разработке ряда важных задач, относящихся к данной проблеме.

Настоящая работа выполнялась автором с начала 80-х годов прошлого века и начиналась с решения частных задач. В основу работы положен многолетний личный опыт работы автора по организации, регулированию процесса ввода в эксплуатацию, оптимизации испытаний и процесса и решению многочисленных научных и технических вопросов и задач, возникавших при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС. В процессе систематизации и научного обобщения опыта работ по вводу в эксплуатацию автором была выявлена актуальность формулирования и решения проблемы регулирования и оптимизации процесса ввода в эксплуатацию

3

энергоблоков АЭС. Такая актуальность вытекала из практического отсутствия работ, содержащих систематизированное и обобщенное решение проблемы регулирования и оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС и учитывающих опыт, накопленный за последние десятилетия.

Проблема оптимизации ввода в эксплуатацию в настоящей работе решалась от частного к общему. Основой оптимизации процесса ввода в эксплуатацию стало научное обобщение общих организационных и технических вопросов, включающих обеспечение, подготовку, организацию работ, обеспечение безопасности, решение вопросов регулирования, обеспечения качества и управления процессом ввода в эксплуатацию, совершенствование объема, состава и последовательности испытаний.

Существенным пробелом в разработке проблем ввода в эксплуатацию, по мнению автора, следовало признать практическое отсутствие теоретических основ управления процессом ввода в эксплуатацию, применимых к разработке стратегии и планированию ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС.

При проведении необходимых испытаний в процессе ввода в эксплуатацию затрачиваются значительные материальные, финансовые и трудовые ресурсы, а также происходят существенные затраты ресурса оборудования, так как в значительной части испытания проводятся в переходных и динамических режимах, редко происходящих при обычной эксплуатации, но вызывающих существенные потери ресурса. В этой связи автору представляется весьма актуальной задача повышения эффективности натурных испытаний при вводе в эксплуатацию путем расширения использования их возможностей и результатов при бесспорном ограничении этого развития рамками концепции культуры безопасности. Такая оптимизация испытаний может сопровождаться решением актуальных научно-технических вопросов, оптимизацией условий эксплуатации оборудования и тд. Целями работы являются:

1. Разработка комплексного подхода к решению задач регулирования и оптимизации процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС.

2. Разработка теоретических основ процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, применимых к планированию этого процесса.

3. Оптимизация испытаний, включающая решение актуальных научно-технических задач путем исследования и реализации ранее не использованных возможностей натурных исследований при вводе в эксплуатацию.

Научная новизна;

1. Путем научного обобщения опыта исследований при вводе в эксплуатацию сформулирована и разработана актуальная научно-техническая проблема регулирования и оптимизации процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС.

2. На основе систематизации взаимосвязи действий по регламентации и управлению вводом в эксплуатацию создана и развита структура и система регулирования процесса ввода в эксплуатацию.

3. Предложена концепция оптимизации натурных испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС, в рамках которой реализованы возможности процесса ввода в эксплуатациюдля решения актуальных научно-технических задач.

4. На основе научного обобщения выявленных закономерностей разработана математическая модель процесса ввода в эксплуатацию, основанная на вероятностном подходе к планированию ввода в эксплуатацию.

5. Разработаны теоретические основы управления процессом ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, учитывающие риски и неопределенности, возникающие в процессе сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока, включающие структуру и модель процесса ввода в эксплуатацию, методологию идентификации и оценки рисков при вводе энергоблока в эксплуатацию и их влияния на сроки ввода в эксплуатацию.

Достоверность и обоснованность исследований обусловливается применением современных, как оригинальных, так и традиционных методов постановки, проведения и обработки результатов исследований, воспроизводимостью данных, полученных автором, корректным использованием математического моделирования процессов. Достоверность результатов исследований подтверждается положительными результатами практического применения разработанных предложений и рекомендаций, в том числе использованных в нормативно-технической документации. Практическая ценность состоит в следующем:

- установлены организационные и технические факторы, влияющие на эффективность и оптимальность процесса ввода в эксплуатацию;

- определены проблемы готовности и пути их решения с целью ускорения ввода в эксплуатацию оборудования, влияющие на оптимальность процесса ввода в эксплуатацию;

- разработана и практически применена на десятках введенных энергоблоков система нормативных документов по регулированию процесса ввода в эксплуатацию;

- впервые в нашей стране сформулированы основные положения деятельности по обеспечению качества на АС, основанные на рекомендациях руководств МАГАТЭ по безопасности;

- разработан и усовершенствован ряд методик натурных испытаний при вводе энергоблока в эксплуатацию;

- путем совершенствования и применения новых методик натурных испытаний при вводе энергоблока в эксплуатацию решен ряд научно-технических задач оптимизации ресурса, повышения безопасности оборудования, исследования и внедрения новых и усовершенствованных средств контроля и оптимальных режимов эксплуатации АЭС;

- по результатам гидродинамических и теплохимичесюдх испытаний и исследований парогенераторов решены задачи повышения надежности коллекторов и теплообменных труб парогенераторов;

- предложена концепция прочности металла, основанная на детерминированных моделях роста физических признаков повреждения металла и учитывающая влияние физико-химических факторов;

- разработана методология ввода энергоблоков АЭС в эксплуатацию после длительного простоя и хранения оборудования;

- установлены общие организационные и технические факторы (риски), влияющие на эффективность и оптимальность процесса ввода в эксплуатацию;

- разработаны критерии надежности и эффективности оптимизации испытаний;

- путем регулирования, планирования процесса ввода в эксплуатацию, повышения эффективности натурных испытаний, оптимизации продолжительности и

затрат на ввод блока АС в эксплуатацию решена проблема оптимального ввода в

эксплуатацию энергоблоков АЭС.

Реализация и внедрение результатов исследований:

- разработана и практически применена при сооружении атомных энергоблоков в СССР, России и за рубежом нормативно-методическая база по регулированию ввода в эксплуатацию, включающая 197 документов различного уровня;

- разработанная система обеспечения качества при вводе в эксплуатацию применена при вводе в эксплуатацию энергоблока №1 Ростовской АЭС, энергоблока №3 Калининской АЭС, а также Тяньваньской АЭС в Китае, с учетом особенностей системы менеджмента качества, принятой в этой стране;

- в новых условиях пересмотрены и разработаны новые документы, регулирующие ввод в эксплуатацию энергоблоков АС;

- разработана и реализована на введенных энергоблоках в нашей стране и за рубежом 4-х уровневая система планирования ввода в эксплуатацию;

- разработанная методика учета и прогнозирования рисков применена для оценки влияния рисков на сроки сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока №1 АЭС «Бушер», сооружаемого при техническом содействии России;

- разработаны и реализованы рекомендации по совершенствованию объема, состава и последовательности испытаний при вводе в эксплуатацию;

- по результатам исследований уровня и испытаний систем измерения уровня в парогенераторах разработаны и реализованы рекомендации по повышению их точности и надежности;

- разработаны рекомендации по модернизации водопитания и продувки ПГ с целью повышения их ресурса, реализованные на энергоблоках с ВВЭР-1000;

- экспериментально в натурных условиях подтверждена возможность работы энергоблока с реактором ВВЭР-1000 и турбиной К-1000/60-3000 в режимах импульсной разгрузки (ИР), а также ИР с последующим ограничением мощности, отработаны и реализованы алгоритмы работы ИР, изменения в настройки параметров ИР;

- по результатам теплогидравлических испытаний верхнего блока реактора реализованы мероприятия, повышающие надежность и ресурс работы элементов

7

ВБ, предложена обобщающая опытные данные зависимость, описывающая температуру элементов ВБ в стационарных и переходных режимах, включая режимы без охлаждения ВБ, позволяющая определить температуру ответственных узлов оборудования ВБ путем измерения штатных параметров РУ при эксплуатации;

- выявлен ряд процессов, не предусмотренных проектом и влияющих на ресурс оборудования, определены и отработаны рекомендации и мероприятия по оптимизации условий эксплуатации соответствующих узлов;

- на ряде энергоблоков АЭС реализована методология, порядок и процедуры обследования и ввода в эксплуатацию оборудования после длительного простоя и хранения.

Автор защищает:

- разработку актуальной научно-технической проблемы регулирования и оптимизации процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС;

- разработку и реализацию структуры и системы регулирования процесса ввода в эксплуатацию;

- разработку и реализацию концепции оптимизации натурных испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС, включающей использование возможностей процесса ввода в эксплуатацию для решения научно-технических задач путем натурных исследований;

- разработку математической модели процесса ввода в эксплуатацию, основанной на вероятностном подходе к планированию ввода в эксплуатацию.

- разработку методологии идентификации и оценки рисков при вводе энергоблока в эксплуатацию и их влияния на сроки ввода в эксплуатацию;

Личный вклад автора. Все основные научные результаты диссертационной работы получены лично автором. Вклад автора в работы, выполненные в соавторстве и включенные в диссертацию, состоит в обосновании тематики и постановке задач, руководстве и непосредственном участии в их выполнении, анализе, интерпретации полученных результатов, формулировании выводов, заключений и предложений по внедрению.

Апробация работы. Отдельные результаты были защищены в кандидатской

диссертации «Разработка и внедрение кондуктометрического метода измерения

парораспределения в парогенераторе реакторной установки ВВЭР» (г. Москва, МЭИ,

1982г.). Диссертационная работа была рассмотрена научно-техническим советом

8

Атомтехэнерго, материалы диссертации обсуждались на технических совещаниях и семинарах в Министерстве (других правительственных органах) по атомной энергии, концерне «Росэнергоатом», на различных АЭС в нашей стране и за рубежом, в ОКБ «Гидропресс», ЗАО «Атомстройэкслорт», ВНИИАЭС, Московском энергетическом институте, Атомтехэнерго. Основные результаты по отдельным разделам докторской диссертации докладывались и обсуждались на 8-й Всесоюзной конференции «Двухфазный поток в энергетических машинах и аппаратах» (Ленинград, 1990г.), 4-й международной научно-техничесюй конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск, 2005г.), 7-м международном семинаре по горизонтальным парогенераторам (г. Подольск, 2006г.), 5-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск, 2007г.), 6-й международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (г. Москва, 2008г.).

Публикации. По материалам диссертации опубликовано 37 печатных работ, в том числе 18 публикаций в ведущих рецензируемых изданиях и 1 монография.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения и списка использованной литературы из 180 наименований. Общий объем диссертации 281 стр., включая 63 рисунка и 24 таблицы.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ Во введении обоснована актуальность рассматриваемой проблемы, сформулирована цель работы, изложено ее краткое содержание, приведены положения, составляющие новизну работы.

В первой главе выполнен обзор и анализ состояния проблемы регулирования и оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, в том числе:

• содержания работ по вводу в эксплуатацию и испытаний;

• эксплуатационных нагрузок при испытаниях и их влияния на ресурс узлов и элементов;

• целей и условий натурных испытаний при вводе в эксплуатацию;

• критериев оптимальности процесса ввода в эксплуатацию;

• ввода в эксплуатацию оборудования после длительного простоя и хранения;

• оценки надежности оборудования и персонала в условиях нечеткой информации по отказам;

• регулирования ввода в эксплуатацию.

9

При анализе содержания ввода в эксплуатацию рассмотрены последовательность и состав работ по вводу в эксплуатацию, дана характеристика этапов ПНР, условий их проведения и перехода от одного этапа к другому, задач, объектов испытаний, видов испытаний и критериев их успешности.

Обзор подтвердил имевшуюся к началу работы фрагментарность и отсутствие системы в разработке нормативно-методической базы по вводу в эксплуатацию и выявил актуальность исследований в области ее разработки и совершенствования, а также необходимость и актуальность регламентации качества при вводе в эксплуатацию как составной части планируемой и систематически осуществляемой деятельности по обеспечению качества на АЭС в целом и как элемента «культуры безопасности». Отмечена необходимость и актуальность оптимизации испытаний оборудования, учета возможных рисков, влияющих на процесс ввода в эксплуатацию, оптимизации процесса ввода в эксплуатацию в целом.

Выявлено практическое отсутствие разработанных теоретических основ управления процессом ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, за исключением частных задач, относящихся к данному вопросу (критерии оптимальности процесса ввода в эксплуатацию, оценка надежности оборудования и персонала в условиях нечеткой информации по отказам).

Показана необходимость оптимизации натурных испытаний при вводе в эксплуатацию путем расширения использования их возможностей и результатов с целью оптимизации условий эксплуатации и ресурса оборудования и сооружений АЭС, решения отдельных научно-технических задач и проблем, требующих испытаний и исследований в натурных условиях на стадии ввода в эксплуатацию.

На основании проведенных обзора и анализа сформулирована научно-техническая проблема оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС для ее комплексного решения в рамках диссертационного исследования. Предложена обобщенная схема комплексного решения проблемы (рис. 1).

Для разработки определены следующие основные направления, составляющие проблему:

Рис. 1. Обобщенная схема комплексного решения проблемы оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС Примечания: 'Задачи, решенные при участии автора; "Задачи, решенные другими авторами.

- регулирование процесса ввода в эксплуатацию;

- управление процессом ввода в эксплуатацию;

- оптимизация испытаний при вводе в эксплуатацию;

- управление ресурсными характеристиками оборудования при вводе в эксплуатацию.

«Регулирование процесса ввода в эксплуатацию» представляет собой обширную сферу деятельности по оптимизации организации и совершенствованию методик выполнения необходимых мероприятий и работ по вводу в эксплуатацию. Оно включает нормативно-методическое обеспечение ввода в эксплуатацию и управление системой обеспечения качества ввода в эксплуатацию. Нормативно-методическое обеспечение предусматривает создание базовых условий для оптимального производства ввода в эксплуатацию.

«Управление процессом ввода в эксплуатацию» должно опираться на разработку теоретических основ управления процессом ввода в эксплуатацию, учитывающих риски и неопределенности, возникающие в процесое сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока. В результате процесса идентификации и оценки рисков и неопределенностей и разработки мероприятий по снижению отрицательного влияния соответствующих факторов возможно достижение оптимизации продолжительности и затрат на ввод в эксплуатацию.

«Оптимизация испытаний при вводе в эксплуатацию» базируется на обобщенных и систематизированных знаниях об организационных и технологических процессах, сопровождающих ввод в эксплуатацию и о факторах, влияющих на процесс ввода в эксплуатацию. Оптимизация испытаний включает совершенствование объема, состава и последовательности испытаний; совершенствование методик испытаний; решение научно-технических вопросов путем натурных исследований с целью повышения эффективности и расширения использования результатов натурных испытаний при вводе в эксплуатацию.

«Управление ресурсными характеристиками оборудования при вводе в эксплуатацию» представляет собой в большей части результаты разработки технических решений и совершенствования методик испытаний, посредством которых достигается оптимизация условий эксплуатации и ресурса оборудования.

Отдельно выделенная ветвь этого направления включает разработку методологии ввода в эксплуатацию оборудования, подвергнутого моральному и физическому старению вследствие длительного простоя и хранения до ввода в эксплуатацию.

Во второй главе изложены результаты решения автором проблемы создания и развития системы регулирования процесса ввода в эксплуатацию.

Определены цели и задачи регулирования процесса ввода в эксплуатацию путем внесения в этот процесс оптимальной организации, обеспечения единства и взаимосвязи действий по вводу в эксплуатацию, позволяющих осуществить процесс ввода в эксплуатацию наиболее безопасным и экономичным путем с минимально необходимыми материальными и трудовыми затратами, а также минимальными затратами времени и ресурса оборудования.

В результате решения проблемы регулирования процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС под руководством и при непосредственном участии автора были разработаны:

• Структура системы НД по вводу в эксплуатацию (рис. 2).

• Перечень вопросов для их нормирования в системе НД по вводу в

эксплуатацию.

• Базы знаний для разработки и пересмотра НД.

• Комплекс НД различного статуса в области ввода в эксплуатацию.

В рамках системного подхода разработана и практически применена при поточном вводе в эксплуатацию десятков энергоблоков в нашей стране и за рубежом система нормативных документов по регулированию ввода в эксплуатацию, включающая 193 документа различного уровня.

Впервые в нашей стране сформулированы и разработаны основные положения деятельности по обеспечению качества на АС, основанные на рекомендациях руководств МАГАТЭ по безопасности, Система обеспечения качества с разработкой и реализацией программы обеспечения качества при вводе АС в эксплуатацию ПОКАС (ВЭ) (рис. 3) применена при вводе в эксплуатацию энергоблока №1 Ростовской АЭС, энергоблока №3 Калининской АЭС, а также Тяньваньской АЭС в Китае, с учетом особенностей системы менеджмента качества, принятой в этой стране.

Основные санитарные правила

Законодательный уровень

ЗАКОН ОБ ИСПОЛЬЗОВАНИИ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ

Концептуальный уровень

Нормы ядерной безопасности

Обшиг положения обеспечения безопасности

Нормы радиационной безопасности

Регламентирующий уровень

Требования проектной документация Главного конструктора, генпроекшровщика и заводов-изготовителей

Требования к Требования к Требования к Типовое содержание плана Требования к

сооружению АС эксплуатации систем и программе мероприятий по защите испытаниям

элементов АС обеспечения качества персонала на случай аварий

Методический уровень

Руководства по организации ПНР Требования к персоналу, участвующему в ПНР Требования готовности систем, оборудования и помещений к Руководства и методики по натурным испытаниям Научное и техническое руководство и авторский надзор Требования к оценке стоимости работ Требования н эксплуатационной документации по вводу в эксплуатацию Требования к технической документации по вводу в эксплуатацию Требования к приемке в эксплуатацию

■ / , * / * 1

1-й подуровень

2-й подуровень

Положения об

органах руководства

вводом в эксплуатацию

Требования к подготовке, квалификации и аттестации персонала

Термины Требоваши Типовые

и к объему и программы

опреде- последова- и методики

ления тельности ПНР

ПНР

Прейскуранты

Требования к содержал то отдельных документов

Требования к

отчетной документации

Требования к приемке отдельных этапов и работ

Рис. 2. Структура системы НД по вводу в эксплуатацию.

Рис. 3. Область распространения ПОКАС (ВЭ)

В связи с ужесточением требований по безопасности, изменением экономических, организационных условий функционирования и создания объектов атомной энергетики, введением за прошедший период новой нормативной базы, а также полученным опытом на вновь введённых энергоблоках, сформулированы и

реализуются задачи совершенствования и пересмотра системы документов, регулирующих ввод в эксплуатацию энергоблоков АС.

Перечень вопросов для рассмотрения на нормативно-методическом уровне является открытым и развивается вместе с развитием структуры системы НД. Разработан состав подлежащих пересмотру и новой разработке нормативных документов. Переработка этих документов на базе единых отраслевых стандартов ведется в настоящее время под руководством и при непосредственном участии автора. К настоящему времени разработаны и введены в действие 4 новых СТО.

В третьей главе приводятся основные положения и краткое содержание основных разработанных под руководством и при участии автора системообразующих нормативных документов по основным направлениям регулирования ввода в эксплуатацию:

готовность систем, оборудования и помещений энергоблоков. Технические требования готовности (ТТ-86), введенные в действие в 1986г., определяют строительно-монтажную и технологическую готовность помещений, систем и оборудования энергоблоков с реакторами ВВЭР и РБМК к этапам пусконаладочных работ. В приложениях к ТТ-86 приводятся типовые графики ПНР, перечень этапов пусконаладочных работ, их нормативная продолжительность и укрупненный состав испытаний на этих этапах;

организация пусконаладочных работ на атомных станциях. При разработке введенного в 1986г. «Положения об организации пусконаладочных работ на атомных станциях Минатомэнерго СССР и обеспечении безопасности их выполнения» автором были сформулированы новые, либо уточнены имевшиеся требования к порядку организации и проведения пусконаладочных работ на вновь вводимых энергоблоках АС, к пусконаладочной документации, а также к организационно-техническим мероприятиям по обеспечению безопасности выполнения ПНР;

научно-техническое руководство и авторский надзор. В «Положении о научно-техническом руководстве и авторском надзоре при проведении пусков АС с реакторами типа ВВЭР» определено распределение обязанностей и ответственность организаций (их представителей), осуществляющих научно-техническое руководство пуском АС, а также ГРП и ее председателя. Определены

права организаций и лиц, участвующих в научно-техническом руководстве пуском, в том числе эксплуатирующей организации, разработчиков проектов АС и РУ, научного руководителя проекта, научного и технического руководителей пуска, администрации АС;

генеральный подряд. «Положение о генеральном подряде при проведении ПНР на вновь вводимых энергоблоках АЭС, АТЭЦ, ACT» регламентирует взаимоотношения генподрядчика с действующими и строящимися атомными станциями (заказчиком), их права, обязанности и ответственность при заключении и исполнении договоров на выполнение отдельных видов и комплексов ПНР;

организационно-распорядительная документация является частью пусконаладочной документации, находящейся в нижней ступени иерархии документов, регулирующих ввод в эксплуатацию. В структуру организационно-распорядительной документации включены координационный план ввода в эксплуатацию, программа ввода в эксплуатацию, программа обеспечения качества при вводе блока в эксплуатацию, графики разработки пусконаладочной и эксплуатационной документации, график окончания строительно-монтажных работ и ввода в эксплуатацию энергоблока, сводный график пусконаладочных работ (укрупненный), графики пусконаладочных работ по реакторному, турбинному отделениям, по АСУ ТП и спецкорпусу;

пусконаладочная документация. Для планирования, координации и контроля разработки и согласования пусконаладочной документации автором предложен и реализован на ряде энергоблоков график разработки и согласования пусконаладочной документации, включающий организационно-распорядительную документацию, этапные программы и графики, программы и методики по реакторному, турбинному отделениям, химическому цеху, транспорно-технологическому оборудованию, электротехническому оборудованию, АСУ ТП, радиационному контролю, вентиляции и кондиционированию, системам безопасности, вспомогательному оборудованию, системам теплоснабжения, виброобследованию оборудования и специальным пусконаладочным измерениям;

объем, последовательность и планирование ввода в эксплуатацию. Приведено основное содержание СТО «Пусконаладочные работы на атомных станциях с реакторами типа ВВЭР. Объем и последовательность пусконаладочных работ», разработанного на основе опыта работ автора на последних введенных к этому времени энергоблоках: №1 Ростовской и №3 Калининской АЭС, а также энергоблоках №№ 1 и 2 Тяньваньской АЭС в Китае;

производство и приемка работ по вводу в эксплуатацию. Правила производства и приемки работ по вводу в эксплуатацию впервые были сформулированы под руководством и при непосредственном участии автора в составе комплекта ОСТов на ПНР а затем переработаны и уточнены во вновь выпущенных СТО по пусконаладочным работам. Приемка в эксплуатацию законченных строительством пусковых комплексов энергоблоков АС и объектов пускового комплекса (приемка энергоблока АС в промышленную эксплуатацию) была регламентирована при разработке документа ВСН АС-90;

Приведены результаты разработки и реализации на введенных энергоблоках в нашей стране и за рубежом 4-х уровневой системы планирования работ и оптимизации последовательности этапов и подэтапов ввода в эксплуатацию.

При рассмотрении организационно-распорядительной документации особое внимание уделено внедренным на последних введенных энергоблоках программе ввода в эксплуатацию и программе обеспечения качества при вводе в эксплуатацию.

Отмечена актуальность более детального и современного отражения в нормативной документации по вводу в эксплуатацию вопросов генерального подряда и технического руководства. Приведены реализованные автором структуры технического руководства вводом энергоблока в эксплуатацию и обследованием оборудования после длительного простоя и хранения. Отмечены принципиальные отличия содержания технического руководства и обеспечения функций генерального подрядчика.

В четвертой главе приводятся результаты оптимизации испытаний при вводе в эксплуатацию путем решения автором актуальных научно-технических задач при натурных исследованиях в процессе ввода в эксплуатацию, разработки и

совершенствования методик испытаний, включая разработку и совершенствование средств испытаний.

Исследования уровня и испытания систем измерения уровня в ПГ:

Особенностью горизонтальных ПГ, применяемых в энергоблоках АЭС в ВВЭР, является существенная зависимость влажности генерируемого пара от уровня, что обусловлено горизонтальной компоновкой трубного пучка и корпуса при ограниченной высоте парового пространства. Эта особенность накладывает повышенные требования на системы измерения и поддержания уровня.

Гидростатическим способом, применяемым на действующих АЭС, может быть определен массовый уровень, а для точного определения действительного уровня требуются иные методы измерения, например кондуктометрический.

Посредством разработанного при участии автора кондуктометрического дискретного уровнемера действительного (физического) уровня теплоносителя исследованы профили паросодержания и действительный уровень над трубным пучком парогенератора ПГВ-440 Армянской АЭС (рис. 4).

Установлено, что значение

действительного уровня возле горячего коллектора примерно на 0,2 м больше, чем у холодного и в торце. Граница действительного уровня у горячего коллектора находится на высоте около 0,45 м от трубного пучка. Было показано, что ПГВ-440 имеет существенный запас по сепарационной характеристике и обеспечивает проектную влажность генерируемого пара при нагрузке до 110% номинальной.

0,4 0,3 0,2 0.1 0

У ч /

3 ... у - ( и. V

[1 1

1 1 1 1 1 1 1 1 1

20 40 60 80 ф, % Рис. 4. Профили паросодержания по высоте над трубным пучком: 1-3 - соответственно у горячего коллектора, в торце парогенератора и у холодного коллектора

Для парогенератора ПГВ-1000, исходя из данных по сопротивлению ПДЛ и считая, что сопротивление определяется скоростью выхода пара, коэффициент неравномерности паровой нагрузки на выходе с ПДЛ при номинальной мощности

19

оценивался значением 1,2-1,25 по отношению к среднему значению. При исследовании выравнивающей способности погруженного дырчатого листа ПГВ-1000 кондуктометрическим методом автором получены эпюры парораспределения над ПДЛ, оценка неравномерности по которым дает существенно меньшее значение (1,12), что может говорить о необходимости учета скорости воды в отверстиях ПДЛ при оценке по значению гидравлического сопротивления и о возможном наличии поперечных перетоков пароводяной смеси над ПДЛ, выравнивающих паровую нагрузку над ним.

Проблема измерения уровня в ПГ АЭС с ВВЭР-1000 возникла в связи с реконструкцией внутрикорпусных устройств ПГ, как одного из мероприятий по повышению надежности и ресурса ПГ. Отличия ВКУ ПГ энергоблока №3 КлнАЭС заключаются в следующем: если в ПГ-1,2,3 с «горячей» стороны ПГ в районе «холодного» торца закраина отсутствует, то в ПГ-4 с «горячей» стороны ПГ опущена закраина от дополнительного ПДЛ в районе «холодного» торца.

На парогенераторах блока №3 защитные устройства в виде трубы были установлены на «минусовые» отборы уравнительных сосудов двухкамерных (УСД) до' начала ПНР. Это позволило защитить «минусовые» отборы УСД от динамического воздействия пароводяной смеси с «горячей» стороны ПГ, особенно при отсутствующих закраинах на ПГ-1,2,3. Поэтому точность поддержания уровня во всех ПГ блока №3 на различных уровнях мощности составляла ±20 мм, что лучше проектной величины (±50 мм). При этом разница в показаниях «метровых» и «четырехметровых» уровнемеров имеет характерную зависимость от паросодержания и составляет максимум 30 мм.

Установка закраины с «холодного» торца «горячей» стороны ПГ-4 позволила уменьшить выбросы пароводяной смеси из-под ПДЛ в район расположения минусовых отборов двухкамерных и однокамерных сосудов и повысить точность поддержания уровня в ПГ-4.

При динамических испытаниях на блоке №3 на этапе освоения мощности 100% (Мном проводились наблюдения за поведением уровнемеров ПГ при «сильных» и «слабых» изменениях параметров.

Установлено, что наличие закраины с «горячей» стороны «холодного» днища ПГ значительно улучшает работу уровнемеров в переходном режиме. При этом «четырехметровые» уровнемеры имеют боольшую недостоверность показаний, чем «метровые», при больших скоростях изменения давления в ПГ. Но «четырехметровые» уровнемеры быстрее реагируют на изменение уровня и восстанавливают свои показания, чем «метровые», при снижении скорости изменения давления в ПГ ниже некоторой величины. Это запаздывание связано со временем перетока воды по «минусовой» импульсной трубе «метрового» уровнемера и составило около 10 сек.

При «слабом» изменении параметров - отключении ГЦН-1 на мощности 100% N„om недостоверность в показаниях уровнемеров, как «метровых», так и «четырехметровых», практически отсутствует.

Установлено, что восстановление уровня в ПГ-4, оснащенном закраиной с «горячей» стороны «холодного» днища, носит более плавный характер. Сравнительные испытания ПГ с различными вариантами ВКУ показали преимущество установки закраины с «горячей» стороны «холодного» днища. Данный вариант ВКУ улучшает и сепарационные характеристики ПГ.

В связи с тем, что при динамических режимах с «сильным» изменением параметров в ПГ уровнемеры с базой 1000 мм имеют запаздывание на изменение уровня около 10 секунд, применение их в цепях защит и блокировок неоправдано. Необходимо исследовать возможность переноса защит по повышению уровня в ПГ, привязанных к УСД, на однокамерные уровнемеры.

Для решения актуальных задач повышения надежности коллекторов и теплообменных труб ПГтипа ПГВ-1000 автором выполнен ряд гидродинамических и теплохимических испытаний и исследований парогенераторов:

• На парогенераторах блока №1 Хмельницкой АЭС и блока №5 Нововоронежской АЭС исследованы температурные поля в стационарных и переходных режимах. В большинстве режимов не зафиксировано отклонение температуры водяного объема у коллекторов и вне зоны раздачи питательной воды от температуры насыщения. Проникновение переохлажденных (max до 20°С) по сравнению с температурой насыщения масс питательной воды к нижней части

выходного коллектора отмечалось лишь в режимах при отключении первым ГЦН на петле с термометрируемым ПГ. Длительность переохлаждения не превышала нескольких минут, т.к. примерно после одной минуты после отключения в петле реализуется обратный ток теплоносителя и температура в выходном коллекторе становится больше, чем во входном. Аномальных разверток и пульсаций температур по первому контуру не зафиксировано.

• В соответствии с обобщенными результатами гидродинамических испытаний и исследований на натурных ПГ в период ввода в эксплуатацию с участием автора получена общая картина и параметры циркуляции воды в ПГВ-1000. При теплохимических испытаниях парогенераторов на энергоблоке №1 Хмельницкой АЭС (пробоотборники) и энергоблоке №6 АЭС «Козлодуй» (кондуктометрические датчики солесодержания) с участием автора исследовано распределение концентраций примесей в паропроизводящем объеме ПГ в зависимости от распределения тепловой нагрузки, схемы раздачи питательной воды и внутренней пространственной циркуляции рабочего тела.

При ранее принятой штатной схеме распределения питательной воды в связи с неравномерной паровой нагрузкой трубного пакета и уменьшенной подачей воды в зоне входного коллектора концентрация растворенных коррозионно-активных солей в этом сечении оказывается максимальной и почти в 2 раза превышает среднее солесодержание продувочной воды (рис. 5), по ширине и высоте объема ПГ концентрации меняются менее существенно, чем по длине.

Основой модернизации водопитания и продувки ПГ стали:

- уменьшение зоны раздачи питательной воды и отказ от продувки в зоне раздачи;

- организация «соленого» отсека в одном из торцов ПГ для получения стабильной зоны максимальной концентрации примесей путем перераспределения питательной воды в сторону горячего торца и ликвидации подачи питательной воды на некоторой площади холодного торца;

- смещение координат продувок в торец, где создана зона максимальной концентрации примесей.

£7к Я • -< о-д

А

? Н Е72 Г---

..

ей £73

0 2 4

1 - "колотая* половина ПГ

2 - "горячая" половика ПГ

10

12 ¿д-.м 14

Рис. 5. Распределение удельной электрической проводимости котловой воды в ПГ-1 энергоблока №6 АЭС «Козлодуй»

Для оптимизации распределения концентраций примесей по длине ПГ постоянная продувка должна осуществляться из «соленого» отсека, периодическая продувка должна быть рассредоточена по длине ПГ в целях эффективного удаления нерастворимых примесей.

Последующие исследования автором распределения солей в водяном объеме парогенератора при теплохимичесхих испытаниях ПГ Хмельницкой АЭС с модернизированными системами раздачи питательной воды и продувки показали существенное снижение концентрации растворенных примесей в объеме ПГ, что позволило повысить надежность работы и ресурс коллекторов теплоносителя и труб поверхности теплообмена.

• В результате анализа причин повреждения «холодных» коллекторов ПГ-1 ООО группой авторов, включающей автора настоящей диссертационной работы, предложен новый концептуальный подход к решению проблемы методов расчета прочности, долговечности и остаточного ресурса металла, который работает в сложных условиях нагружения остаточными технологическими, термо- и гидромеханическими напряжениями, ползучести, контакта с коррозионной средой, облучения потоком нейтронов и испытывает одновременное воздействие нескольких повреждающих факторов. Предложен функционал, состоящий из набора

соответствующих детерминированных функций, учитывающий влияние физико-химических факторов, совместно и одновременно воздействующих на общий процесс деградации металла:

WJ^A^F^U^m^X (1)

При переходе к функциям Fjy в явном виде описывающим отдельные

процессы - коррозии, усталости, вибрации, водородного и радиационного охрупчивания, ползучести и др., можно вычислить старение металла, если известны критерии предельного состояния F'"" по каждому из повреждающих факторов.

lim

Так, износ по критерию водородной хрупкости с„ рекомендуется вычислять как отношение накопленного водорода на момент времени расчета к его предельному значению в металле перед разрушением:

(! + *>£» +Ат,)'5 ехр(-<7рЯу)

(1 ~*Ун { ]

Это выражение использовано автором для оценки коррозионно-статической поврежденное™ коллекторов 16-ти замененных парогенераторов.

7V,

Для усталостных износое автор использовал формулу Wz= Е—— (3)

j

при оценке вклада различных факторов в потерю ресурса оборудования РУ вследствие воздействия температурных нагрузок и отработке мероприятий, обеспечивающих проектные условия проведения эксплуатационных режимов.

• На Калининской АЭС с участием автора выполнен комплекс работ по определению динамики распределения ионогенных и поведения нерастворимых примесей при реализации трех основных режимов продувки ПГ, используемых в настоящее время на российских АЭС с модернизированными парогенераторами (Калининская, Балаковская, Волгодонская). Ставилась задача также определить влияние особенностей ВКУ ПГ блока №3 Калининской АЭС на распределение растворимых примеоей в сравнении с ВКУ ПГ Балаковской и Волгодонской АЭС.

При периодической продувке «карманов» и патрубков Ду80 ПГ относительная концентрация натрия по всем пробоотборным точкам объема ПГ-4 блока №3 КлнАЭС не изменяется или изменяется несущественно. Изменение абсолютной

24

массовой концентрации ионов натрия во всех пробоотборных точках можно считать пропорциональным изменению того же показателя в «соленом» отсеке ПГ, т.е. работа «соленого» отсека при периодической продувке днища ПГ в течение 2 ч в смену не нарушается. Аномальные данные по перераспределению солей в объеме ПГ, полученные в результате первого этапа теплохимических испытаний ПГ-2 блока №1 ВоАЭС, не получили подтверждения на ПГ-4 блока №3 КлнАЭС и при повторных испытаниях на ВоАЭС.

Установлено, что при одинаковых суммарных расходах продувки последовательность переключений оказывает на распределение солей в объеме ПГ достаточно умеренное и непринципиальное влияние, т.е. все режимы продувки, используемые на российских АЭС с ВВЭР-1000, являются вполне «рабочими». Поэтому основной упор при выборе конкретного режима продувки должен быть сделан на его «технологичности», т.е. простоте реализации и автоматизации технологических переключений.

В рамках работ по обоснованию возможности участия энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 в нормированном первичном регулировании частоты в настоящее время на первом этапе решается задача участия энергоблока в противоаварийной защите энергосистемы, которая может реализовываться в двух режимах: разгрузка турбогенератора с последующим фиксированным ограничением мощности (ОМ) и импульсная разгрузка турбогенератора с возвратом на исходный уровень мощности (ИР). Если первый режим реализован на большинстве российских АЭС, то к Калининской АЭС, впервые в России, энергосистемой предъявляется требование по участию в противоаварийной автоматике как в части ОМ, так и в части ИР.

При вводе энергоблока №3 Калининской АЭС в эксплуатацию под руководством и при участии автора было выполнено исследование поведения энергоблока при импульсной разгрузке турбогенератора, в процессе которого для оптимизации динамического процесса, достижения проектного автоматического управления блоком в режиме ИР и уменьшения роста давления в главном паровом коллекторе предложены и реализованы: измененная структурная схема действия ИР, алгоритм опережающего открытия БРУ-К по факту срабатывания ИР, для электрогидравлической системы регулирования алгоритм слежения от момента

появления сигнала ИР до момента исчезновения сигнала «БРУ-К активны», внесены изменения в настройки параметров ИР.

На основании опыта теплогидравлических испытаний верхнего блока реактора ВВЭР-1000 разработаны мероприятия, повышающие безопасность и надежность работы РУ: увеличение расхода охлаждающего воздуха через привод СУЗ; вынос «сухой» части каналов нейтронных изменений (КНИ) из воздушного коллектора; перенос штатных термодатчиков на выход ВБ; уплотнение узла крепления прохода приводов СУЗ из воздушного коллектора; ликвидация общего страховочного кольца патрубков крышки реактора; уменьшение гидравлического сопротивления системы охлаждения ВБ путем использования общего кожуха; уменьшение количества фланцевых соединений приводов СУЗ; использование диафрагм в КНИ для уменьшения теплопереноса вдоль канала.

Предложена обобщающая опытные данные зависимость:

описывающая температуру элементов ВБ в стационарных и переходных режимах, включая режимы без охлаждения ВБ, позволяющая определить температуру ответственных узлов оборудования ВБ путем измерения штатных параметров РУ при эксплуатации.

Посредством контроля нагрузок, влияющих на остаточный ресурс оборудования РУ при участии автора выявлен ряд процессов, не предусмотренных проектом и влияющих на ресурс оборудования, определены и отработаны мероприятия, обеспечивающие проектные условия проведения эксплуатационных режимов, в т.ч. обоснованы новые уточненные требования к условиям эксплуатации патрубков подпитки 1-го контура РУ ВВЭР-1000 в стационарных, переходных и динамических режимах, установлены факторы, определяющие отличия в поведении температур патрубюв подпитки 1-го контура.

В пятой главе представлены результаты разработки структуры и модели процесса ввода в эксплуатацию в качестве теоретических оснсв этого процесса.

Дана характеристика состояний процесса ввода в эксплуатацию энергоблока, которые разделены на целевые и нецелевые, и связей между ними. Показано, что переход энергоблока в нецелевое состояние, каковым может являться устранение

(4)

несоответствий, дефектов и отказов разного рода, приводит к увеличению продолжительности работ по вводу в эксплуатацию, изменяет эффективное время выполнения проекта и влияет на сроки ввода энергоблока в эксплуатацию.

Представлена структура и модель графиков ввода в эксплуатацию. На рис. 6 приведен пример связи между графиками разных уровней.

Рис. 6. Пример связи между сетевыми графиками разных уровней.

Для графика более низкого уровня время Т1 является критическим. На графике критический путь обозначен выделенной линией (предполагается, что

Нормативное время Т„оры выполнения директивного графика получается суммированием критических времен графиков нижних уровней. Это время будет затрачено при условии отсутствия неучтенных факторов. Как показывает практика, при сооружении таких сложных объектов, как АЭС, возникает большое количество событий, имеющих случайный характер, которые не могут быть учтены на этапе детерминированного планирования, что показано сравнением типового графика ввода в эксплуатацию энергоблока АС с реактором ВВЭР-1000 и фактических временньЮх затрат на ввод энергоблоков (рис. 7).

Происходящее из-за этих событий увеличение сроков ввода в эксплуатацию следует оценивать с использованием вероятностных методов прогнозирования.

Предложен подход к разработке вероятностной модели планирования ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС, учитывающей риски возникновения отказов

оборудования в реальном процессе проведения работ. Отказы рассмотрены как

27

случайные техногенные и антропогенные события, имеющие одинаковое формально-математическое описание.

ъак »»Й

ф1фж

ЭЛк ОГО

3 I |ОГ

Рис. 7. Сравнение типового графика ввода в эксплуатацию энергоблока АС с реактором ВВЭР-1000 и фактических временны Пх затрат на ввод энергоблоков

Схема процесса ПНР при вводе в эксплуатацию на одном из его этапов изображена на рис. 8.

Полное множество источников возможных отказов на данном (/-том) этапе ПНР

к к — и

Начальное состояние у

V_V

V

Конечное состояние } + 1

О X]

*2

х» Т]

Рис. 8. Схема одного этапа ПНР с отказами.

Каждое событие, приводящее к отказу, имеет вероятностную характеристику

реализации, в качестве которой удобно использовать интенсивность отказов "Щ), то

есть вероятность отказа узла в единицу времени при условии, что в данный момент

28

времени он находится в рабочем состоянии. Если в данный момент времени вероятность нахождения узла в рабочем состоянии есть P(t), то скорость изменения этой вероятности определяется выражением:

]^)=-XP(t) (5)

Реальное время T/t затраченное на проведение данного этапа работ, складывается из нормативного времени Tj и суммарного времени, затраченного на ликвидацию последствий отказов

п

4=1

Построена классификация отказов по их влиянию на процесс ввода в эксплуатацию. Рассмотрены два типа отказов: отказы, которые требуют проведения восстановительных работ и затрат ресурсов, но не приводят к увеличению планового срока работ и такие отказы, которые приводят к увеличению планового срока работ. Наряду с классификацией по времени задержки введена классификация отказов по их влиянию на ресурс оборудования.

Получены выражения для оценки среднего прироста времени в процессе планирования из-за наличия отказов в воде

n

1 =

■kh, (7)

для дисперсии D = M

n n

(8)

i=1

и относительной ширины распределения времен задержки

h'l

ш г? ._

Произведение Х7} представляет собой среднее число отказов всех

источников за весь у-й этап ПНР. Выражение (9) показывает, что при значении

29

числа отказов за период испытаний, составляющем несколько тысяч событий, относительная точность предсказания времени задержки составляет величину порядка 10"2. Это свидетельствует о том, что вероятностный подход в планировании ПНР является адекватным и дает вполне удовлетворительные оценки характеристик реального процесса.

В применении к процессу ввода в эксплуатацию рассмотрены критерии надежности. Коэффициент готовности получен в виде

кг=-лг--(10)

1 + А

ы

Это выражение показывает, что для увеличения коэффициента готовности нужно уменьшить среднюю скорость нарастания потерь времени на ликвидацию последствий отказов оборудования и простои из-за недостатков планирования ПНР.

Коэффициент технического использования

Т1 1

Кт„=--к-=-¡у--Кг (11)

^л

1 i=i

Равенство коэффициентов получается при условии постоянства интегральной интенсивности отказов в течение всего этапа ПНР.

Вероятностная модель отказов позволяет спланировать сверхнормативные расходы С денежных средств на проведение ПНР. В общем случае (в случае существенной зависимости от времени \(t) ) для С получено выражение:

n т<

c=^ctk(t)dt (12)

Аналогичные выражения получены для удельных трудовых затрат и уменьшения ресурса оборудования АЭС в результате сверхнормативного накопления повреждений в процессе ликвидации последствий отказов. Потеря общего ресурса R оборудования атомной станции складывается из потерь ресурса Rt для каждого отказа. Среднее значение уменьшения ресурса находится по формуле

л = (13)

4=1

Дальнейшее рассмотрение модели процесса ввода в эксплуатацию связано с критериями эффективности процесса. В качестве характеристики эффективности ввода в эксплуатацию автор предлагает принять вероятность IV(I) того, что объем пуско-наладочных испытаний необходим и достаточен (оптимален) для надежной, безопасной и экономичной эксплуатации энергоблока.

Для оценки эффективности ПНР рассмотрено влияние выбора стратегии и процедуры ПНР на последующую эксплуатацию энергоблока. С одной стороны, нагрузки на оборудование и время проведения отдельных операций ПНР должны быть по возможности малыми, так как это позволяет сберечь ресурс оборудования энергоблока и сделать процесс ПНР экономичным. С другой стороны, для обеспечения надежности и безопасности эксплуатации энергоблока необходимо в процессе ПНР обеспечить исключение возможности отказов оборудования, приводящих к переходу энергоблока в область режимов с нарушением нормальной эксплуатации и аварийных режимов, для которых характерны нагрузки, значительно превосходящие нормальные эксплуатационные. Поэтому запланированные испытания в процессе ПНР должны предусматривать и нагружение оборудования энергоблока АЭС до уровней, превосходящих нормальные эксплуатационные. Основная цель процедуры заключается в обнаружении и устранении дефектов элементов и узлов оборудования, которые могут привести к отказам в условиях последующей эксплуатации энергоблока.

Общей закономерностью является увеличение интенсивности отказов с ростом внешней нагрузки. Введено понятие о критическом количестве повреждений П*, превышение которого при данном уровне внешнего воздействия ф приводит к мгновенному отказу, что соответствует предельному состоянию данного элемента или узла оборудования. Величина Т14 зависит от интенсивности внешнего воздействия ф на данный элемент конструкции. Типичная зависимость представлена на рис. 9.

ф

ф=ф.

п

Рис. 9. Типичная зависимость критического количества повреждений т), от внешней нагрузки ф

При всех значениях количества повреждений ^<т\ соответствующие элементы и узлы оборудования в данный момент времени с некоторой ненулевой вероятностью будут работать безотказно. При достижении значения Е,=т| возникает детерминированный отказ. Область значений §4<т|4 определяет множество возможных отказов на данном этапе ПНР, которое показано прямоугольником на рис. 9. Интенсивность отказов Л в этой области является функцией ф и Эта функция, как показано на рис. 10 пунктирной линией, является возрастающей с ростом £ и обращается в бесконечность при ^ =

Зависимость интенсивности отказов от числа повреждений вблизи предельного состояния в типичной ситуации хорошо аппроксимируется гиперболой

где А - коэффициент, который должен определяться экспериментально. При удалении от т} в сторону начала координат интенсивность отказов быстро спадает и зависимость Х(£,) приобретает вид

(14)

в

Рис. 10. Зависимость интенсивности отказов Л от числа повреждений § при заданном уровне внешнего воздействия ф. Для надежной работы к-го узла оборудования энергоблока АС очевидно необходимо, чтобы максимум функции располагался на достаточном удалении от %. в области малых , как это показано на рис. 11.

Рис. 11. Распределение для узлов оборудования, функционирующих в режиме, далеком от предельного состояния.

С течением времени количество повреждений растет и распределение по количеству повреждений меняется,т.е. функция распределения становится зависящей от времени ц. При этом с хорошим приближением можно считать, что гауссова экспонента сохраняется, а со временем возрастают ее параметры: среднее значение и дисперсия. Максимум функции //,^1)) смещается в положительном направлении оси как это показано на рис. 12. При этом происходят отказы соответствующего источника, поэтому изображенная на этом рисунке поверхность деформируется таким образом, что она проходит через прямую 0.

Этот процесс приводит к уменьшению ресурса данного элемента или узла оборудования. Вероятность его отказа стечением времени возрастает.

Показанный сценарий отказов позволяет сформулировать ограничение: необходимо, чтобы в элементах конструкции, которые являются источниками отказов, сопровождающихся существенным понижением ресурса элементов, содержалось достаточно мало повреждений, а начальная функция распределения количества повреждений располагалось на достаточно большом удалении от линии предельного состояния. Для этих источников отказов нет необходимости в процессе ПНР нагружать оборудование сверхнормативно.

временем. 34

Если в конструкции имеются источники отказов, у которых функция распределения по числам повреждений располагается в области предельного состояния, как это показано на рис. 13, то для последующей надежной и безопасной работы АС необходимо устранить соответствующие элементы конструкции путем их замены или надежно отремонтировать. Для их нахождения в процессе ПНР целесообразно применить режим перегрузки, при котором резко повышается вероятность отказа.

Рис. 13. Механизм увеличения надежности уязвимых элементов конструкции.

На рис. 13 нижняя горизонтальная прямая изображает эксплуатационную нагрузку на рассматриваемый элемент конструкции. Точка пересечения этой прямой с кривой предельных состояний ф. определяет критическое количество повреждений П> при эксплуатационном уровне нагрузки. Кривая с максимумом изображает плотность вероятности, что рассматрираемый элемент конструкции имеет £ повреждений. Площадь под кривой^ правее точки г}, определяет вероятность немедленного отказа этого элемента конструкции после приложения эксплуатационной нагрузки. Если эта площадь достаточно велика, тб данный элемент будет ненадежным. С течением времени вероятность отказа будет увеличиваться из-за движения функции распределения 8 положительном направлении оси !;. Верхняя прямая изображает нагрузку на рассматриваемый

элемент конструкции в режиме перегрузки. Для этого режима определяется меньшая величина критических повреждений т\п.

В этих условиях возможны два исхода. Первым будет безотказная работа элемента сразу после приложения нагрузки фя. Это будет означать, что число повреждений в данном элементе конструкции меньше т\п. Этот вариант следует признать удачным, так как это будет означать, что число повреждений в данном элементе <т1п, поэтому он будет надежно выполнять свою функцию в процессе эксплуатации энергоблока АС. Зная скорость смещения функции распределения /(с,,/) можно с хорошей точностью предсказать время достижения уровня пэ, что позволит принять обоснованное решение по устранению отказа в процессе эксплуатации РС.

Предложена математическая модель эффективного вложения средств при выполнении ПНР. Получено выражение для функционала среднего значения прироста затрат в виде суммы функций, определяющих различные характеристики процесса ПНР, каждая из которых зависит только от одной переменной, в предположении о независимости отдельных отказов друг от друга.

n у n

С = 2] "кУ '> - СЛ (°)> (X, </, У -к, (0>+/., (16)

V-! 1-1 М

где п=Т к - среднее число отказов от у-того источника. Величина С]

представляет собой дополнительные затраты, связанные с ликвидацией последствий отказа от у-того источника. Эти затраты включают в себя как расходы на ремонт и/или замену элемента оборудования, так и расходы, связанные с задержкой ПНР. Последний фактор приобретает особое значение, если отказ произошел на участке работ, входящих в критически путь сетевого графика.

Помимо стоимостного критерия, учтено влияние источников отказов оборудования, которые представляют опасность для персонала и экологии. Если число таких источников равно I, то минимум функционала стоимости с ограничением вероятности возникновения аварийных ситуаций достигается варьированием следующего функционала

n

n

1,

\

ф=Т^^/А (/> - и Л ^(О-а

норм

(17)

где выражение в скобках, содержащее множитель Лагранжа Ц, учитывает ограничение вероятности возникновения аварийных ситуаций.

В качестве критерия эффективности ПНР автор считает целесообразным принять норму прибыли АС в процэссе ее эксплуатации

где С,1р - цена производимого продукта (электроэнергии) в единицу времени,

С, - затраты на обслуживание электростанции в штатном режиме (в единицу

времени), С, V* - сумма ущерба вследствие отказов в процессе эксплуатации.

Для оптимизации процесса будем полагать, что все величины, стоящие в знаменателе (18) являются некоторыми известными функциями различных характеристик процесса ПНР. Минимизируя функционал (18) по этим переменным, можно планировать процесс ПНР, оптимальный для достижения максимальной нормы прибыли с выполнением условия безопасности функционирования АС.

В шестой главе разработаны вопросы идентификации и оценки рисков, возникающих в процессе сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС и их влияния на длительность этого процесса, в том числе учета и прогнозирования рисков, оптимизации продолжительности ввода в эксплуатацию и затрат на этот процесс.

Приведены примеры рисков, подразделенных на риски, связанные с процессами организации и производства работ (процессные риски) и риски, связанные с несоответствием технического качества результатов работ установленным требованиям, не выявляемые на этапах разработки, проектирования и сооружения энергоблока, являющиеся скрытыми и выявляемыми только в период испытаний (технические риски). Риски первого типа в существенной степени

(18)

М

n

являются управляемыми, для них возможно планирование. Риски второго типа являются вероятностными.

Важнейшее влияние на фактическую продолжительность процесса ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС оказывают отказы и дефекты оборудования, которые следует относить к вероятностным рискам и которые могут приводить к переходу энергоблока в нецелевое состояние.

С другой стороны, важной задачей ПНР в процессе ввода в эксплуатацию является создание условий для полного завершения известного в теории надежности процесса приработки конструкций (рис. 14) и достижения минимальных значений интенсивности отказов в процессе последующей промышленной эксплуатации энергоблока. Эта задача решается во время проведения всевозможных испытаний, когда на системах и оборудовании создаются различные режимы, в том числе предельные, имитирующие нарушение нормальных условий эксплуатации.

М)'

Рис. 14. Упрощенная зависимость интенсивности отказов от времени

V У

А^согы

-ь

»0 I, 12 1

Практическое решение такой задачи показано автором путем анализа отказов и дефектов оборудования при вводе в эксплуатацию энергоблока №3 Калининской АЭС. Дана характеристика интенсивности отказов и дефектов технологического оборудования, оборудования АСУ ТП, а также суммарной интенсивности отказов и дефектов оборудования (рис. 15) на различных этапах и стадиях ввода в эксплуатацию и анализ причин, вызвавших рост и снижение интенсивности.

Сделан ряд выводов и рекомендаций, относящихся к методике выполнения работ по анализу отказов и дефектов оборудования.

Дано сравнение плановой и фактической длительности этапов и подэтапов ввода в эксплуатацию данного энёргоблока, выполнен анализ причин увеличения

продолжительности работ. Даны предложения по ускорению выполнения и улучшению организации ПНР на последующих энергоблоках.

Индивидуальные Обкатка Ревизия Физичес- Энергопуск ОПЭ ППР

испытания РУ РУ кий пуск

С 5

Рис. 15. Суммарный график интенсивности отказов и дефектов оборудования 11' энергоблока №3 КпнАЭС: А-количество отказов в месяц.

Приведены результаты разработки методики экспертной оценки рисков, включающей их идентификацию, качественную и количественную оценки по каждому из направлений: «Проектирование», «Поставки оборудования», «Строительно-монтажные работы», «Ввод в эксплуатацию», «Финансовые ресурсы» в следующей последовательности:

- определение перечня рисков;

- оценка вероятностей наступления событий, вызванных этими рисками;

- определение удельного веса каждого риска;

- расчета балльной оценки наступления риска.

Целью и итогом оценки влияния рисков на сроки ввода в эксплуатацию должны быть разработка комплекса мер по снижению воздействия рисков на проект и оценка рискованности проекта в целом. При практическом приложении методики

проанализировано и оценено влияние рисков на сроки сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока № 1 АЭС «Бушер» в Иране.

На основе анализа опыта, полученного на ряде энергоблоков АЭС, обобщены основные факторы, увеличивающие продолжительность процесса ввода в эксплуатацию и затраты на этот процесс. Предложены мероприятия по уменьшению влияния этих факторов.

Возможное сокращение сроков ввода в эксплуатацию в результате реализации предлагаемых мероприятий рассчитывалось по вышеупомянутой методике прогнозирования увеличения продолжительности сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, вызываемого рисками, путем замены рассматриваемой в методике вероятности наступления рискового события вероятностью исключения этого события.

По указанной методике выполнены экспертные оценки ожидаемого сокращения продолжительности и затрат на выполнение работ по вводу в эксплуатацию в результате реализации предлагаемых мероприятий.

Заключение:

1. Сформулирована и разработана актуальная комплексная научно-техническая проблема регулирования и оптимизации процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АС.

2. Решена проблема создания и развития системы регулирования процесса ввода в эксплуатацию:

• Разработаны структура и состав системы документов, регулирующих ввод в эксплуатацию энергоблоков АС;

• Разработана и внедрена на десятках введенных энергоблоков при поточном вводе в эксплуатацию атомных энергоблоков в нашей стране и за рубежом система нормативной документации для регулирования процесса ввода АС в эксплуатацию, включающая 193 документа различного уровня. В связи с введением новой нормативной базы сформулированы и реализуются задачи совершенствования и пересмотра структуры и состава данной системы.

• Впервые в нашей стране разработана система обеспечения качества при вводе в эксплуатацию на основе программы обеспечения качества при вводе АС в

эксплуатацию ПОКАС (ВЭ). Система применена при вводе в эксплуатацию энергоблока №1 Ростовской АЭС, энергоблока №3 Калининской АЭС, а также Тяньваньской АЭС в Китае, с учетом особенностей системы менеджмента качества, принятой в этой стране;

3. В рамках решения проблемы выбора стратегии и системного планирования процесса ввода в эксплуатацию разработаны теоретические основы управления процессом ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, включающие структуру и модель процесса ввода в эксплуатацию:

• Разработана и реализована на введенных энергоблоках в нашей стране и за рубежом 4-х уровневая система планирования ввода в эксплуатацию;

• Определены возможные целевые и нецелевые состояния процесса и переходы этих состояний в процессе ввода в эксплуатацию;

• Разработана математическая модель процесса ввода в эксплуатацию, основанная на вероятностном подходе к планированию ввода в эксплуатацию, учитывающая техногенные и антропогенные риски возникновения отказов оборудования в реальном процессе проведения работ;

• Построена классификация отказов по их влиянию на процесс ввода в эксплуатацию. Наряду с классификацией по времени задержки введена классификация отказов по их влиянию на ресурс оборудования;

• Получены выражения для оценки среднего прироста времени в процессе планирования из-за наличия отказов, для дисперсии и относительной ширины распределения времен задержки;

• Показано, что поскольку число событий (отказов оборудования за период ввода в эксплуатацию) достаточно велико, вероятностный подход в планировании ввода в эксплуатацию является адекватным и дает вполне удовлетворительные оценки характеристик реального процесса;

• Предложена математическая модель эффективного вложения средств при выполнении ПНР и критерии эффективности ввода в эксплуатацию. Получено выражение для функционала в виде суммы функций, определяющих различные характеристики процесса ПНР, каждая из которых зависит только от одной

переменной, в предположении о независимости отдельных отказов, влияющих на эффективность ввода в эксплуатацию, друг от друга.

4. С целью учета и прогнозирования рисков при вводе в эксплуатацию разработана методика идентификации и экспертной оценки факторов риска, влияющих на сроки сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС. При практическом приложении методики:

• Установлены общие организационные и технические факторы (риски), влияющие на эффективность и оптимальность процесса ввода в эксплуатацию;

• Разработанная методика применена для оценки влияния рисков на сроки сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока №1 АЭС «Бушер», сооружаемого при техническом содействии России

• В результате анализа опыта, полученного на ряде энергоблоков АЭС, установлены основные риски, увеличивающие продолжительность процесса ввода в эксплуатацию и затрат на ввод в эксплуатацию, предложены мероприятия по уменьшению влияния этих рисков, выполнены экспертные оценки ожидаемого сокращения продолжительности и затрат в результате реализации предлагаемых мероприятий.

5. Решены задачи оптимизации испытаний оборудования и сооружений при вводе в эксплуатацию:

• Разработаны и реализованы рекомендации по совершенствованию объема, состава и последовательности испытаний;

• Решены задачи совершенствования методик испытаний и решения актуальных научно-технических вопросов путем сопутствующих натурных исследований при вводе в эксплуатацию:

- исследований уровня и испытаний систем измерения уровня в парогенераторах для разработки рекомендаций по повышению их точности и надежности;

- решения задач повышения надежности коллекторов и теплообменных труб парогенераторов путем гидродинамических и теплохимических испытаний и исследований парогенераторов;

- разработки и применения кондуктометрического метода при исследованиях действительного уровня и солесодержания в парогенераторах;

- разработки концепции прочности металла, основанной на детерминированных моделях роста физических признаков повреждения металла;

- исследования поведения энергоблока, оптимизации динамического процесса и экспериментального обоснования автоматического управления блоком в режиме импульсной разгрузки турбогенератора;

- получена обобщающая опытные данные зависимость, описывающая температуры элементов верхнего блока реактора в стационарных, переходных и режимах без охлаждения ВБ, позволяющая определить температуры ответственных узлов ВБ по измерениям штатных параметров РУ при эксплуатации;

6. Решены задачи управления ресурсными характеристиками оборудования при вводе в эксплуатацию:

• разработаны мероприятия по повышению ресурса парогенераторов;

• разработаны мероприятия, повышающие надежность и ресурс работы элементов верхнего блока реактора;

• определены и отработаны мероприятия, обеспечивающие проектные условия проведения эксплуатационных режимов для наиболее нагруженных узлов РУ;

• разработана и реализована на энергоблоках №№1 и 2 Ростовской АЭС методология ввода в эксплуатацию оборудования после длительного простоя и хранения.

Основные результаты, представленные в диссертации, опубликованы в следующих работах:

1. Э.С. Сааков, С.И. Рясный. Ввод в эксплуатацию энергоблоков АЭС. М., Энергоатомиздат, 2007,496 с.

2. Сааков Э.С., Свистунов Е.П., Дементьев Б.А. Использование электрозондирования для измерения действительного уровня воды в парогенераторе. «Теплоэнергетика». № 5,1982, с. 70-72.

3. Свистунов Е.П., Сааков Э.С., Севастьянов В.П. Дискретный уровнемер физического уровня теплоносителя. «Приборы и системы управления». № 10, 1983, с. 23-24.

4. Э.С. Сааков, С.И. Рясный. Температурный контроль оборудования реакторной установки энергоблока № 6 АЭС "Козлодуй" на этапе горячей обкатки. "Экспресс-информация". Энергетика и электрификация. Серия "Атомные электростанции", выпуск 5. Информэнерго, Москва, 1991, с. 1-8.

5. Э.С. Сааков, С.И. Рясный. Теплогидравлические измерения верхнего блока реактора ВВЭР-1000 АЭС "Козлодуй". "Экспресс-информация". Энергетика и электрификация. Серия "Атомные электростанции", выпуск 7. Информэнерго, Москва, 1991, с. 1-6.

6. Красноухов Ю.В., Сааков Э.С., Тотмянин H.A. Анализ результатов теплогидравлических испытаний элементов верхнего блока установок с ВВЭР-1000. «Тяжелое машиностроение». №6,1992, с. 33-35.

7. Свистунов Е.П., Таранков Г.А., Сааков Э.С., Викин ВА Измерение температурных полей в парогенераторе ПГВ-1000. Тез. докл. 8 Всес. конф. «Двухфазный поток в энергетических машинах и аппаратах», Ленинград, 23-25 окт., 1990.

8. Рассохин Н.Г., Сааков Э.С., Горбуров В.И., Зорин В.М. Параметры двухфазного потока в горизонтальном парогенераторе типа ПГВ-1000. Тез. докл. 8 Всес. конф. «Двухфазный поток в энергетических машинах и аппаратах», Ленинград, 23-25 окт.,

1990.

9. Э.С. Сааков, Е.П. Свистунов и др. Комплексные испытания парогенератора ПГВ-1000. В сб. «Некоторые особенности пуска и эксплуатации АЭС» под общей редакцией Э.С. Саакова. Информэнерго, Москва, 1991.

10.Э.С. Сааков, Е.П. Свистунов и др. Методика расчета распределения растворимых примесей в парогенераторе ПГВ-1000. В сб. «Некоторые особенности пуска и эксплуатации АЭС» под общей редакцией Э.С. Саакова. Информэнерго, Москва,

1991.

11. Ю.В. Козлов, Е.П. Свистунов, Г.А. Таранков, Э.С. Сааков и др. Исследование распределения солей в водяном объеме парогенератора ПГВ-ЮООМ с модернизированными системами раздачи питательной воды и продувки. «Электрические станции». № 9,1991, с. 30-32.

12.Сааков Э.С., Свистунов Е.П., Пикус В.Ю. и др. Исследование выравнивающей способности погруженного дырчатого листа парогенератора ПГВ-1000. «Теплоэнергетика». № 7, 1992, с. 50-55.

13.Сааков Э.С., Котлов В.М. Технология пусконаладочных работ атомных станций. «Труды Моск. энерг. ин-та». № 661,1993, с. 5-10.

14.Абрашов В.А., Горбатых В.П., Морозов A.B., Сааков Э.С. Концепция прочности металла: долговечность. «Вестник МЭИ». № 3,1996, с. 63-71.

15.С.И. Рясный, Э.С. Сааков. Влияние различных факторов на повреждаемость термонапряженных патрубков реакторной установки ВВЭР-1000. // Проблемы ресурса и безопасности энергетического оборудования. Институт машиноведения РАН. М., 1999, с. 86-95.

16.Сааков Э.С., Дерий В.П., Рясный С.И. Особенности ввода в эксплуатацию энергоблока № 1 Ростовской АЭС после длительной консервации. Атомные электрические станции России. Полувековой юбилей: Сб. ст. под общ. ред. О.М. Сараева. Москва, 2004, с. 121-129.

17.Э.С. Сааков, С.И. Рясный, В.П. Дерий. Опыт ввода энергоблоков АЭС в эксплуатацию после длительного простоя и хранения оборудования. Атомные электрические станции. 60 лет атомной промышленности: Сб. ст. под общ. ред. С.И. Антипова. Москва, 2005, с. 55-67.

18. С.И. Рясный, Э.С. Сааков, В.Ф. Терешин. Проверка эффективности регенеративного теплообменника подпитки-продувки 1 контура реакторной установки ВВЭР-1000. «Тяжелое машиностроение». № 1,2005, с. 20-22.

19.С.И. Рясный, Э.С. Сааков, A.B. Козлов, C.B. Мамонтов. Теплогидравлические измерения 1 контура при вводе в эксплуатацию энергоблока № 2 Хмельницкой АЭС. 4-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Сборниктрудов. Подольск. ОКБ «Гидропресс», 2005.

20. Рясный, Э.С. Сааков. Экспериментальное обоснование эксплуатационных условий узлов подпитки 1 контура реакторной установки ВВЭР-1000 при вводе в эксплуатацию. «Теплоэнергетика». № 12, 2005, с. 44-49.

21.С.И. Рясный, Э.С. Сааков, В.П. Дерий. Задачи оптимизации при испытаниях оборудования и сооружений реакторных установок АЭС в период ввода в

эксплуатацию. Атомные электрические станции. 20 лет после аварии на Чернобыльской АЭС: Сб. ст. под общ. ред. С.А. Обозова. Москва, 2006.

22. Э.С. Сааков, В.П. Дерий, Н.Б. Шестаков и др. Исследование поведения энергоблока при срабатывании импульсной разгрузки турбогенератора во время ввода в эксплуатацию блока №3 Калининской АЭС. Атомные электрические станции. 20 лет после аварии на Чернобыльской АЭС: Сб. ст. под общ. ред. CA Обозова. Москва, 2006.

23.Э.С. Сааков, В.П. Дерий, С.И. Кравцов, Н.Б. Шестаков, И.Н. Богомолов. Сравнительные испытания системы измерения уровня парогенераторов с различными вариантами внутрикорпусных устройств. 7-й международный семинар по горизонтальным парогенераторам. Сборник трудов. Подольск. ОКБ «Гидропресс», 2006.

24. Э.С. Сааков, С.И. Рясный, В.У. Хайретдинов. Развитие натурных испытаний при вводе в эксплуатацию реакторных установок АЭС. 5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Сборник трудов. Подольск. ОКБ «Гидропресс», 2007.

25.С.И. Кравцов, Н.Б. Шестаков, Э.С. Сааков, В.П. Дерий, A.A. Березанин. Испытания системы измерения уровня парогенераторов с различными вариантами внутрикорпусных устройств. 5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Сборник трудов. Подольск. ОКБ «Гидропресс», 2007.

26.С.В. Щелик, Н.Б. Шестаков, Э.С. Сааков, В.П. Дерий, A.A. Березанин, Н.Б. Трунов. Сравнительные теплохимические испытания парогенераторов блока 3 Калининской АЭС с использованием дополнительных устройств отбора проб котловой воды. 5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Сборник трудов. Подольск. ОКБ «Гидропресс», 2007.

27.Э.С. Сааков, В.П. Дерий, Н.Б. Шестаков, A.B. Блинов, A.B. Колычев, Г.И. Россиков. Опыт организации, управления, координации и планирования пусконаладочных работ на всех этапах ввода в эксплуатацию блока №3 Калининской АЭС. 5-я

международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Сборник трудов. Подольск. ОКБ «Гидропресс», 2007.

28.Давиденко H.H., Трунов Н.Б., Сааков Э.С., Березанин A.A., Богомолов И.Н., Дерий В.П., Немытов Д.С., Усанов Д.А., Шестаков Н.Б., Щелик C.B. Теплохимические испытания парогенератора энергоблока № 3 Калининской АЭС. «Теплоэнергетика». № 12, 2007, с. 37-46.

29. Сааков Э.С., Рясный С.И., Хайретдинов В.У. Проблемы эффективности натурных испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС. «Электрические станции». № 9, 2007, с. 10-14.

30.Сааков Э.С. Регулирование процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС. «Электрические станции». № 10,2007, с. 2-6.

31. Сааков Э.С. Управление системой обеспечения качества ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС. «Электрические станции». № 1, 2008, с. 39-43.

32. Сааков Э.С., Цыбенко В.М., Рясный С.И. Методика прогнозирования продолжительности сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС с учетом рисков. «Электрические станции». N2 2, 2008, с. 4-8.

33.Э.С. Сааков. Вероятностный подход в планировании ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС. Изв. вузов. Сев.-Кавк. регион. Техн. науки. № 1, 2008, с. 28-31.

34.Э.С. Сааков. Критерий эффективности ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС. Изв. вузов. Сев.-Кавк. регион. Техн. науки. № 6, 2007, с. 75-79.

35.Сааков Э.С., Рясный С.И. Влияние отказов оборудования на процесс ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС. «Тяжелое машиностроение». № 2,2008, с. 2-5.

36.Сааков Э.С., Рясный С.И., Фомин М.Н. Оптимизация продолжительности и затрат на ввод блока АЭС в эксплуатацию. Материалы 6-й международной научно-технической конференции «Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики». Москва. Концерн «Росэнергоатом», 2008.

37.Рясный С.И., Сааков Э.С., Фомин М.Н. Ввод в эксплуатацию блока АЭС: оптимизация продолжительности и затрат. «Электрические станции». № 7, 2008, с. 4-9.

Перечень принятых сокращений и условных обозначений

Введение

Глава 1. Исследование и обоснование актуальности задач по 14 оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС

1.1. Содержание работ по вводу в эксплуатацию

1.2. Эксплуатационные нагрузки при испытаниях и их влияние на ресурс 19 узлов и элементов

1.3. Цели и условия натурных испытаний при вводе в эксплуатацию

1.4. Ввод в эксплуатацию оборудования и сооружений после 29 длительного простоя и хранения

1.5. Оценка надежности оборудования и персонала в условиях нечеткой 33 информации по отказам

1.6. Регулирование ввода в эксплуатацию

1.7. Развитие натурных испытаний оборудования и сооружений при 52 вводе в эксплуатацию

1.8. Основные направления и задачи диссертационного исследования

Глава 2. Создание и развитие системы регулирования процесса ввода в эксплуатацию

2.1. Система документов, регулирующих ввод в эксплуатацию

2.2. Управление системой обеспечения качества ввода в эксплуатацию

2.3. Развитие регулирования процесса ввода в эксплуатацию

Глава 3. Разработка нормативных документов по вводу в эксплуатацию в рамках системного подхода

3.1. Готовность систем, оборудования и помещений энергоблоков

3.2. Организация пусконаладочных работ на атомных станциях

3.3. Научно-техническое руководство и авторский надзор

3.4. Генеральный подряд

3.5. Организационно-распорядительная документация

3.6. Пусконаладочная документация

3.7. Объем, последовательность и планирование ввода в эксплуатацию

3.8. Производство и приемка работ по вводу в эксплуатацию

Глава 4. Оптимизация испытаний при вводе в эксплуатацию

4.1. Исследования уровня и испытания систем измерения уровня в 144 парогенераторах

4.2. Гидродинамические и теплохимические испытания и исследования 156 парогенераторов

4.3. Исследование поведения энергоблока при импульсной разгрузке 181 турбогенератора

4.4. Теплогидравлические испытания верхнего блока реактора

4.5. Контроль нагрузок, влияющих на остаточный ресурс оборудования

Глава 5. Структура и модель процесса ввода в эксплуатацию

5.1. Состояния процесса ввода в эксплуатацию

5.2. Структура и модель графиков ввода в эксплуатацию

5.3. Вероятностная модель планирования ввода в эксплуатацию

5.4. Критерии надежности

5.5. Модель и критерии эффективности ввода в эксплуатацию

Глава 6. Идентификация и оценка рисков при вводе энергоблока в эксплуатацию и их влияния на процесс ввода в эксплуатацию

6.1. Риски при вводе в эксплуатацию

6.2. Влияние рисков на продолжительность процесса ввода в 229 эксплуатацию

6.3. Методика оценки рисков при сооружении и вводе в эксплуатацию 240 энергоблока

6.4. Оценка влияния рисков на увеличение сроков выполнения работ

6.5. Оптимизация продолжительности и затрат на ввод блока АС в 252 эксплуатацию

После периода застоя в развитии атомной энергетики, вызванного Чернобыльскими событиями, благодаря постоянной работе по повышению культуры безопасности, совершенствованию эксплуатации и модернизации оборудования, а также информационно-разъяснительной работе с общественностью, недоверие к этой отрасли в общественном мнении было постепенно преодолено. В настоящее время атомная энергетика переживает настоящий ренессанс во многих странах мира. Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года», утвержденной постановлением Правительства Российской Федерации от 06.10.2006г. № 605 предусмотрено к 2012 году довести темпы ввода новых мощностей АЭС в России не менее, чем до двух энергоблоков в год

Ввод в эксплуатацию энергоблока АЭС является заключительной стадией его создания. Этой стадии предшествуют разработка, проектирование, строительство и монтаж оборудования.

Согласно определению «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций» [1] ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ - это процесс, во время которого системы и оборудование блока АС или АС в целом начинают функционировать и проверяется их соответствие проекту. Процесс включает предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуски, опытно-промышленную эксплуатацию и завершается сдачей АС в промышленную эксплуатацию.

Выполняемые при вводе блока в эксплуатацию испытания должны подтвердить, что системы (элементы), в том числе важные для безопасности, и блок в целом выполнены и функционируют в соответствии с проектом, а выявленные несоответствия задокументированы и устранены.

В международной практике также используется следующее определение ввода в эксплуатацию:

Ввод в эксплуатацию - это все меры и мероприятия, которые должны быть закончены до начала пробной эксплуатации блока, и состоявшие, кроме всего прочего, из функциональных и предэксплуатационных испытаний, измерений, наладочных работ, которые потребуются для оценки работоспособности систем, их поведения при эксплуатации, а также для установления эффективного режима работы и надежности отдельных систем блока и самого блока в целом».

В период ввода блока в эксплуатацию выполняются:

• проверка качества проектирования, изготовления, строительства и монтажа;

• очистка, маркировка, внешний и внутренний визуальные осмотры;

• проверка соответствия систем и оборудования требованиям проекта;

• сравнительный анализ проектных и достигнутых показателей оборудования и систем блока;

• выявление и устранение несоответствий систем и компонентов;

• подтверждение безопасности блока;

• регулировка параметров и уточнение методов эксплуатации;

• сбор данных для обеспечения основной информацией, необходимой для дальнейшей эксплуатации блока;

• проверка готовности эксплуатационной документации;

• контроль готовности эксплуатационного персонала к этапам ввода блока в эксплуатацию;

• обучение и приобретение навыков эксплуатации систем и оборудования блока эксплуатационным персоналом;

1 • проверка внесения в проект блока изменений, выполненных на ранее введенных энергоблоках данного типа по результатам пусконаладочных работ и эксплуатации систем и оборудования.

Ввод в эксплуатацию является завершающим периодом сооружения энергоблока АЭС, во время которого производится наладка систем и оборудования, подготовка их к эксплуатации и собственно ввод в эксплуатацию.

Ввод энергоблока АЭС в эксплуатацию начинается с момента подачи напряжения на потребители собственных нужд энергоблока или АЭС по проектной схеме и передачи из монтажа первой системы, на которой по графику должны выполняться пусконаладочные работы на этапе «Предпусковые наладочные работы».

Пусконаладочные работы являются важнейшей составной частью процесса ввода в эксплуатацию.

Пусконаладочные работы - это комплекс работ по контролю, настройке и испытаниям оборудования, элементов систем, обеспечивающий надежную и безопасную работу, достижение проектных параметров, ввод в эксплуатацию систем, оборудования и энергоблока в целом. К пусконаладочным работам относится весь комплекс работ, выполняемых в период подготовки и проведения индивидуальных испытаний и комплексного опробования оборудования.

Пусконаладочные работы на АЭС осуществляются в два периода:

- подготовительный период пусконаладочных работ, до начала периода ввода энергоблока АЭС в эксплуатацию;

- период ввода энергоблока АЭС в эксплуатацию.

Ввод в эксплуатацию можно подразделить на следующие виды: ввод нового энергоблока после завершения строительно-монтажных работ; ввод в эксплуатацию после длительного простоя и хранения оборудования в связи с приостановкой строительства нового блока; ввод в эксплуатацию после длительного простоя и хранения оборудования в связи с приостановкой эксплуатации энергоблока; ввод блока после модернизации и проведения мероприятий в связи с продлением срока эксплуатации.

В данной работе рассмотрен как ввод в эксплуатацию вновь построенного блока, так и ввод после* длительного простоя и хранения оборудования, который имеет свои особенности.

Ввод после модернизации и проведения мероприятий в связи с продлением срока эксплуатации отличается от обычного пуска в эксплуатацию после проведения ремонта необходимостью проведения испытаний систем, подвергнутых реконструкции и модернизации, и в отдельном рассмотрении не нуждается.

Частные задачи, относящиеся к проблеме оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, решались и решаются различными авторами в течение многих лет. Однако комплексный научный, подход к данной многоплановой научно-технической проблеме в целом не применялся, что приводило к упущениям в разработке ряда важных задач, относящихся к данной проблеме.

Со времени выхода в свет первой'монографии, посвященной пусконаладочным работам на АЗС с ВВЭР [2], прошло более четверти века. Огромный опыт, накопленный за этот период при вводе в эксплуатацию десятков энергоблоков в нашей стране и при техническом содействии нашей страны за рубежом, не был обобщен и изложен в систематизированном виде. Работа [3], посвященная вводу в эксплуатацию, касается работ, выполняемых Главным конструктором * реакторной установки« на. завершающем этапе разработки проекта РУ, включая разработку проектной* пусконаладочной документации и авторский'надзор, и не охватывает многих других работ и вопросов, решаемых в процессе ввода энергоблока. Работа [4] рассматривает вопросы оптимизации условий.эксплуатации реакторных установок, решаемые на стадии ввода в эксплуатацию, и также не является примером комплексного подхода к проблеме ввода в эксплуатацию.

Настоящая работа выполнялась автором' с начала 80-х годов прошлого века и начиналась с решения частных задач. В основу работы положен многолетний личный опыт работы автора по организации, регулированию процесса ввода в эксплуатацию, оптимизации испытаний и процесса в целом и решению, многочисленных научных и технических вопросов и задач, возникавших при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС" [5]. В процессе систематизации и научного обобщения опыта работ по вводу в эксплуатацию автором была выявлена необходимость формулирования и. решения проблемы оптимизации процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС в целом. По мнению автора; данную диссертационную работу следует считать первой работой, содержащей систематизированное и обобщенное решение проблемы оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, основанное на опыте, накопленном за последние десятилетия.

Проблема оптимизации ввода в эксплуатацию в настоящей работе решалась от частного к общему. Основой оптимизации процесса ввода в эксплуатацию стало решение общих организационных и технических вопросов, включающих обеспечение, подготовку, организацию работ, обеспечение безопасности, руководство и управление вводом в эксплуатацию, а также правила допуска, разрешения выполнения, производства, оформления результатов и приемки работ по вводу в эксплуатацию. Ввиду многоплановости проблемы в процессе ее решения была выявлена актуальность создания и разработки (усовершенствования):

• структуры и системы нормативных документов по регулированию процесса ввода в эксплуатацию;

• методологии идентификации и оценки рисков при вводе энергоблока в эксплуатацию и их влияния на сроки ввода в эксплуатацию;

• методик натурных испытаний при вводе энергоблока в эксплуатацию;

• критериев надежности и эффективности испытаний;

• математической модели процесса ввода в эксплуатацию.

Обобщая все вышеуказанные вопросы, можно сформулировать:

Оптимизация процесса ввода в эксплуатацию - это многогранная проблема долгосрочного порядка, включающая обеспечение и повышение безопасности, надежности и экономичности оборудования, оптимальности сроков ввода в эксплуатацию, сбережения ресурса оборудования, экономичности процесса ввода в эксплуатацию.

Результаты исследования поведения энергоблока при импульсной разгрузке ТГ показали, что конечное значение электрической мощности ТГ превышает исходное значение примерно на 10 МВт, что связано с дополнительным открытием регулирующих клапанов перед ЦВД, вызванным работой регулятора частоты (во время действия ИР скорость вращения ротора турбины уменьшилась на 10 оборотов/мин). В связи с этим для регулятора мощности было сформировано дополнительное условие: «Задание задатчика конечной мощности в момент закрытия БРУ-К должно быть не более, чем исходное значение электрической мощности ТГ».

Для оптимизации динамического процесса и уменьшения роста давления в ГПК были проведены дополнительные испытания на остановленной турбине при положении регулирующих клапанов, соответствующем номинальной нагрузке энергоблока. В процессе испытаний фиксировалось время закрытого состояния клапанов во время срабатывания ИР. По результатам испытаний были внесены изменения в настройки параметров ИР. При последующем испытании ИР со сбросом электрической нагрузки ТГ на 450 МВт от исходного значения (1000 МВт) зафиксировано увеличение давления в ГПК до 6,65 МПа (в предыдущем опыте с ИР давление увеличивалось до 6,7 Мпа).

4.4. Теплогидравлические испытания верхнего блока реактора.

Для подержания требуемых температурных условий элементов оборудования и воздушной среды в герметичной части реакторного отделения используются системы принудительной вентиляции. Система вентиляции верхнего блока реакторной установки ВВЭР-1000 предназначена для охлаждения электромагнитов приводов СУЗ, каналов нейтронных измерений (КНИ) и температурного контроля (КТК).

Для охлаждения ВБ серийной РУ В-320 воздух с температурой <60°С из реакторного зала поступает в шестигранные кожухи приводов СУЗ, к КТК и КНИ, нагревается и через шесть вентиляционных коробов размером 500x200 мм направляется в воздушный коллектор, выполненный в виде разомкнутого кольца. Из воздушного коллектора воздух поступает по одному из трех в работающий вентиляционный агрегат. На всасе вентилятора он охлаждается в воздухоохладителе. Проектный суммарный расход воздуха в системе охлаждения ВБ 27 700 м3/ч при ТВХ=60°С, неравномерность расхода воздуха по приводам составляет до 50 м3/ч.

Теплогидравлические испытания ВБ проводятся при вводе в эксплуатацию каждой реакторной установки с целью определения теплогидравлических характеристик тракта охлаждения ВБ и подтверждения их соответствия проектным значениям при фактических условиях сборки ВБ и элементов вентиляции ВБ. Испытания предусматривают проверку температурного режима элементов конструкций верхнего блока, а также контроль температур и распределения расходов воздуха на охлаждение элементов приводов СУЗ (блок электромагнитов, штепсельные разъёмы датчиков КТК и КНИ).

Основные контролируемые параметры ВБ и проектные критерии для реакторной установки В-320 приведены в таблице 4.2.

Испытания проводятся на основных этапах ввода в эксплуатацию в режимах: разогрев первого контура до «горячего» состояния; стационарные режимы в «горячем» состоянии РУ при различных комбинациях работы вентиляционных агрегатов системы охлаждения ВБ; отключение всех вентиляционных агрегатов системы охлаждения ВБ; гидравлические испытания первого контура; стационарные и переходные режимы на различных уровнях мощности РУ; расхолаживание первого контура до 60 °С со скоростью 30 °С/ч и 60 °С/ч.

Целью испытаний с имитацией режимов аварийного отключения систем вентиляции ВБ на подэтапах горячей обкатки оборудования РУ и освоения номинальной мощности является определение допустимого времени перерыва подачи охлаждающего воздуха от систем вентиляции оборудования ВБ.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. В результате проведенных исследований автора обоснована актуальность, сформулирована и решена комплексная научно-техническая проблема оптимизации процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АС.

Определены и разработаны следующие основные направления, составляющие проблему:

- регулирование процесса ввода в эксплуатацию;

- планирование ввода в эксплуатацию;

- оптимизация испытаний оборудования и сооружений при вводе в эксплуатацию;

- управление ресурсными характеристиками оборудования и сооружений при вводе в эксплуатацию.

2. Решена проблема создания и развития системы регулирования процесса ввода в эксплуатацию, в том числе:

• Определены цели и задачи регулирования процесса ввода в эксплуатацию путем внесения в этот процесс оптимальной организации, обеспечения единства и взаимосвязи действий по вводу в эксплуатацию, позволяющих осуществить процесс ввода в эксплуатацию наиболее безопасным и экономичным путем с минимально необходимыми материальными и трудовыми затратами, а также минимальными затратами времени и ресурса оборудования.

• Разработаны структура и состав системы документов, регулирующих ввод в эксплуатацию энергоблоков АС.

• Решена задача разработки и внедрения в рамках системного подхода нормативной документации для регулирования процесса ввода АС в эксплуатацию. Разработана и практически применена на десятках введенных энергоблоков при поточном вводе в эксплуатацию атомных энергоблоков в нашей стране и за рубежом система нормативных документов по регулированию ввода в эксплуатацию, включающая 193 документа различного уровня.

• Впервые в нашей стране сформулированы и разработаны основные положения деятельности по обеспечению качества на АС, основанные на рекомендациях руководств МАГАТЭ по безопасности, Система обеспечения качества при вводе в эксплуатацию с разработкой и реализацией программы обеспечения качества при вводе АС в эксплуатацию ПОКАС (ВЭ) применена при вводе в эксплуатацию энергоблока №1 Ростовской АЭС, энергоблока N23 Калининской АЭС, а также Тяньваньской АЭС в Китае, с учетом особенностей системы менеджмента качества, принятой в этой стране.

• В связи с ужесточением требований по безопасности, изменением экономических, организационных условий функционирования и создания объектов атомной энергетики, введением за прошедший период новой нормативной базы, а также полученным опытом в новых условиях на вновь введенных энергоблоках, сформулированы и реализуются задачи совершенствования и пересмотра структуры и состава системы документов, регулирующих ввод в эксплуатацию энергоблоков АС.

3. Решена проблема выбора стратегии и системного планирования процесса ввода в эксплуатацию, разработаны структура и модель процесса ввода в эксплуатацию:

• Разработана и реализована на введенных энергоблоках в нашей стране и за рубежом 4-х уровневая система планирования ввода в эксплуатацию.

• При анализе процесса ввода в эксплуатацию определены возможные целевые и нецелевые состояния процесса и переходы этих состояний в процессе ввода в эксплуатацию.

• На основании данной характеристики состояний процесса ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС и связей между ними разработана математическая модель процесса ввода в эксплуатацию, основанная на вероятностном подходе к планированию ввода в эксплуатацию, учитывающая техногенные и антропогенные риски возникновения отказов оборудования в реальном процессе проведения работ.

• Построена классификация отказов по их влиянию на процесс ввода в эксплуатацию. Наряду с классификацией по времени задержки введена классификация отказов по их влиянию на ресурс оборудования.

• Получены выражения для оценки среднего прироста времени в процессе планирования из-за наличия отказов, для дисперсии и относительной ширины распределения времен задержки.

• Показано, что поскольку число событий (отказов оборудования за период ввода в эксплуатацию) достаточно велико, вероятностный подход в планировании ввода в эксплуатацию является адекватным и дает вполне удовлетворительные оценки характеристик реального процесса.

• Предложена математическая модель эффективного вложения средств при выполнении ПНР и критерии эффективности ввода в эксплуатацию. Получено выражение для функционала в виде суммы функций, определяющих различные характеристики процесса ПНР, каждая из которых зависит только от одной переменной, в предположении о независимости отдельных отказов, влияющих на эффективность ввода в эксплуатацию, друг от друга.

4. С целью учета и прогнозирования рисков при вводе в эксплуатацию разработана методика идентификации и экспертной оценки факторов риска, влияющих на сроки сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС.

При практическом приложении методики:

• Установлены общие организационные и технические факторы (риски), влияющие на эффективность и оптимальность процесса ввода в эксплуатацию.

• Для учета и прогнозирования рисков разработанная методика применена для оценки влияния рисков на сроки сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока № 1 АЭС «Бушер» в Иране.

• В результате анализа опыта, полученного на ряде энергоблоков АЭС, установлены основные риски, увеличивающие продолжительность процесса ввода в эксплуатацию и затрат на ввод в эксплуатацию. С целью оптимизации продолжительности и затрат предложены мероприятия по уменьшению влияния этих рисков. По указанной методике выполнены экспертные оценки ожидаемого сокращения продолжительности и затрат на выполнение работ по вводу в эксплуатацию в результате реализации предлагаемых мероприятий.

5. Решены задачи оптимизации испытаний оборудования и сооружений при вводе в эксплуатацию.

При решении задач оптимизации натурных испытаний при вводе в эксплуатацию:

• Разработаны и реализованы рекомендации по совершенствованию объема, состава и последовательности испытаний.

• Важным резервом повышения эффективности натурных испытаний при вводе в эксплуатацию определено сопутствующее решение научно-технических задач путем натурных исследований при вводе в эксплуатацию и совершенствование методик испытаний, включающее также совершенствование средств испытаний. Такие исследования отражают личный вклад автора в решение отраслевых научно-технических задач путем выполнения исследований в натурных условиях при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС.

• Решены задачи совершенствования методик испытаний и решения ряда научно-технических вопросов путем сопутствующих натурных исследований при вводе в эксплуатацию:

- исследований уровня и испытаний систем измерения уровня в парогенераторах для разработки рекомендаций по повышению их точности и надежности;

- гидродинамических и теплохимических испытаний и исследований парогенераторов с целью повышения надежности коллекторов и теплообменных труб парогенераторов;

- разработки и применения кондуктометрического метода при исследованиях действительного уровня и солесодержания в парогенераторах;

- разработки концепции прочности металла, основанной на детерминированных моделях роста физических признаков повреждения металла. Предложен функционал, состоящий из набора соответствующих детерминированных функций, учитывающий влияние физико-химических факторов, ранее исключавшихся из расчетов;

- исследования поведения энергоблока при импульсной разгрузке турбогенератора. Для оптимизации динамического процесса, достижения проектного автоматического управления блоком в режиме ИР ТГ и уменьшения роста давления в ГПК предложены и реализованы: измененная структурная схема действия ИР, алгоритм опережающего открытия БРУ-К по факту срабатывания ИР, для ЭЧСР алгоритм слежения от момента появления сигнала ИР до момента исчезновения сигнала «БРУК активны», внесены изменения в настройки параметров ИР;

- теплогидравлических испытаний верхнего блока реактора. Предложена обобщающая опытные данные зависимость, описывающая температуру элементов ВБ в стационарных и переходных режимах, включая режимы без охлаждения ВБ, позволяющая определить температуру ответственных узлов оборудования ВБ путем измерения штатных параметров РУ при эксплуатации;

- контроля нагрузок, влияющих на остаточный ресурс оборудования РУ, выявления процессов, не предусмотренных проектом и влияющих на ресурс оборудования.

6. Решены задачи управления ресурсными характеристиками оборудования при вводе в эксплуатацию:

• разработаны мероприятия по повышению ресурса парогенераторов;

• разработаны мероприятия, повышающие надежность и ресурс работы элементов верхнего блока реактора;

• определены и отработаны мероприятия, обеспечивающие проектные условия проведения эксплуатационных режимов для наиболее нагруженных узлов РУ;

• разработана и реализована на энергоблоках №№1 и 2 Ростовской АЭС методология ввода в эксплуатацию оборудования после длительного простоя и хранения.

1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ - 88/97. НП-001-97). М., 1997. 41 с.

2. Волков А.П., Трофимов Б.А., Игнатенко Е.И., Кучерский Ю.А., Пыткин Ю.Н. Пусконаладочные работы на АЭС с реакторами типа ВВЭР. М., Атомиздат, 1980, 108 с.

3. Денисов В.П., Воронков A.B., Драгунов Ю.Г., Беркович В.Я., Потапов В.И. Ввод в эксплуатацию реакторных установок ВВЭР на АЭС завершающий этап разработки проектов. М.: ИздАТ, 2006, 496 с.

4. С.И. Рясный. Оптимизация условий эксплуатации оборудования и сооружений реакторных установок с водяным теплоносителем. М., Энергоатомиздат, 2006, 464 с.

5. Сааков Э.С., Котлов В.М. Технология пусконаладочных работ атомных станций. «Труды Моск. энерг. ин-та». № 661, 1993, с. 5-10.

6. СТО 1.1.1.03.003.0691-2006. Пусконаладочные работы на атомных станциях с реакторами типа ВВЭР. Объем и последовательность пусконаладочных работ. Концерн «Росэнергоатом», 2006.

7. ОСТ 34-37-791-85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Объем и последовательность ПНР. Общие положения. МэиЭ СССР, 1985.

8. ОСТ 34-37-794-85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Объем и последовательность ПНР. МэиЭ СССР, 1985.

9. Махутов H.A., Каплунов С.М., Прусс Л.В. Вибрация и долговечность судового энергетического оборудования. Л., Судостроение, 1985, 304 с.

10. Установка реакторная В-320. Пояснительная записка. Описание проектных режимов. 320.00.00.00.000 П31, ГКАЭ, ОКБ «Гидропресс», 1979.

11. Дранченко Б.Н., Драгунов Ю.Г., Портнов Б.Б., Селезнев A.B. Экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности оборудования ВВЭР. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004, 640 с.

12. Н.Б. Трунов, С.А. Логвинов, Ю.Г. Драгунов. Гидродинамические и теплохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2001, 316 с.

13. Курт Фишер. Новые системы диагноза и методы испытаний. Доклад на симпозиуме фирмы КВУ. Москва, август 1984г.

14. Gilpin D. Assessing when equipment will need replacing. "Nuclear engineering international", 1987, v. 32, № 396, p. 42-47.

15. Гетман А. Ф. Ресурс эксплуатации сосудов и трубопроводов АЭС. М.: Энергоатомиздат. 2000, 427 с.

16. Гетман А. Ф., Махутов Н. А., Дранченко Б. Н. и др. Способ определения напряженного состояния конструкций энергетического оборудования. Авторское свидетельство № 166205, Б. И., 1996г., №25.

17. Сааков Э.С., Рясный С.И., Хайретдинов В.У. Проблемы эффективности натурных испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС. «Электрические станции». № 9, 2007, с. 10-14.

18. РД-30-0281-01. Положение по управлению ресурсными характеристиками элементов энергоблока АС. Концерн «Росэнергоатом». Москва, 2001.

19. Антонов A.B., Острейковский В.А. Оценивание характеристик надёжности элементов и систем ЯЭУ комбинированными методами, Москва, Энергоатомиздат, 1993.

20. Волков Ю.В. Теоретико-расчетные модели для оценок и обеспечения надежности и безопасности реакторных установок. Изв. ВУЗов: «Ядерная энергетика». №6, 1995.

21. Бешелев С.Д., Гурвич Ф.Г. Математико-статистические методы экспертных оценок. М.: Финансы и статистика. 1980, 199 с.

22. Кендэл М. Ранговые корреляции. М.: Мир. 1978, 345 с.

23. Ю.В. Волков, Д.С. Самохин, A.B. Антонов и др. Автоматизированная информационная система по показателям надежности оборудования и персоналаядерно-опасных производств (АИСПНОП). Отчет о НИР. № гос. per. 0120.0507485/ИАТЭ. Обнинск, 2004, 44 с.

24. Заде Л.А. Понятие лингвистической переменной и его применение к принятию приближенных решений. М: Мир, 1976, 176 с.

25. Zadeh L.A. Fuzzy sets // Information and control. 1965, v.8, p. 338-353.

26. A.H. Аверкин и др. Нечеткие множества в моделях управления и искусственного интеллекта. М: Наука, 1986, 312 с.

27. РД-03-113-94. Положение по организации и проведению экспертизы проектных и других материалов и документации, обосновывающих безопасность ядерно- и радиационно опасных объектов (изделий) и производств (технологий). Минюст РФ. 1994.

28. Костерев В.В. Нечетко-вероятностные модели в задачах анализа и оценки риска. Сборник трудов Всероссийской конференции «Радиационная безопасность человека и окружающей среды». Москва, 2002.

29. А.Е. Аптунин, М.В. Семухин. Модели и алгоритмы принятия решений в нечетких условиях. Издательство Тюменского государственного университета, 2002.

30. Ожегов С.И. Словарь русского языка. М.: Рус. яз., 1984, 797 с.

31. В.А. Сидоренко. Научное руководство в атомной энергетике. «Бюллетень по атомной энергии». № 11, 2001, с. 17-24.

32. Методы и результаты исследований напряженного состояния реакторной установки ВВЭР-1000 при эксплуатации. Серия "Научно-технический прогресс в машиностроении", выпуск 36. Москва, 1992, 116 с.

33. Сааков Э.С. Регулирование процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС. «Электрические станции». № 10, 2007, с. 2-6.

34. Основные правила обеспечения эксплуатации атомных станций (ОПЭ АС). М.: РУССЛИТ, 1995, 304 с.

35. ГОСТ Р ИСО 9000-2001. Системы менеджмента качества. Основные положения и словарь. Госстандарт России, М., 2001, 26 с.

36. Сааков Э.С. Управление системой обеспечения качества ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС. «Электрические станции». № 1, 2008, с. 39-43.

37. СТО 1.1.1.03.003.0690-2006. Пусконаладочные работы на атомных станциях с реакторами типа ВВЭР. Термины и определения. Концерн «Росэнергоатом», 2006.

38. СТО 1.1.1.03.003.0692-2006. Пусконаладочные работы на атомных станциях с реакторами типа ВВЭР. Организация пусконаладочных работ на атомных станциях. Правила производства и приемки. Общие положения. Концерн «Росэнергоатом», 2006.

39. ОСТ 34-37-785-85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Организация ПНР. Типовое положение о государственной приемочной комиссии. МэиЭ СССР, 1985.

40. ОСТ 34-37-787-85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными< энергетическими реакторами. Организация ПНР. Типовое положение о рабочей комиссии. МэиЭ СССР, 1985.

41. ОСТ 34-37-782-85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Общие положения. МэиЭ СССР, 1985.

42. ОСТ 34-37-783-85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Термины и определения. МэиЭ СССР, 1985.

43. OCT 34-37-784-85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Организация ПНР. Правила производства и приемки. Общие положения. МэиЭ СССР, 1985.

44. Э.С. Сааков, С.И. Рясный. Ввод в эксплуатацию энергоблоков АЭС. М., Энергоатомиздат, 2007, 496 с.

45. ТТ-86. Технические требования готовности систем, оборудования и помещений энергоблоков атомных станций с реакторами ВВЭР и РБМК к этапам ПНР (с изменением 1990 г.). МАЭ СССР, 1986.

46. Положение об организации пусконаладочных работ на атомных станциях Минатомэнерго СССР и обеспечении безопасности их выполнения. МАЭ СССР, 1986.

47. Положение о научно-техническом руководстве и авторском надзоре при проведении пусков АС с реакторами типа ВВЭР, сооружаемых по заказам Минатомэнерго СССР (с изменением 1993 г.). МАЭ СССР, 1987.

48. ПНАЭ Г-1-024-90. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89). Госпроматомнадзор СССР, 1990.

49. ВСН АС-90. Правила приемки в эксплуатацию законченных строительством энергоблоков атомных станций. МАЭП СССР, 1990.

50. Положение о генеральном подряде при проведении ПНР на вновь вводимых энергоблоках АЭС, АТЭЦ, ACT. МАЭ СССР, 1987.

51. ОСТ 34-37-807-85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Отчетная документация. Протоколы пусконаладочных работ. МэиЭ СССР, 1985.

52. Типовой график проведения пусконаладочных работ на блоке с реактором ВВЭР-1000. МэиЭ СССР, 1983.

53. Типовой график проведения пусконаладочных работ на блоке с реактором РБМК. МэиЭ СССР, 1979.

54. Сааков Э.С., Дерий В.П., Рясный С.И. Особенности ввода в эксплуатацию энергоблока № 1 Ростовской АЭС после длительной консервации. Атомные электрические станции России. Полувековой юбилей: Сб. ст. под общ. ред. О.М. Сараева. Москва, 2004, с. 121-129.

55. СНиП 3.05.06-85. Электротехнические устройства. Госстрой СССР, 1985.

56. ГОСТ 34.601-90. Автоматизированные системы. Стадии создания.

57. ГОСТ 34.603-92. Виды испытаний автоматизированных систем.

58. СНиП 3.05.05-84. Правила производства и приемки работ. Технологическое оборудование и технологически трубопроводы. Госстрой СССР, 1984.

59. Свистунов Е.П., Сааков Э.С., Севастьянов В.П. Дискретный уровнемер физического уровня теплоносителя. «Приборы и системы управления». № 10, 1983, с. 2324.

60. Сааков Э.С., Свистунов Е.П., Дементьев Б.А. Использование электрозондирования для измерения действительного уровня воды в парогенераторе. «Теплоэнергетика». № 5, 1982, с. 70-72.

61. Дмитриев А.И., Козлов Ю.В. и др. Исследования сепарации пара в парогенераторах АЭС с ВВЭР-440. «Теплоэнергетика». № 12, 1977, с. 23-26.

62. Сааков Э.С., Свистунов Е.П., Пикус В.Ю. и др. Исследование выравнивающей способности погруженного дырчатого листа парогенератора ПГВ-1000. «Теплоэнергетика». № 7, 1992, с. 50-55.

63. A.I. Dmitriev, Ju. W. Kozlov, S.A. Logvinov et al. Separation characteristics of horizontal steam generator. Proceedings of international Seminar of horizontal steam generator modeling. Lappenranta/ Finland, 1991. Vol.1, p. 63-78.

64. Э.С. Сааков, Е.П. Свистунов и др. Комплексные испытания парогенератора ПГВ-1000. В сб. «Некоторые особенности пуска и эксплуатации АЭС» под общей редакцией Э. С. Саакова. Информэнерго, Москва, 1991.

65. Свистунов Е.П., Таранков Г.А., Сааков Э.С., Викин В.А. Измерение температурных полей в парогенераторе ПГВ-1000. Тез. докл. 8 Всес. конф. «Двухфазный поток в энергетических машинах и аппаратах», Ленинград, 23-25 окт., 1990.

66. Сепарационные и тепловые испытания парогенераторов ПГВ-1000 5 блока НВАЭС. Отчет ОКБ «Гидропресс», ВНИИАМ, ВТИ. 1981. Арх.№ 12023.

67. Сепарационные и тепловые испытания парогенераторов ПГВ-1000 1 блока ЮУАЭС. Отчет ВТИ. 1986. Арх.№ 13085.

68. Гуцев Д.Ф. и др. О концентрации растворимых примесей в водяном объеме ПГВ-1000. "Теплоэнергетика", №12,1987, с. 62-63.

69. Э.С. Сааков, Е.П. Свистунов и др. Методика расчета распределения растворимых примесей в парогенераторе ПГВ-1000. В сб. «Некоторые особенности пуска и эксплуатации АЭС» под общей редакцией Э. С. Саакова. Информэнерго, Москва, 1991.

70. Рассохин Н.Г., Сааков Э.С., Горбуров В.И., Зорин В.М. Параметры двухфазного потока в горизонтальном парогенераторе типа ПГВ-1000. Тез. докл. 8 Всес. конф. «Двухфазный поток в энергетических машинах и аппаратах», Ленинград, 23-25 окг., 1990.

71. Н.Б. Эскин, A.C. Григорьев, Л.А. Сиряпина и др. Промышленные теплохимические испытания парогенераторов ПГВ-1000М. «Электрические станции». №4, 1990, с. 27-31.

72. Гидродинамические измерения в парогенераторе №1 блока №6 АЭС «Козлодуй». Е.П. Свистунов, Н.Б. Трунов, С.И. Рясный, Э.С. Сааков и др. Отчет. «Атомтехэнерго». г. Козлодуй, 1992.

73. Ю.В. Козлов, Е.П. Свистунов, Г.А. Таранков, Э.С. Сааков и др. Исследование распределения солей в водяном объеме парогенератора ПГВ-ЮООМ с модернизированными системами раздачи питательной воды и продувки. «Электрические станции». №9, 1991, с. 30-32.

74. Несущая способность парогенераторов водо-водяных энергетических реакторов / H.A. Махутов, Ю.Г. Драгунов, К.В. Фролов и др. М.: Наука, 2003, 440 стр.

75. Абрашов В.А., Горбатых В.П., Морозов A.B., Сааков Э.С. Концепция прочности металла: долговечность. «Вестник МЭИ». №3, 1996, с. 63-71.

76. C.B. Щелик, H.Б. Шестаков, И.H. Богомолов. Выбор и оптимизация режима продувки парогенераторов Калининской АЭС. 7-й международный семинар по горизонтальным парогенераторам. Сборник трудов. Подольск. ФГУП ОКБ «Гидропресс», 2006.

77. Э.С. Сааков, С.И. Рясный. Теплогидравлические измерения верхнего блока реактора ВВЭР-1000 АЭС "Козлодуй". "Экспресс-информация". Энергетика и электрификация. Серия "Атомные электростанции", выпуск 7. Информэнерго, Москва, 1991, с. 1-6.

78. Красноухов Ю.В., Сааков Э.С., Тотмянин H.A. Анализ результатов теплогидравлических испытаний элементов верхнего блока установок с ВВЭР-1000. «Тяжелое машиностроение». № 6, 1992, с. 33-35.

79. С.И. Рясный, Э.С. Сааков. Влияние различных факторов на повреждаемость термонапряженных патрубков реакторной установки ВВЭР-1000. // Проблемы ресурса и безопасности энергетического оборудования. Институт машиноведения РАН. М., 1999, с. 86-95.

80. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Москва, Энергоатомиздат,1989.

81. А. В. Судаков, А. С. Трофимов. Напряжение при пульсациях температур, Москва, Атомиздат, 1980, 63с.

82. С.И. Рясный, Э.С. Сааков. Экспериментальное обоснование эксплуатационных условий узлов подпитки 1 контура реакторной установки ВВЭР-1000 при вводе в эксплуатацию. «Теплоэнергетика». № 12, 2005, с. 44-49.

83. Сааков Э.С., Дерий В.П., Рясный С.И. Особенности ввода в эксплуатацию энергоблока № 1 Ростовской АЭС после длительной консервации. Атомные электрические станции России. Полувековой юбилей: Сб. ст. под общ. ред. О.М. Сараева. Москва, 2004, с. 121-129.

84. С.И. Рясный, Э.С. Сааков, В.Ф. Терешин. Проверка эффективности регенеративного теплообменника подпитки-продувки 1 контура реакторной установки ВВЭР-1000. «Тяжелое машиностроение». № 1, 2005, с. 20-22.

85. Теплообменники технологических систем АЭУ. Технические условия. ОСТ 108.302.01-85.

86. Словарь терминов по оценке событий на АЭС / В.К.Горелихин, И.П.Лазарев, А.Н.Нерсесян. М.: ЦНИИатоминформ, 1992. 44 с.

87. Тевлин С.А. Культура безопасности на АЭС (конспект лекций) // Бюллетень центра общественной информации по Атомной энергии. 1997.№2, с.18-29; №3, с.16-21; №4, с. 25-31.

88. Томаков В.И. Прогнозирование техногенного риска с помощью "Деревьев отказов": Учебн. пособие / Курск, гос. техн. ун-т. Курск, 1997. 99 с.

89. Бондарь В.А., Попов Ю.П. Риск, надежность и безопасность. Система понятий и обозначений // Безопасность труда в промышленности. 1997. №10, с. 39 42.

90. Ястребенецкий М.А., Иванова Г.М. Надежность автоматизированных систем управления технологическими процессами. М.: Энергоатомиздат, 1989. 264 с.

91. Викторова B.C., Кунтшер X., Петрухин Б.П., Степанянц А.С. Relex программа анализа надежности, безопасности, рисков // «Надежность». №4, 2003, с. 42-64.

92. Можаев А.С., Громов В.Н. Теоретические основы общего логико-вероятностного метода автоматизированного моделирования систем. СПб. БИТУ, 2000, 145 с.

93. Методические указания по проведению анализа риска особо опасных промышленных объектов / Ю.А.Додонов, А.С.Решетов, В.И.Ефименко и др. II Безопасность труда в промышленности. 1995. №9, с.38-41.

94. Перелет P.A., Сергеев Г.С. Технологический риск и обеспечение безопасности производства. М.: Знание, 1988. 64 с.

95. Предупреждение крупных аварий: Практическое руководство; Пер. с англ. М.: МП "Рарог", 1992. 256 с.

96. Купер Дж., Макгиллем К. Вероятностные методы анализа сигналов и систем: Пер. с англ. М.: Мир. 1989. 376 с.

97. Э.С. Сааков. Вероятностный подход в планировании ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС. Изв. вузов. Сев.-Кавк. регион. Техн. науки. № 1, 2008, с. 28-31.

98. Вентцель Е.С., Овчаров Л.А. Теория случайных процессов и ее инженерные приложения. М.: Наука. Гл. ред. Физ.-мат. лит., 1991. 384 с.

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

100. Барлоу Р., Прошан Ф. Математическая теория надежности: Пер. с англ. / Под ред. Б.В. Гнеденко. М.: Сов. радио.1969. 537 с.

101. Барлоу Р., Прошан Ф. Статистическая теория надежности и испытания на безотказность: Пер. с англ. И.А. Ушакова. М.: Наука. 1984. 452 с.

102. Серенсен С. В., Когаев В.П., Шнейдерович P.M. Несущая способность и расчет деталей машин на прочность. М.: Машгиз, 1963.

103. Сотсков Б.С. Основы теории и расчета надежности элементов и устройств автоматики и вычислительной техники. М.: Высшая школа. 1970. 272 с.

104. Герцбах И.Б., Кордонский Х.Б. Модели отказов. М.: Советское радио. 1966.

105. Пешее П.Я., Степанова И.Д. Основы теории испытаний на надежность. -Минск: Наука и жизнь. 1972.

106. Дружинин Г.В. Надежность автоматических систем. М.: Энергия. 1977. 536 с.

107. Карташов Г.Д. Принципы расходования ресурса и их использование для оценки надежности. М.: Знание, 1984. с. 51-97.

108. Карташев Г.Д. Модели расходования ресурса изделий электронной техники // Министерство электронной промышленности СССР. Обзоры по электронной технике. Сер. 8. М.:ЦНИИ Электроника. Вып.1. 1977. 76 с.

109. Широков A.M. Надежность радиоэлектронных устройств. М.: Высшая школа. 1972. 272 с.

110. Меламедов И.М. Физические основы надежности (введение в физику отказов). П.: Энергия. 1970. 152 с.

111. Горлов М.И., Королев С.Ю. Физические основы надежности интегральных микросхем: Учебное пособие-Воронеж: Изд-во: Воронежского университета, 1995. 200 с.

112. Дубицкий Jl.Г. Предвестники отказов в изделиях электронной техники. М.: Радио и связь, 1989. 96 с.

113. Бережной В.П., Дубицкий Л.Г. Выявление причин отказов РЭА / Под ред. Л.Г. Дубицкого. М.: Радио и связь, 1983. 232 с.

114. Сыноров В.Ф., Пивоварова Р.П. Параметрическая надежность и физические модели отказов интегральных схем. Воронеж: Изд-во ВГУ, 1983. 152 с.

115. Гаскаров Д.В., Голинкевич Т.А., Мозгалевский A.B. Прогнозирование технического состояния и надежности радиоэлектронной аппаратуры. Под ред. Т.А. Голинкевича. М.: Сов. радио. 1974. 224 с.

116. Погребинский С.Б., Стрельников В.П. Проектирование и надежность многопроцессорных ЭВМ. М.: Радио и связь, 1988. 168 с.

117. Прогнозирование технического состояния систем управления / Ю.Т. Костенко, Л.Г. Раскин Харьков: Основа. 1996. 303 с.

118. Кейджян Г.А. Основы обеспечения качества микроэлектронной аппаратуры. М.: Радио и связь. 1991. 232 с.

119. Надежность и эффективность в технике: Справочник: В 10 т. Т.1: Методология. Организация. Терминология/ Под ред. А. И. Рембезы. М.: Машиностроение, 1986. 224 с.

120. Надежность и эффективность в технике: Справочник: В 10 т. Т.5: Проектный анализ надежности / Под ред. В.И. Патрушева и А.И. Рембезы. М.: Машиностроение, 1988. 316 с.

121. Надежность и эффективность в технике: Справочник: В 10 т. Т. 10: Справочные данные по условиям эксплуатации и характеристикам надежности / Под общ. ред. В.А. Кузнецова. М.: Машиностроение, 1990. 336 с.

122. Сандлер Дж. Техника надежности систем: Пер. с англ. М.: Наука, 1966. 300 с,

123. Диллон Б., Сингх Ч. Инженерные методы обеспечения надежности систем. М.: Мир, 1984. 318с.

124. Касти Дж. Большие системы. Связность, сложность и катастрофы: Пер. С англ. М.: Мир. 1982. 216 с.

125. Ахлюстин В.Н., Новиков Г.А., Щукин В.А. Возможный подход к прогнозам аварии в сложной технической системе // Безопасность труда в промышленности. 1992. №6, с.57-59.

126. Безопасное взаимодействие человека с техническими системами / В.Л.Лапин, Ф.Н.Рыжков, В.М.Попов, В.И.Томаков. Курск: Инфа. 1995. 238 с.

127. Беляев Б.М. Безопасность систем с техникой повышенного риска «Проблемы безопасности при чрезвычайных ситуациях». Вып.4. 1997, с.23 -36.

128. Блинкин В.Л. Методы анализа экзогенных составляющих рисков «Проблемы безопасности при чрезвычайных ситуациях». Вып.З. 1997, с. 18-36.

129. Браун Дэвид Б. Анализ и разработка систем обеспечения техники безопасности: (системный подход в технике безопасности)'/ Пер. с англ. А.Н. Жовинского. М.Машиностроение, 1979. 360 с.

130. Муромцев Ю.Л. Безаварийность и диагностика нарушений в химических производствах. М.: Химия, 1990. 144 с.

131. Мушик Э., Мюллер П. Методы принятия технических решений: Пер. с нем. М.: Мир, 1990. 208 с.

132. Хенли Э.Дж., Кумамото X. Надежность технических систем и оценка риска / Пер. с англ. B.C. Сыромятникова, Г.С. Деминой; Под общ. ред. B.C. Сыромятникова. М.: Машиностроение, 1984. 528 с.

133. Волошин В.В. Прогнозирование ресурса машин и конструкций М.: Машиностроение, 1984.

134. Острейковский В.А. Эксплуатация атомных станций. М., Энергоатомиздат, 1999, 928 с.

135. Волошин В.В. Ресурс машин и конструкций. М.: Машиностроение, 1990.

136. Хевиленд Р. Инженерная надежность и расчет на долговечность / Пер. с англ. Б.А. Чумаченко. М.-Л.: Энергия, 1966. 232 с.

137. Рябинин И.А., Черкесов Г.Н. Логико-вероятностные методы исследования надежности структурно-сложных систем. М.: Радио и связь. 1981.

138. Дэннис Дж., мл., Шнабель Р. Численные методы безусловной оптимизации и решения нелинейных уравнений: Пер. с англ. М.: Мир. 1988. 440 с.

139. ГОСТ 27.002-89. Надежность в технике. Основные понятия. Термины и определения. Госстандарт России, 1989.

140. Э.С. Сааков. Критерий эффективности ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС. Изв. вузов. Сев.-Кавк. регион. Техн. науки. № 6, 2007, с. 75-79.

141. Ожегов С.И., Шведова Н.Ю. Толковый словарь русского языка. М.: Азбуковник, 2003, 940 с.

142. Гольдштейн Г.Я. Стратегический инновационный менеджмент: Учебное пособие. Таганрог: Изд-во ТРТУ, 2004, 267 с.

143. Диллон Б., Сингх Ч. Инженерные методы обеспечения надежности систем. М.: Мир, 1984. 318с.

144. Сааков Э.С., Рясный С.И. Влияние отказов оборудования на процесс ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС. «Тяжелое машиностроение». № 2, 2008, с. 2-5.

145. С.И. Рясный, В.П. Дерий, В.М. Козловцев, В.Ф. Терешин. Испытания регенеративного теплообменника подпитки-продувки 1 контура при вводе в эксплуатацию энергоблока №3 Калининской АЭС. «Тяжелое машиностроение». № 2, 2006, с. 10-13.

146. Сааков Э.С., Цыбенко В.М., Рясный С.И. Методика прогнозирования продолжительности сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС с учетом рисков. «Электрические станции». № 2, 2008, с. 4-8.

147. Оценка рисков инновационного проекта (Фонд ТВН СПб-ГТУ). Статья на сайте www.fasie.ru.

148. Рясный С.И., Сааков Э.С., Фомин М.Н. Ввод в эксплуатацию блока АЭС: оптимизация продолжительности и затрат. «Электрические станции». № 7, 2008, с. 4-9.