автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Система расчетно-экспериментальной диагностики состояния активной зоны ECRAN 3D

Но, правах рукописи

Соловьев Денис Алексеевич

Система расчетно-экспериментальной диагностики состояния активной зоны ECRAN 3D

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности

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

Автор:

1 о ЯНВ 2013

Москва 2012

005048277

005048277

Работа выполнена в Национальном исследовательском ядерном университете «Московский инженерно-физический институт»

Научный руководитель кандидат физико-математических наук

Семенов Андрей Артемьевич, НИЯУ МИФИ

Официальные оппоненты доктор физико-математических наук

Загребаев Андрей Маркоянович НИЯУ МИФИ

кандидат технических наук Алексаков Александр Николаевич ОАО "НИКИЭТ"

Ведущая организация Открытое Акционерное Общество

"Всероссийский Научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" (ОАО "ВНИИАЭС")

Защита состоится 16 января 2013 года в 15 час 00 мин. на заседании диссертационного совета Д 212.130.04 НИЯУ МИФИ по адресу: 115409, Москва, Каширское шоссе, 31, тел: 323-91-67.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЯУ МИФИ.

Автореферат разослан 14 декабря 2012 года.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенном печатью организации, по адресу НИЯУ МИФИ.

Ученый секретарь диссертационного совета, д.ф.-м.н., профессор '-V И.И. Чернов

Общая характеристика работы

Актуальность темы

Диссертация посвящена разработке системы диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных ядерного реактора. Своевременное обнаружение технических неисправностей, отказов оборудования и ошибок в системе информационного обеспечения необходимо для обеспечения безопасности, надежности и эффективности эксплуатации АЭС и ядерной энергетики в целом. Постоянное совершенствование оборудования АЭС требует постоянного проведения работ по его охвату диагностическими системами, что делает тему данной диссертации актуальной.

Цели и задачи диссертационной работы

Целью диссертационной работы явилась разработка качественно нового функционального элемента информационной поддержки действующих ЯЭУ - системы непрерывной расчетно - экспериментальной диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных реакторной установки.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

• разработаны новые алгоритмы системы расчетно - экспериментальной диагностики оборудования и системы математического обеспечения состояния активной зоны;

• достигнут качественно новый уровень диагностики за счет перехода к трехмерным моделям нейтронно-теплогидравлических процессов;

• программно реализована система расчетно-экспериментальной диагностики ECRAN 3D;

• созданное программное средство внедрено на объектах атомной промышленности: Курской АЭС, Смоленской АЭС;

• проведена расчетно-экспериментальная верификация и выработаны рекомендации по эффективному использованию созданной системы в реальных условиях эксплуатации реакторной установки.

2

Научная новизна работы

• Впервые разработаны алгоритмы диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных реакторной установки, использующие трехмерные нейтронно - теплогидравлические модели для повышения чувствительности.

• Реализован новый подход к идентификации нарушений на основе трехмерных шаблонов отказов.

• Разработаны новые подходы к повышению скорости работы диагностических алгоритмов, основанные на пространственной локализации возмущения при возникновении отказа.

• Получены новые результаты тестирования разработанной системы в условиях действующих энергоблоков с РБМК-1000.

Практическая ценность работы

Практическая ценность работы заключается в следующем:

• создана расчетно-измерительная система ECRAN 3D, предназначенная для непрерывной диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных реакторов РБМК-1000;

• обеспечен требуемый уровень функционально - технических показателей системы диагностики (набор диагностических параметров и точностных характеристик) с точки зрения эксплуатации ЯЭУ;

• проведена расчетно-экспериментальная верификация и валидация созданного программного средства;

• система ECRAN 3D введена в опытную эксплуатацию на действующих объектах атомной промышленности: Курской АЭС и Смоленской АЭС.

Результаты, полученные лично автором

• Разработаны новые версии алгоритмов системы расчетно - экспериментальной диагностики состояния активной зоны на основе трехмерных моделей нейтронно-теплогидравлических процессов.

• Проведен анализ эффективности использования улучшенных алгоритмов.

• Разработана и реализована система ECRAN 3D.

• Выработаны рекомендации по дальнейшему развитию и практическому использованию разработанной системы диагностики.

Достоверность полученных результатов

Достоверность полученных результатов и выводов обеспечена использованием в основных блоках системы диагностики ECRAN 3D проверенных на практике математических моделей (нейтронно-физических и теплогидрав-лических процессов, датчиков внутриреакторного контроля и органов СУЗ), положенных в основу программ поддержки и сопровождения эксплуатации:

• программа POLARIS, версия 4.2.1 (паспорт аттестации ПС № 231 от 18.09.2007);

• программа ТРОЙКА, версия 7.1 (паспорт аттестации ПС № 228 от

18.09.2007);

• библиотека нейтронно-физических констант БОКР-РБМК комплекса программ ЭНЕРГИЯ (паспорт аттестации ПС № 231 от 18.09.2007);

• программа ПРИЗМА-М-АНАЛОГ, версия 1.6.1 (паспорт аттестации ПС № 214 от 01.03.2006);

• программа ПРИЗМА-М (регистрационный номер №244, дата выдачи

23.09.2008).

Апробация работы

Основные результаты диссертации докладывались на следующих научных семинарах, конференциях и совещаниях:

• Научная сессия НИЯУ МИФИ - 2010, 2011, 2012;

• 22-ой и 23-ий отраслевой семинар «Нейтронно - физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника-2011, 2012)»;

• Совещание в ОАО «Концерн Росэнергоатом»- 2012;

• Семинар в инженерном центре 360 ОАО «ВНИИАЭС»- 2012;

• Школа-семинар по проблемам физики реакторов «Волга-2012».

Публикации

По теме диссертации опубликовано 8 работ, включая 3 статьи в реферируемых журналах из списка ВАК РФ.

Основные положения, выносимые на защиту

1. Новые версии алгоритмов системы расчетно - экспериментальной диагностики состояния активной зоны на основе трехмерных моделей нейтронно-теплогидравлических процессов и трехмерных шаблонов отказов.

2. Система ECRAN 3D непрерывной диагностики состояния активной зоны РБМК-1000.

3. Результаты верификации системы ECRAN 3D. Структура и объем работы

Диссертация состоит из списка иллюстраций, списка таблиц, обозначений и сокращений, общей характеристики работы, введения, 3 глав, заключения, 2 приложений и списка литературы, включающего 111 источников. Общий объем работы составляет 91 страницу, содержит 23 рисунка и 1 таблицу.

Основное содержание работы

В настоящее время достигнут значительный прогресс в понимании физических основ поведения ядреных реакторов. Разработаны программы, позволяющие детально описывать отдельные процессы, происходящие в реакторной установке (РУ). Однако даже такого мощного инструментария не всегда бывает достаточно для быстрого и эффективного решения задач, возникающих при эксплуатации АЭС. Одной из таких задач является задача непрерывного мониторинга и диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных реакторной установки.

Для активных зон АЭС с РБМК-1000 к 2000 году была разработана методика расчетно-экспериментальной диагностики. Основываясь на этой методике была реализована программа ECRAN (Experimental & Calculational Reactor ANalisys), предназначенная для непрерывного контроля измерительных данных, поступающих от системы внутриреакторного контроля, и своевременного выявления отказов оборудования, а так же ошибок в исходных данных программ сопровождения эксплуатации ЯЭУ.

Однако, как это часто бывает, если программа не является достоянием сообщества специалистов, которое непрерывно бы поддерживало и совершенствовало ее работоспособность, то программа устаревает и через какое-то время становится неработоспособной. К сожалению, такая судьба постигла и программу ECRAN.

Тем не менее, реализованная в программе методология диагностики и алгоритмы не были утеряны, а возможность живого контакта с авторами и разработчиками позволила восстановить и развить заложенный в методику научный потенциал. Использование современных кодов, методов и подходов к разработке программного обеспечения сделало программу диагностики работоспособной под современными операционными системами на современной компьютерной технике.

В процессе выполнения диссертационной работы была создана расчетно-измерительная диагностическая система ECRAN 3D. Ее алгоритмы основаны на предположении, что все практически значимые неисправности и нарушения могут быть зарегистрированы путем выявления несоответствия между измеренными данными системы внутриреакторного контроля и

расчетными данными, полученными с использованием программных средств,

6

описывающих поведение установки.

Большинство ошибок и неисправностей, возникающих в ходе эксплуатации реактора, оперативно выявляются персоналом АЭС без использования дополнительных средств диагностики, поскольку они фиксируются с помощью штатной системы контроля РУ. Своевременное обнаружение других неисправностей штатными средствами оказывается невозможным, поскольку штатные средства ориентированы на проведение диагностики, основанной только на данных о текущем состоянии, и, вследствие требований независимости подсистем, не используют комплексные математические модели установки.

Характерными примерами таких ошибок и неисправностей для РБМК являются:

• ошибочное значение типа загружаемой TBC;

• недостоверное значение энерговыработки TBC;

• неверное показание положения стержня СУЗ;

• неверное показание или выход из строя внутриреаторного датчика

(ВРД);

• частичный или полный выход из строя расходомера;

• неверная регистрация положения запорно-регулирующего клапана (ЗРК);

• потеря целостности гильзы кластерного регулирующего органа (КРО).

Все перечисленные выше ошибки и отказы можно трактовать как возмущения параметров математической модели реакторной установки, порождающие наблюдаемый сигнал рассогласования - расхождение между расчетными и измеренными данными. Из физических соображений понятно, что каждый тип возмущения порождает характерную "пространственно-временную" форму сигнала рассогласования. Предлагаемая система диагностики ECRAN 3D основана на математически корректной процедуре обработки этого сигнала и позволяет решить следующие важные с точки зрения

безопасности, надежности и экономичности задачи:

7

• регистрация факта и времени возникновения возмущения;

• локализация возмущения (определение номера канала, координаты по высоте активной зоны);

• определение типа возмущения.

Для обеспечения требуемого уровня точности, оперативности и надежности в системе диагностики применяются штатные программы поддержки и сопровождения эксплуатации РВМК-1000, входящие в состав комплекса ЭНЕРГИЯ (POLARIS, ТРОЙКА) и разработанные в центре 360 ОАО "ВНИ-ИАЭС".

Разработанная система ECRAN 3D применима при работе реактора РБМК-1000 в энергетическом режиме на стационарном уровне мощности.

Описание алгоритма

Алгоритм системы диагностики ECRAN 3D работает в циклическом режиме и состоит из нескольких блоков, которые выполняются в следующей последовательности (рис. 1).

Прием данных осуществляется в начале каждого цикла работы алгоритма диагностики. Для этого производится автоматическая обработка базы данных ИИС СКАЛА-МИКРО. Данные принимаются в объеме, необходимом для проведения расчетов по программам комплекса ЭНЕГРИЯ (рис. 2).

Предварительная проверка проводится для отсечения случаев попадания в систему диагностики ложных данных, которые не связаны с реальными отказами реакторного оборудования, а возникают непосредственно в самой информационно-вычислительной среде по разным (случайным или характерным для этой системы) причинам. Предварительное тестирование данных проводится в виде сравнения результатов расчетов по программам ПРИЗМА-М и ПРИЗМА-М-АНАЛОГ (рис. 3).

Важной особенностью для АЭС с энергоблоками типа РБМК является возможность проведения операции перегрузки технологических каналов без остановки реактора. Однако в настоящее время в базе данных о состоянии энергоблока информации о промежуточном положении TBC в активной зоне нет, поэтому из-за невозможности проведения корректного нейтропно-

8

Рис. 1. Блок-схема алгоритма системы диагностки ECRAN 3D

| БД диагностики I

Рис. 2. Блок-схема потоков данных системы диагностики ECRAN 3D

физического расчета в алгоритме диагностики предусмотрена пауза в работе на время перегрузки.

Нейтроныо-физический расчет проводится с использованием аттестованных штатных программ поддержки и сопровождения эксплуатации РБМК-1000 (POLARIS, ТРОЙКА). Для того, чтобы эти программы могли быть использованы для целей диагностики, в их код были внесены сервисные дополнения, позволяющие осуществлять выгрузку необходимых для диагностики функционалов: измеренные, расчетные и восстановленные значения мощностей в местах расположения ВРД, поправки к сечениям генерации

. ЙИС: 5; : ' .СКАЛА--МИКРО'

КОМПЬЮТЕР ОЯБиН

СУЗ, Расход, ВРД ПРИЗМА-М

>■ СУЗ, Расход, ВРД ;

.....:; т

ПРИЗМА-М-АНАЛОГ

Мощность Линейная нагрузка Козф. запаса

СРАВНЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ

Мощность Линейная нагрузке Коэф. запаса

Рис. 3. Блок-схема алгоритма предварительной проверки данных

(feW ~ поправочный коэффициент к источнику нейтронов, обеспечивающий согласие расчетной модели с показаниями радиальных и высотных датчиков контроля энерговыделения, выбранный таким образом, что для скорректированной расчетной модели коэффициент размножения равен единице):

(-VDiV + Eai + £12) ■ щ = ¿е(г) ■ (г^Е/2 • У2 ■ <pi),

(-VD2V + £а2) • <р2 = (!)

(i/E/2 • ¥>2 + ' <Pl) ' dr — Q.

Все обозначения в формулах 1 являются общепринятыми.

Использование <5е(г) связано с тем, что для физически больших реакторов, каким является РБМК, характерна высокая чувствительность распределения энерговыделения к неопределенности в нейтронно-физических сечениях и исходных данных для расчетной модели (например, положения стержней СУЗ и энерговыработки TBC). Кроме того, в штатной системе контроля РБМК-1000 отсутствует трехмерный контроль покаиальных энерговыработок, поэтому для повышения точности расчета производится или корректировка нейтронно-физических сечений, или корректировка трехмерных энерговыработок с учетом показаний дискретно расположенных внутриреактор-ных датчиков.

Особенности восстановления для целей диагностики. Восстановление трехмерного поля энерговыделения по программе POLARIS осу-

10

ществляется посредством аппроксимации сигналов ВРД результатами физ-расчета.

По сравнению с обычной процедурой восстановления по POLARIS, в диагностическом режиме расчета квантили отбраковки сигналов ВРД по завышению и занижению сильно увеличены. В результате датчикики с сильными отклонениями не бракуются, а используется в процедуре восстановления, что позволяет в дальнейшем получить информацию о возмущении.

Затем проводится итерационная процедура, целью которой является перестройка поля в местах без ВРД. При этом должно быть выполнено условие критичности. В качестве параметра настройки в данном случае выступают поправка к сечениям генерации.

Перед проведением фильтрации формируется сигнал рассогласования. Сигнал рассогласования <5 содержит следующие массивы данных:

где 6 - сигнал рассогласования, Wfazm - измеренные мощности в местах рас-

- мощности ВРД-В, полученные после восстановления; <5е - поправки к сечениям генерации.

Системой диагностики одновременно анализируется нескольких компонент сигнала рассогласования." <5,-, ¿а., В результате, в случае наличия возмущения неизвестной природы, оно оказывается "зажато в клещи" между 6Г, 5ь и <5х, т.е. будет выявлено в какой-то одной или нескольких компонентах сигнал рассогласования.

Пространственно-временная фильтрация осуществляется после проведения нейтронно-физического расчета. Сначала производится пространственная фильтрация. Для этой цели формируется вышеописанный сигнал рассогласования <5, позволяющий в случае наличия, выделить возмущение в пространстве.

gr = Wßizm — Wg.Tasci„ 5h = Wüizm - V^Hrasch,

(2)

(3)

(4)

положения ВРД-Р; 1/Уцгаес)1 - мощности ВРД-Р, полученные после восстановления; И7Шгт - измеренные мощности в местах расположения ВРД-В; ШнгшЛ

Затем проводится временная фильтрация, предназначенная для снижения уровня шумов в компонентах сигнала рассогласования.

Для проведения временной фильтрации, полученные сигналы рассогласования для каждого момента времени вводятся в две последовательные очереди равной длины: А, В (рис. 4).

и

л

м

... г-0 ир™жг-л)-1| щрлЬ

иишал . - _

рассогласования ; первая,очередь ¡ , вторая очередь 6

б Г

(-л-л>1

5л

усредненный сигнал

прост р«1НСТБеИН0 [•" Г! временная ~

усредненный сигнал

АО

рассогласования №1 рассогласования №2

Рис. 4. Блок-схема алгоритма пространственно-временной фильтрации

Сначала осуществляется ввод в очередь А. По мере поступления все новых данных сигнал рассогласования движется к концу первой очереди А и по достижении конца переводится во вторую очередь В. При устаревании данных во второй очереди В они исключаются из области фильтрации. При каждом поступлении новых данных производится усреднение сигналов рассогласования, находящихся в очередях. Для этого каждая очередь обрабатывается усредняющим цифровым фильтром, предназначенным для обработки сигнала с целью повышения отношения полезного сигнала к шуму. Выходом усредняющего фильтра является среднее арифметическое значение поданного на вход набора данных.

Результатом усреднения являются созданные на основе временных очередей два усредненных сигнала рассогласования: После усредне-

ния производится покомпонентное вычитание второго усредненного сигнала из первого:

А5 = 6л - &в- (5)

Таким образом, на выходе получается разница усредненных сигналов рассогласований, называемая пространственно-временной невязкой Д<5 и характеризующая пространственно-временные изменения в состоянии РУ.

12

Исходя из того, что методика диагностики ориентирована на оперативный режим работы с периодичностью проведения диагностики состояния реактора не более 2 часов, размер каждой временной очереди выбран равным 30 минутам.

Пример обработки сигнала датчика по рассмотренному алгоритму фильтрации представлен на (рис. 5).

4

2 С -2 -4

3 2 1 О -1 -2

Выявление и локализация возмущения. Как было показано в работе A.A. Семенова "Развитие методов нелинейной идентификации и мониторинга активных зон ядерных реакторов" оптимальная линейная оценка величины отказа получается по формуле:

Ci = (Д<$, AÖtemplate,-i)> (в)

где Ci - линейная оценка величины отказа с минимальной дисперсией, А6 -пространственно-временная невязка, АÖtemplate,i ~ оптимальный шаблон для отказа типа г.

Шаблон отказа - характерный образец пространственно-временной невязки. Шаблон отказа получается путем вычитания невозмущенного сиг-

Снгнял, отн. ед.

__ Сигнал в отсутствие шум;

Сигнал, отн. ед.

_ Сигнал с наложенным шумом_

jT^T.. *V» V * v ®Vv* T

• f- f W V.'Ä

"ІЦ ■ 4 '......

— Среднее чначенп? ¡r > Верхний предел г Нижний предел «С'игкал

Появление отказа

Сигнал, отн. ед.

„Сигнал после пространственно-временной фшіьтрацші_

Накопление статистики

. . ІОткач чафпкснрован

Появление отказа

Время, с

Среднее чначенне! Верхний предел | Нижний п]>едел s Снгнпл І

Время, с

Рис. 5. Пример обработки сигнала по алгоритму фильтрации

нала рассогласования из возмущенного:

template

'vozm

-l

'nevozm

(?)

II*

'vozm

t,

'nevozm

Следовательно, для работы алгоритмов фильтрации требуется набор шаблонов отказов. И хотя методы фильтрации с использованием шаблонов отказов для трехмерных полей практически не отличаются от методов, применяемых для двухмерных полей, однако с точки зрения программной реализации разница существенна. В двумерном случае количество мест возникновения отказа ограничено количеством устройств, которые могут отказать. При этом предполагается, что форма двумерного поля энерговыделения мало меняется при изменении амплитуды отказа. В трехмерном случае форма поля энерговыделения сильно меняется при изменении амплитуды отказа, поэтому резко растет количество шаблонов, с которыми надо сравнивать отклонения полей. При этом надо учитывать, что шаблон при изменении положения органа регулирования (ОР) СУЗ в этом случае зависит от двух параметров: исходного и конечного положения поглощающего элемента СУЗ. Кроме того, на порядок растет размерность векторов, над которыми производятся операции, что связано с увеличением количества слоев по высоте. Это приводит к усложнению задачи примерно в 100-1000 раз. В результате возникает задача о разработке и реализации новых методов, которых не было в двухмерной версии системы ECRAN, позволяющих минимизировать число применяемых шаблонов без существенной потери точности диагностирования. Поэтому в работе предлагаются упрощенные, но быстродействующие алгоритмы оценки величины отказа, которые далее называются алгоритмами локализации отказов.

Перед тем как начать поиск отказа производится свертка объемного поля поправок к сечениям генерации с высотной форм-функцией

/(г). Результатом такой свертки является плоское поле поправок <5j](х,у), полученное путем суммирования поправок по высоте в каждом топливном канале:

Для повышения избирательности при локализации возмущений различного типа: положение ОР СУЗ, энерговыработка, и др., можно использо-

вать высотные форм-функции различного вида. Примеры высотных форм-функций для различных типов отказов представлены на (рис. 6).

1.0 0.8 0.15 и.4

О

Рис. 6. Примеры высотных форм-функций для разных типов возмущений (для лучшего представления форм-функции смещены по горизонтальной

оси)

После свертки с высотной форм-функцией, производится анализ компонент пространственно-временной невязки Аб^, где к — 1, ..,п, п - количество элементов в ВРД-Р, ВРД-В и в свернутых поправках к сечениям генерации. Для этого за каждой производится постоянное наблюдение, в ходе которого Д<г сравнивается со своими индивидуальными порогами чувствительности.

Если обнаружен факт превышения порога чувствительности, то производится локализация места возмущения. С этой целью в плоском поле поправок к сечениям генерации 6^{х,у) выделяется место с максимальным по величине отклонением от среднего значения:

(хо,Уо) = агдтах[(6т{х,у) - ¿е(ж,2/))2]- (9)

После этого в активной зоне выделяется квадратная полиячейка размером 9x9 каналов с центром, расположенным в месте максимального возмущения (хо,уо). Для кан&дов, образующих полиячейку, проводится идентификация типа возмущения.

пц , ста.ед-

Идентификация возмущения производится в случае, если обнаружено заметное возмущение свойств активной зоны и это возмущение локализовано. Для этого пространственно-временная невязка AS сравнивается с набором шаблонов отказов. Процедура сравнения основана на скалярном перемножении двух векторов - невязки и шаблона; при этом получается число Cij, отражающее величину совпадения состояния РУ с шаблоном отказа:

d.j = (А5, A5tcmpiatc.ij). (10)

Далее, среди всех C{j выбирается максимальное значение:

Стах = max[||Cjj||]. (И)

Таким образом, сопоставляя Стах и Д5template,i,j, определяем место возмущения и его тип.

Снижение уровня шума. Для устранения из пространственно-временной невязки характерных компонент шума был использован подход на основе базиса главных компонент (БГК).

Что такое БГК рассмотрим на примере задачи о нахождении в некотором банаховом пространстве наилучшего базиса для аппроксимации заданного набора векторов этого банахова пространства. По построению этот базис обладает свойством:

Лг м

~ ->• min, (12)

1=1 к=1

N>M+ 1, I = 1,7V, fc = l,M,

где ж/ - аппроксимируемый набор векторов, ijk - искомый базис (БГК).

Как можно заметить, этот подход эквивалентен применению метода главных компонент или применению в качестве базиса функций канонического разложения. Метод главных компонент также молено встретить в литературе под названием истинное или собственное ортогональное разложение (Proper Orthogonal Decomposition (POD)).

В нашем случае БГК строился на основе пространственно-временных

невязок. Тесты проводились для разных размеров БГК и на разных наборах

16

входных данных. Во всех случаях БГК строился на данных, которые заведомо не содержали ошибок.

Затем применялся подход на основе БГК, позволяющий в случае наличия возмущения, которое не является характерным для набора данных, на которых строился БГК, дополнительно его выделить. Для этого пространственно-временная невязка проецировалась в БГК, шаблоны отказов также проецировались в БГК.

ак = (А5,А?ВСК), (13)

atemplate,i:j = {^template.ij-.^BGK)-

Далее строилась разница между исходными векторами и их проекциями в БГК:

м

Ае = AÔ-J2akA^BGK, (14)

fc=i

M

&£template,i,j = AÔtemplate,i,j ~ aternplatc,ij^BGKi

b= 1

Jfc = h M, Cjj = (Ae,A £template,i,j)-

За величиной Cjj производилось наблюдение.

Результаты расчетных тестов с использованием подхода на основе БГК показали повышение отношения полезного сигнала к шуму на 5-12%. И хотя в настоящее время в системе диагностики ECRAN 3D данный подход не используется вследствие повышения времени расчета и усложнения расчетной схемы, однако он вполне применим для выделения нехарактерных для объекта наблюдения возмущений. Из результатов этих экспериментов можно сделать дополнительный вывод, что используемы нейтронно-физические модели корректно описывают поведение установки.

Выбор порога чувствительности При разработке средств диагностики обычно приходится идти на компромисс между приемлемым уровнем ошибок первого (ложная тревога) и второго рода (пропуск отказа). Зачастую для принятия решения о наличии нарушения используется пороговое значение, которое может варьироваться с целью сделать тест более строгим или,

наоборот, более мягким. Например, повышение чувствительности средства

17

диагностики приведет к увеличению риска ошибки первого рода, а понижение чувствительности - к увеличению риска ошибки второго рода (пропуск отказа).

Для системы ECRAN 3D вопрос о выборе порога чувствительности был решен исходя из оценок стандартного отклонения пространственно-временных невязок, полученных при обработке архивной информации о состояниях энергоблока. При этом была припята нормальная модель распределения шумов измерительной аппаратуры и расчетных данных нейтронно-физических моделей:

p=i

ак =

\

N _

YW - д^)2, (16)

N-р

p=i

Д ¿к.УрЫт ^ д 5к + Мак^ ^

Д<5 к'°пит = Д¥~Мак, (18)

—к

где к - элемент пространственно-временной невязки, Д<5 - среднеарифметическое значение выборки по элементу к, ак - стандартное отклонение, р - элемент выборки, N - размер выборки, М - параметр настройки порога чувствительности системы.

Результаты расчетных исследовании

В рамках работ по теме "Топливоиспользование, новые виды ядерного топлива, ОР СУЗ. Разработка методики и программного обеспечения оперативной диагностики целостности гильз КРО по локальному изменению мощностей топливных каналов в районе расположения КРО" в центре 360 ОАО "ВНИИАЭС" и ОАО "НИКИЭТ имени H.A. Доллежаля" было принято решение разработать и программно реализовать методику оперативной диагностики залива гильзы КРО с использованием программных средств сопровождения эксплуатации.

В ОАО "НИКИЭТ имени H.A. Доллежаля" на базе программного комплекса SADCO был создан программный модуль "Диагностика СУЗ".

В центре 360 ОАО "ВНИИАЭС" было принято решение использовать для диагностики КРО программы комплекса ЭНЕРГИЯ и алгоритм системы ECRAN 3D. В связи с этим перечень отказов, диагностируемых системой ECRAN 3D, был расширен на случай залива водой гильзы КРО.

Примеры поиска залива гильз КРО. Поскольку точностные характеристики диагностической системы должны быть обоснованы расчетными исследованиями, был проведен анализ данных по эксплуатации КРО и информации по нарушениям в работе АЭС, связанным с заливом водой гильз КРО на Курской и Смоленской АЭС.

Для наглядного представления информации, получаемой в процессе анализа архивов эксплуатационных данных АЭС по системе ECRAN 3D, используются величины совпадения пространственно-временной невязки с шаблонами отказа типа залив гильзы КРО:

CKROj = (Aâ,A5template,KROJ)• (19)

Результаты тестирования представлены ниже.

Диагностика состояний 1-го энергоблока Смоленской АЭС. Был проведен поиск нарушения, связанного с заливом КРО 4615, для 1 энергоблока Смоленской АЭС. Нарушение было зафиксировано 10.06.2010. В момент времени 22:21 10.06.2010 на (рис. 7) видно начало фиксации возмущения, связанного с заполнением гильзы КРО водой. В момент времени 23:50 10.06.2010 происходит выход за границы допустимого коридора безотказной работы, свидетельствующий о наличии отказа типа: вода в гильзе КРО 4615.

Для каждого энергоблока порог чувствительности к отказу определяется индивидуально, исходя из характеристик используемой измерительной аппаратуры. При снижении порога чувствительности не только уменьшается время обнаружения отказа, но и может происходить регистрация отказа для соседних КРО. Однако канал с реальным отказом имеет большую интенсивность по сравнению с остальными, поэтому дополнительная регистрация не является недостатком алгоритма, а лишь свидетельствует о том, что район вблизи КРО 4615 заслуживает повышенного внимания.

Диагностика состояний 4-го энергоблока Курской АЭС. Был проведен поиск нарушения, связанного с заливом КРО 3245, для 4 энергоблока Курской АЭС. Нарушение, связанное с появлением воды в гильзе КРО,

было зафиксировано между 14.12.2010 - 15.12.2010. Однако точного времени

19

КРО.4815. ЙТНЯД- Ро|ап5 ЗЛЕЭ!: 4615

Рис. 7. Изменение во времени амплитуды диагностического сигнала, полученного с помощью программ РОЬАШЗ и ТРОЙКА, для САЭС-1 КРО

4615

начала возникновения нарушения не зафиксировано. На архиве данных был произведен поиск отказа. Результаты поиска и последующий анализ архивной информации подтвердили работоспособность предложенного диагностического алгоритма.

В моменты времени 01:55 09.11.2010 на (рис. 8) видно начало всплеска (отмечено черной стрелкой), соответствующее появлению в активной зоне нарушения, связанного с заливом гильзы КРО. В момент времени 02:05 09.11.2010 происходит выход сигнала за границы допустимого коридора безотказной работы. Отказ обнаружен. Время от появления отказа до его обнаружения составило 10 мин.

Диагностика состояний 1-го энергоблока Курской АЭС. Был проведен поиск нарушения, связанного с заливом КРО 3225 для 1 энергоблока Курской АЭС, зафиксированным 22 июля 2010 г. По данным архива в момент времени 07:40 произошло резкое увеличение расхода воды с 5,5 до 8,3 м3/ч в РК СУЗ 3225 (КРО). В моменты времени 07:44 19.07.2010 на (рис. 9) видно начало нарастания сигнала (отмечено черной стрелкой), соответствующее появлению в активной зоне нарушения, связанного с заливом

-KPO.S245 •

100000 50000 О

-50000 -100000 -150000 -200000 -250С-00

Polaris KAES.4

— Среднее значение

Верхний предел *—• Нижний предел а—а Сигнал

Возникновение HSpy!

с,,

Troyka KAES4; 3245

-1

' Среднее значение

* Верхний предел ; г Нижний предел I s Сигнал

-500000 -1000000

Возникновение нарушения

Брейк

Рис. 8. Изменение во времени амплитуды диагностического сигнала, полученного с помощью программ POLARIS и ТРОЙКА, для КАЭС-4 КРО

3245.

гильзы КРО. В момент времени 08:14, происходит выход величины совпадения с шаблоном за границы допустимого коридора безотказной работы. Отказ обнаружен. Время от появления отказа до его обнаружения составило 30 мин.

Состояние опытно-промышленной эксплуатации

В настоящее время системе ECRAN 3D находится в опытно-промышленной эксплуатации на 3 блоке Курской и 1 блоке Смоленской АЭС. На Курской АЭС для диагностики КРО используется система. ECRAN 3D и программный модуль "Диагностика СУЗ".

Как показала практика, опытной-промышленной эксплуатации системы ECRAN 3D, в случае обнаружения возмущения, специалистам, работающим с системой, желательно иметь возможность углубленного анализа произошедшего события. Для этого требуется визуализация параметров РУ в виде графиков и картограмм.

60000 40000 20000 о

-20000 -40000 -60000 -80000 -100000

300000 200000 100000

-100000 -200000 -300000 -40000Û -500000; -600000'

Рис. 9. Изменение во времени амплитуды диагностического сигнала, полученного с помощью программ POLARIS и ТРОЙКА, для КАЭС-1 КРО

3235.

3225 • отк.ед. Polaris KAES1 : 3225

■—* Среднее значение *—* Верхний предел *—« Нижний предел Сигнал „:: ■•::...........7 ■

.......................Возникновение нарушали* ® ..............

~-~ЕЕЕГ£Н. ЕЕЕЕ ::3S •• ....... ?••• • - ...........

СКРО, 3225 ■ Troyka KAES1: 3225 Время

.................................................................. ß — Среднее значение *—* Верхний предел »—* Нижний предел (►—в Сигнал

..............- ■ Всзнйюновекие ЬЩруШЙНИЯ......... '

: ее.::::. Ï.::;.: :. ■::..:.:::.:.Д •••:•• - 'г ' - ................./..... $ i ■ -:......^.....

......

Время

S>' „О-

В настоящее время ведутся работы по повышению чувствительности системы ECRAN 3D к случаям выхода из строя расходомеров и неверной регистрация положений ЗРК. Как показали результаты предварительных исследований, для качественной диагностики теплогидравлических параметров одного только нейтроино-физического расчета оказывается недостаточно и требуется привлечение теплогидравлических моделей, аналогичных используемым в программах ДИАГИДРА, ГИДРА, КОНТУР-М.

После устранения замечаний, полученных в ходе опытно-промышленной эксплуатации, планируется установка системы ECRAN 3D на других блоках Курской и Смоленской АЭС.

Основные выводы

1. Создана расчетно-измерительная система ECRAN 3D, предназначенная для диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной баз данных. Разработаны новые алгоритмы диагностики состояния активной зо-

ны и эксплуатационной базы данных РУ, использующие трехмерные программы поддержки и сопровождения эксплуатации, и обладающие повышенной чувствительностью. В системе ECRAN 3D реализован новый подход к идентификации нарушений на основе трехмерных шаблонов отказов, а так же применены новые подходы к повышению скорости работы диагностических алгоритмов, основанные на пространственной локализации возмущения.

2. Обеспечен требуемый уровень функционально-технических показателей системы диагностики с точки зрения эксплуатации ЯЭУ.

3. Проведены верификация и валидация созданного программного средства.

4. Система ECRAN 3D введена в опытную эксплуатацию на Курской и Смоленской АЭС.

5. Показано, что методический подход и большинство реализующих его алгоритмов являются общими для всех основных типов реакторов, хотя развитие и апробация методик и алгоритмов оперативной диагностики проводилось в процессе реализации поставленной задачи применительно к реакторам РБМК.

Публикации автора по теме диссертации

1. Д.А.Соловьев, Н.В.Щукин, А.А.Семенов, А.Л.Черезов, О.В.Глазков, Ф.В.Груздов, С.Г.Долженко, И.А.Чернышева, М.Б.Шарифьянов. Система пространственно-временной диагностики состояния активной зоны ECRAN 3D. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 2012. — Том 4. — С. 68-77.

2. Д.А.Соловьев, А.А.Семенов, Н.В.Щукин, В.А.Гриненко, Ф.В.Груздов, Ф.В.Милюков. Выбор порога чувствительности для систем диагностики. // Спецтехника и связь, 2012. — Том 1. — С. 35-38.

3. Д.А.Соловьев, А.А.Семенов, Н.В.Щукин. Проблемы оптимального управления ядерными реакторами. // Ядерные измерительно-информационные технологии, Publishing House Technologies, 2010. —

' Том 1(33). - С. 4-10.

4. Д.А.Соловьев, А.А.Семенов, Н.В.Щукин. Система пространственно-временной диагностики ECRAN 3D. // Научная сессия НИЯУ МИФИ, 2012. - Том 1. - С. 60.

5. Ф.В.Груздов, Д.А.Соловьев. Построение эмпирической модели определения расхода теплоносителя через канал РБМК. // Научная сессия НИЯУ МИФИ, 2012. - Том 1. - С. 65.

6. О.В.Глазков, Д.А.Соловьев. Выявление отказов в положении ОР СУЗ в РБМК. // Научная сессия НИЯУ МИФИ, 2012. — Том 1. - С. 70.

7. Ф.В.Милюков, Д.А.Соловьев. Выявление неверных перегрузок в реакторе РБМК. // Научная сессия НИЯУ МИФИ, 2012. - Том 1. - С. 72.

8. Ф.В.Милюков, Н.В.Щукин, А.А.Семёнов, Д.А.Соловьев, А.Л.Черезов. Программа взаимокорреляционного анализа параметров ядерной безопасности. // Научная сессия НИЯУ МИФИ, 2011. — Том 1. — С. 62.

Подписано в печать:

14.12.2012

Заказ № 7983 Тираж - 100 экз. Печать трафаретная. Типография «11-й ФОРМАТ» ИНН 7726330900 115230, Москва, Варшавское ш., 36 (499) 788-78-56 www.autoreferat.ru

Общая характеристика работы

1 Введение

1.1 Методы диагностики ЯЭУ.

1.2 Активная зона РБМК

1.3 Конструктивные и технические особенности РУ с РБМК

1.4 Задачи системы диагностики ECRAN 3D.

2 Алгоритм диагностики

2.1 Приём данных

2.2 Предварительная проверка.

2.3 Нейтронно-теплогидравлический расчет.

2.3.1 Назначение и область применения.

2.3.2 Расчетная модель программы POLARIS.

2.4 Пространственно-временная фильтрация.

2.5 Выявление и локализация возмущения

2.6 Идентификация возмущения.

2.7 Снижение уровня шума.

2.8 Выбор порога чувствительности.

3 Примеры работы алгоритма диагностики

3.1 Оценка возмущения при заливе КРО

3.2 Примеры поиска залива гильз КРО.

3.3 Диагностика состояний 1-го энергоблока Смоленской АЭС

3.4 Диагностика состояний 4-го энергоблока Курской АЭС.

3.5 Диагностика состояний 1-го энергоблока Курской АЭС.

4 Дополнительные характеристики системы

Актуальность темы

Диссертация посвящена разработке системы диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных ядерного реактора. Своевременное обнаружение технических неисправностей, отказов оборудования и ошибок в системе информационного обеспечения необходимо для обеспечения безопасности, надежности и эффективности эксплуатации АЭС и ядерной энергетики в целом. Постоянное совершенствование оборудования АЭС требует постоянного проведения работ по его охвату диагностическими системами, что делает тему данной диссертации актуальной.

Цели и задачи диссертационной работы

Целью диссертационной работы явилась разработка качественно нового функционального элемента информационной поддержки действующих ЯЭУ - системы непрерывной расчетно - экспериментальной диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных реакторной установки.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

• разработаны новые алгоритмы системы расчетно - экспериментальной диагностики оборудования и системы математического обеспечения состояния активной зоны;

• достигнут качественно новый уровень диагностики за счет перехода к трехмерным моделям нейтронно-теплогидравлических процессов;

• программно реализована система расчетно-экспериментальной диагностики ECRAN 3D; i

1 i

• созданное программное средство внедрено на объектах атомной промышленности: Курской АЭС, Смоленской АЭС;

• проведена расчетно-эксперпментальная верификация и выработаны рекомендации по эффективному использованию созданной системы в реальных условиях эксплуатации реакторной установки.

Научная новизна работы

• Впервые разработаны алгоритмы диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных реакторной установки, использующие трехмерные нейтронно - теплогидравлические модели для повышения чувствительности.

• Реализован новый подход к идентификации нарушений на основе трехмерных шаблонов отказов.

• Разработаны новые подходы к повышению скорости работы диагностических алгоритмов, основанные на пространственной локализации возмущения при возникновении отказа.

• Получены новые результаты тестирования разработанной системы в условиях действующих энергоблоков с РБМК-1000.

Практическая ценность работы

Практическая ценность работы заключается в следующем:

• создана расчетно-измерительная система ECRAN 3D, предназначенная для непрерывной диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных реакторов РБМК-1000;

• обеспечен требуемый уровень функционально - технических показателей системы диагностики (набор диагностических параметров и точностных характеристик) с точки зрения эксплуатации ЯЭУ;

• проведена расчетно-экспериментальная верификация и валидация созданного программного средства;

• система ECRAN 3D введена в опытную эксплуатацию на действующих объектах атомной промышленности: Курской АЭС и Смоленской АЭС.

Результаты, полученные лично автором

• Разработаны новые версии алгоритмов системы расчетно - экспериментальной диагностики состояния активной зоны на основе трехмерных моделей нейтронно-теплогидравлических процессов.

• Проведен анализ эффективности использования улучшенных алгоритмов.

• Разработана и реализована система ECRAN 3D.

• Выработаны рекомендации по дальнейшему развитию и практическому использованию разработанной системы диагностики.

Достоверность полученных результатов

Достоверность полученных результатов и выводов обеспечена использованием в основных блоках системы диагностики ECRAN 3D проверенных на практике математических моделей (нейтронно-физических и теплогидрав-лических процессов, датчиков внутриреакторного контроля и органов СУЗ), положенных в основу программ поддержки и сопровождения эксплуатации:

• программа POLARIS, версия 4.2.1 (паспорт аттестации ПС № 231 от 18.09.2007);

• программа ТРОЙКА, версия 7.1 (паспорт аттестации ПС № 228 от 18.09.2007);

• библиотека нейтронно-физических констант БОКР-РБМК комплекса программ ЭНЕРГИЯ (паспорт аттестации ПС № 231 от 18.09.2007);

• программа ПРИЗМА-М-АНАЛОГ, версия 1.6.1 (паспорт аттестации ПС № 214 от 01.03.2006);

• программа ПРИЗМА-М (регистрационный номер №244, дата выдачи 23.09.2008).

Апробация работы

Основные результаты диссертации докладывались на следующих научных семинарах, конференциях и совещаниях:

• Научная сессия НИЯУ МИФИ - 2010, 2011, 2012;

• 22-ой и 23-ий отраслевой семинар «Нейтронно - физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника-2011, 2012)»;

• Совещание в ОАО «Концерн Росэнергоатом»- 2012;

• Семинар в инженерном центре 360 ОАО «ВНИИАЭС»- 2012;

• Школа-семинар по проблемам физики реакторов «Волга-2012».

Публикации

По теме диссертации опубликовано 8 работ, включая 3 статьи в реферируемых журналах из списка ВАК РФ.

Основные положения, выносимые на защиту

1. Новые версии алгоритмов системы расчетно - экспериментальной диагностики состояния активной зоны на основе трехмерных моделей нейтронно-теплогидравлических процессов и трехмерных шаблонов отказов.

2. Система ECRAN 3D непрерывной диагностики состояния активной зоны РБМК-1000.

3. Результаты верификации системы ECRAN 3D.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из списка иллюстраций, списка таблиц, обозначений и сокращений, общей характеристики работы, введения, 3 глав, заключения, 2 приложений и списка литературы, включающего 111 источников. Общий объем работы составляет 92 страницы, содержит 23 рисунка и 1 таблицу.

1. Введение

Вы должны выиграть в своём разуме, прежде чем одержать победу в своей жизни.

Джон Эдисон

В настоящее время достигнут значительный прогресс в понимании физических основ поведения и в уровне математического моделирования ядерных реакторов. Разработаны программы, позволяющие детально моделировать ключевые процессы, происходящие в реакторной установке (РУ). Однако даже такого мощного инструментария не всегда бывает достаточно для быстрого и эффективного решения новых задач, возникающих при эксплуатации АЭС. К ним относится задача непрерывного мониторинга и диагностики состояния активной зоны и базы данных РУ с РБМК-1000.

По своей сути диагностика - это процесс постановки диагноза или распознавания проблемы. В процессе диагностики проводится сравнение текущего состояния объекта исследования с его эталоном или моделью. Если совпадение оказывается неудовлетворительным - выдается предупреждающее сообщение, инициирующее предусмотренные действия. Своевременная диагностика нежелательных событий позволяет минимизировать затраты, связанные лавинообразным накоплением нарушений в сложных системах. Безусловно, к сложным системам относятся и атомные станции, для которых эффективным признается использование диагностических средств, позволяющих быстро обнаруживать симптомы отказов и ухудшение рабочих характеристик, что непосредственным образом связано с обеспечением безопасности, надежности и экономической эффективности эксплуатации АЭС и ядерной энергетики в целом.

1. В.В.Знышев Е.В.Кирюшина и др. Вопросы построения автоматизированной системы функционального диагностирования ЯЭУ. Вопросы атомной науки и техники, Сер. Физика и техника ядерных реакторов(1): 54-60, 1997.

2. И.Н.Синицын. Фильтры Калмана и Пугачева. Университетская книга, Логос, Москва, 2006.

3. О.М.Алифанов. Идентификация процессов теплопереноса. Вопросы атомной науки и техники, Сер. Физика и техника ядерных реакторов(1):54-60, 1979.

4. А.Е.Калинушкин В.Ю. Христофорова И.И. Баранова. Калининская АЭС блок №2, Удаленное рабочее место контролирующего физика (УРМ КФ) прикладное программное обеспечение, Руководство сопровождающего физика. Technical report, 2009.

5. А.В.Филатов Н.В.Щукин А.А.Семенов С.Д.Романин. Система контроля загрузки активной зоны методами расчетно-экспериментальной диагностики. Сборник трудов научной сессии МИФИ, 4:19-21, 1998.

6. Н.В.Щукин А.В.Филатов А.А.Семенов С.Д.Романин. Есгап- система контроля загрузки активной зоны ядерного реактора. Сборник трудов научные исследования в области ядерной энергетики в технических вузах России МЭИ, 4:36-38, 1999.

7. Инструкция по перегрузке технологического канала с ТВС разгрузочно-загрузочной машиной на мощности реактора. Technical report, г.Десногорск, 1999.

8. А.А.Семенов. Развитие методов нелинейной идентификации и мониторинга активных зон ядерных реакторов. PhD thesis, Специаль-ность:05.13.16, Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук, Москва, 1999.

9. Д.А.Соловьев А.А.Семенов Н.В.Щукин. Система пространственно-временной диагностики écran 3d. Научная сессия НИЯУ МИФИ-2012, 1:60, 2012.

10. Ф.В.Груздов Д.А.Соловьев. Построение эмпирической модели определения расхода теплоносителя через канал РБМК. Научная сессия НИЯУ МИФИ-2012, 1:65, 2012.

11. О.В.Глазков Д.А.Соловьев. Выявление отказов в положении ОР СУЗ в РБМК. Научная сессия НИЯУ МИФИ-2012, 1:70, 2012.

12. Ф.В.Милюков Д.А.Соловьев. Выявление неверных перегрузок в реакторе РБМК. Научная сессия НИЯУ МИФИ-2012, 1:72, 2012.

13. Аттестационный паспорт программного средства (Программный комплекс sadco). Technical report, ФГУП НИКИЭТ, 1998.

14. А.В.Краюшкин А.В.Кубарев. Программа stepan-s для расчета характеристик ядерной безопасности. В сб. Внутренняя безопасность ядерных энергетических установок. М, ЦНИИатоминформ, pages 228-229, 1991.

15. В.Е.Дружинин Ю.В.Шмонин Д.А.Лысов. Программа polaris, версия 4.2.1, с библиотекой констант БОКР-РБМК: описание програмного средства. Technical report, ВНИИАЭС, Москва, 2007.

16. Д.А.Лысов Л.Р.Погосбекян. Polaris полномасштабная программа расчета РБМК в трехмерной геометрии: Отчет ВНИИАЭС, инв. № ОЭ 2912/91. Technical report, ВНИИАЭС, Москва, 1991.

17. Усовершенствование алгоритмов контроля тепловой линейной нагрузки на TBC в реакторе РБМК-ЮОО.Отчет ВНИИАЭС инв.ОЭ-2055/85. Technical report, ВНИИАЭС, Москва, 1985.

18. Медианный фильтр. Материал из Википедии свободной энциклопедии,http://www.wikipedia.org, апрель 2010.

19. В.С.Пугачев. Теория случайных функций и ее применение в задачах автоматического управления. Физматгиз, 1962.

20. А.М.Загребаев. О связи собственных функций реактора и функций канонического разложения. Москва МИФИ, 2004.

21. I.T.Jolliffe. Principal Component Analysis. Statistics. Springer, Chapman and Hall/CRC, NY, 2nd edition, 2002.

22. K.Pearson. On lines and planes of closest fit to systems of points in space. Philosophical Magazine, 2:559-572, 1901.

23. Метод главных компонент. Материал из Википедии свободной энциклопедии, http://ru.wikipedia.org/wiki/PCA, апрель 2009.

24. A.N.Gorban B.Kegl D.C.Wunsch A.Zinovyev (Eds.). Principal Manifolds for Data Visualization and Dimension Reduction, volume 58 of Lecture Notes in Computational Science and Engineering. Springer, Berlin Heidelberg -New York, 2008.

25. Ошибка первого рода. Материал из Википедии свободной энциклопедии, http://ru.wikipedia.org, январь 2012.

26. С.Макконнелл. Совершенный код.Мастер-класс. Питер,Русская редакция, СПб, 2008.

27. Д.Р.Стефенс К.Диггинс Д.Турканис Д.Когсуэлл. Сборник рецептов С++. Кудиц-Образ, 2007.

28. С. Уэллин. Как не надо программировать па С++. Питер, СПб, 2004.

29. Дж. Ханк Рейнвотер. Как пасти котов. Наставление для программистов, руководящих другими программистами. Питер, СПб, 2008.

30. П.Каньковски. Делаем из слона муху. Компьютерра, 18, 26 june 2003.

31. Г.Россум Ф.Л.Дж. Дрейк Д.С.Откидач. Язык программирования Python. BeOpen.com, 2001.

32. Noel Rappin Robin Dunn. wxPython in Action. Manning Publications Co., 209 Bruce Park Avenue, 2006.

33. Sandro Tosi. Matplotlib for Python Developers. Packt Publishing LTD, 2009.

34. B.Stroustrup. The Ci+ Programming Language, Third Edition. Addison-Wesley, 1986.

35. Г. Гретцер. Первые шаги в Latex'е. Мир, Москва, 2000.

36. S.Wolfram. The Mathematica. Book: 4th Edition. University Press, Media/Cambridge, 1999.

37. Рэндал JI. Шварц Феникс Т. Изучаем Perl Питер Издательская группа BHV, СПб, 2002.

38. А.А.Апресов. Модернизированная версия программы «КОНТУР-М» для совместного нейтронно-физического и теплогидравлического расчета реакторов типа РБМК. Technical report, Отчет ИАЭ,инв. N2 33/494484, 1984.

39. Теплогидравлический расчет каналов кипящего реактора ГИДРА. Technical Report Описание программы ОП.2-69, инв.№ 4.146-5662, НИ-КИЭТ, Москва, 1969.

40. А.Н.Климов. Ядерная физика и ядерные реакторы Москва Энергоатом-издат, 2002.

41. А.Д.Галанин. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Атомиздат, 1959.

42. С.Б.Шихов В.Б.Троянский. Теория ядерных реакторов (газокинетическая теория), volume 2, chapter 11, page 52 53. энергоатомиздат, МОСКВА, 1983.

43. Е.В.Филипчук П.Т.Потапенко. Регулирование пространственного распределения, энерговыделения в ядернолг реакторе. Часть 1. Математическое описание реактора как лтогомерного объекта управления Изд. МИФИ, 1978.

44. Е.В.Филипчук П.Т.Потапенко В.В.Постников. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоиздат, 1981.

45. Н.И.Белоусов А.С.Бычков Ю.В.Марчук А.В.Пряничников. Программа GETERA. Описание методик, (промежуточный отчет) № 01.94.0006777, МИФИ, 1994.

46. Ю.И.Ершов С.Б.Шихов. Математические основы теории переноса, volume 1,2. Энергоатомиздат, Москва, 1985.

47. С.М.Фейнберг С.Б.Шихов В.Б.Троянский. Теория ядерных реакторов, volume 1,2. Атомиздат, Москва, 1978.

48. Д.Белл С.Глестон. Теория ядерных реакторов: Пер. с англ. Атомиздат, Москва, 1974.

49. А.Вейнберг Е.Вигнер. Физическая теория ядерного реактора: Пер. с англ. Изд-во иностр. лит., Москва, 1961.

50. Г.А.Бать. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. Энергоиздат, Москва, 1982.

51. А.Д.Галанин. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Энергоиздат, Москва, 1990.

52. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. НП-082-07. 2008.

53. Р.Беллман С.Дрейфус. Прикладіте задачи динамического программирования. М.,Наука, 1965.

54. А.М.Загребаев. Математическое моделирование ядерного реактора при случайных возмущениях технологических параметров. Отчет по квалификационной работе на соискание ученой степени доктора физико-математических наук, Москва, 2006.

55. Е.С.Вентцель. Элементы динамического программирования: Изд. Наука, 1964.

56. А.П.Рудик. Ксеноновые переходные процессы в ядерных реакторах Москва, Атомиздат, 1974.

57. Alan Miller. Subset selection in regression,Second edition. Chapman and Hall/CRC, 2002.

58. R.Barrett M.Berry T.F.Chan J.Demmel (Eds.). Templates for the Solution of Linear Systems: Building Blocks for Iterative Methods, 2nd Edition SIAM, Philadelphia, PA, 1994.

59. А.В.Арутюнов Г.Г.Магарил-Ильяев В.М.Тихомиров. Принцип максимума Поптрягина. Доказательство и приложения., volume 1. Москва, Изд-во "Факториал Пресс 2006.

60. А.М.Загребаев В.А.Насонова. Математическое моделирование и исследование статистических характеристик плотности потока нейтронов в ядерном реакторе при случайных возмущениях Москва, МИФИ, 2008.

61. В.М.Алексеев В.М.Тихомиров С.В.Фомин. Оптимальное управление. М. Наука. Главная редакция физико-математической литературы, 1979.

62. G.S.Christensen S.A.Soliman and R.Newva. Optimal control of distributed nuclear reactors, volume 41 of Mathematical concepts and methods in science and engineering. Plenum Press, New York and London, 1990.

63. M.Шредер. Фракталы, хаос, степенные законы Миниатюры из бесконечного рая. г.Ижевск, Научно-издательский центр Регулярная и хаотическая динамика, 03.04.00.

64. В.Ф.Украинцев и др. А.М.Афров С.А.Андрушечко. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. Университетская книга, Логос, М., 2006.

65. Ф.Л.Черноусько В.Б.Колмановский. Вычислительные и приближенные методы оптимального управления. Итоги науки и техники. Мат. анализ14:101-166, 1977.

66. С.Н. Черников. Линейные неравенства. М.: Наука, 1968.

67. A.C. Солодовников. Системы линейных неравенств. М.: Наука, 1977.

68. А. Брайсон Хо Ю-ши. Прикладная теория оптимального управления. Мир, М., 1972.

69. Ф.П. Васильев. Численные методы решения экстремальных задач. Наука, М., 1980.

70. Н.М. Власов И.И. Федик. Тепловыделяющие элементы ядерных ракетных двигателей. ЦНИИатоминформ, Москва, 2001.

71. В.А.Кузнецов. Ядерные реакторы космических энергетических установок. Атомиздат, Москва, 1997.

72. Ю.Б. Кудряшов. Радиационная биофизика (ионизирующие излучения). М.: ФИЗМАТЛИТ, Москва, 2004.

73. Р.Ф.Фейнман Р.Б.Лейтон М.Сэнде. Фейнмановские лекции по физике.Вып.1-9. Издательство ЛКИ, Москва, 2008.

74. И.Я.Емельянов П.А.Гаврилов Б.Н.Селиверстов. Управление и безопасность ядерных энергетических установок. Атомиздат, Москва, 1975.

75. И.Я.Емельянов А.П.Еперин А.Н.Алексаков и др. Автоматическая система управления распределением мощности в энергетическом реакторе. Атомная энергия, 49(6):357-363, 1980.

76. В.П.Поваров. Разработка и совершенствование методик экспериментального определения нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000. PhD thesis, Специальность^. 14.03,Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, Москва, 2002.

77. М.П.Лизоркин. Расчетное моделирование нейтронно-физических и сопряэ/сенных физико-теплогидравлических процессов в реакторах ВВЭР. PhD thesis, Специальность:05.14.03, Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, Москва, 2007.

78. А.О.Гольцев. Влияние пространственных неоднородностей на развитие нестационарных процессов в ядерных реакторах на тепловых нейтронах. PhD thesis, Специальность:05.14.03, Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук, Москва, 2009.

79. В.П.Семинкин. Расчетно-экспериментальные методы обоснования поведения твэлов и TBC ВВЭР в аварийных режимах с большой течью из первого конутра. Специальность:05.14.03, Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук, Подольск, 2006.

80. С.Б.Выговский А.А.Семенов. ВЕРИФИКАЦИОННЫЙ ОТЧЕТ Верификация модели активной зоны hardnut по экспериментальным данным КлнАЭС. 2000.

81. V.G.Zimin and D.M.Baturin. Polynomial nodal method for solving neutron diffusion equations in hexagonal-z geometry. Ann. Nucl. Eneryy, 29:1105— 1117, 2002.

82. Н.О.Рябов. Разработка алгоритмов идентификации реакторной установки с ВВЭР-1000 с использованием комплексной модели энергоблока. PhD thesis, Специальность^. 14.03,Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, Москва, 2008.

83. В.А.Терешенок В.С.Степанов В.П.Поваров О.В.Лебедев В.В.Макеев.Предупреждение и подавление аксиальных ксеноновых колебаний в активной зоне ВВЭР-1000. Теплоэнергетика, (5): 11 15, 2003.

84. Y.Jiangqing P.J.Turinsky. Pressurized water reactor core maneuvering utilizing optimal control theory. Nuclear science and engineering, 129(2):97 123, 1998.

85. Д.М.Батурин О.А.Будникова С.Б.Выговский И.В.Галкин и д.р. Аттестационный паспорт программного средства: Программный комплекс "ПРОСТОР"(версия 1.0). Technical report, ЭНИКО ТСО, Калининская АЭС, 15.07.2002.

86. А.А.Семенов Д.А.Соловьев В.М.Чапаев. Аттестационный паспорт программного средства: Программа mkuOl (версия 1.0). Technical report, ЭНИКО ТСО, 21.02.2007.

87. А.А.Дружаев Н.В.Щукин А.Л.Черезов. Разработка модуля программы neutron-3d для расчета макропараметров. Научная сессия НИЯУ МИФИ-2011, Инновационные ядерные технологии(1):62-63, 2011.

88. Д.А.Соловьев А.А.Семенов С.Д.Романин. Компьютерная модель нового поколения rosa для курсового проектирования ЯЭУ космического назначения. Сборник трудов научной сессии МИФИ, 8:205-206, 2005.

89. Д.А.Соловьев А.А.Семенов С.Д.Романин. Новые возможности программного комплекса "го8а"для курсового проектирования. Сборник трудов научной сессии МИФИ, 8:112-113, 2006.

90. Д.А.Соловьев А.А.Семенов. Блок оптимизации борного регулирования для снижения накопления жидких радиоактивных отходов в переходных режимах ВВЭР-1000. Сборник трудов научной сессии МИФИ, 8:103104, 46 2007.

91. Д.А.Соловьев А.А.Семенов. Блок оптимизации борного регулирования для снижения накопления жидких радиоактивных отходов в переходных режимах ВВЭР-1000. Научная сессия МИФИ-2009, 1:48, 2009.f

92. Д.А.Соловьев А.А.Семенов. Анализ мирового опыта по созданию генераторов стратегий управления. Научная сессия НИЯУ МИФИ-2010, 1:46, 2010.

93. Д.А.Соловьев A.A. Семенов. Оптимизация регулирования РУ с ВВЭР-1000 в переходных режимах. Сборник аннотаций докладов научной сессии МИФИ, 1:172, 2009.

94. Д.А.Соловьев А.А.Семенов Н.В.Щукин. Проблемы оптимального управления ядерными реакторами. Ядерные измерительно-информационные технологии,Publishing House Technologies, 1(33):4—10, 2010.

95. Д.А.Соловьев А.А.Семенов Н.В.Щукин. Генераторы стратегий управления для ядерных реакторов. Научно-технический сборник "Вопросы атомной науки и техники "серия: физика ядерных реакторов, 3:57-62, 2010.

96. Д.А.Соловьев А.А.Семенов Н.В.Щукин. Три кита ГСУ математическая модель, синхронизация модели, алгоритм оптимизации. Аннотации докладов, Научная сессия НИЯУ МИФИ, 1:57, 2011.

97. Н.О.Рябов А.А.Семёнов Д.А.Соловьёв. Метод восстановления объемного энерговыделения в активной зоне ВВЭР-1000 по показаниям боковых ионизационных камер. Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов Волга 2006, pages 234-235, 4-8 Sept 2006.

98. Н.В.Щукин С.Д.Романин А.А.Семёнов Д.А.Соловьёв. Комплекс "КОР-СЭ"расчетной поддержки эксплуатации реакторов РБМК. Сборник трудов научной сессии МИФИ, 1:80-82, 2008.

99. Д.А.Соловьев А.А.Семенов. Алгоритм временной дискретизации уравнений нейтронной динамики комплекса rosa. Сборник трудов научной сессии МИФИ, 1:83-84, 2008.

100. А.А.Семёнов Д.А.Соловьёв. Метод построения модели реактиметра. Сборник аннотаций докладов научной сессии МИФИ, 1:47, 2009.

101. Д.А.Соловьев С.Б.Выговский А.А.Семенов. Методика определения эффективности аварийной защиты реактора на МКУ для ВВЭР-1000. Сборник аннотаций докладов научной сессии МИФИ\ 1:49, 2009.

102. С.Б.Выговский А.А.Семенов Н.О.Рябов Д.А.Соловьев С.И.Сидорова. Определение интегральной мощности активной зоны ВВЭР-1000 по показаниям БИК и температурным датчикам. Ядерные измерительно-информационные технологии,ИИЯУ МИФИ, 2(30):58-61, 2009.

103. Д.А.Соловьев А.А.Семенов Н.В.Щукин В.А.Гриненко Ф.В.Груздов Ф.В.Милюков. Выбор порога чувствительности для систем диагностики. Спецтехника и связь, 1:35-38, 2012.