Bezpieczeństwo elektrowni jądrowych w dużej mierze zależy od niezawodnej pracy układu wytwarzania pary oraz zewnętrznego układu chłodzenia składającego się ze skraplaczy. turbiny parowe i systemy regeneracji.

Bezpieczna eksploatacja bloków EJ i działania mające na celu wydłużenie ich żywotności nie są możliwe bez starannego przestrzegania zasad eksploatacji i eksploatacji, analizy skuteczności niektórych działań kontrolnych, opracowania metod probabilistycznego prognozowania charakterystyk życia urządzeń, jak a także wprowadzenie nowoczesnych procedur przetwarzania danych monitoringowych. Recenzje I.A. Tutnova, VI. Baranenko, A.I. Arzhaeva, S.V. Evropina, dzieła A.F. Getman, wiceprezes Gorbatykh, N.B. Trunova, A.A. Tutnowa i inni.

Ale oprócz warunku bezpieczeństwa, eksploatacja bloku energetycznego jest również obwarowana warunkiem ekonomicznej efektywności eksploatacji. Problemy te są rozważane i rozwijane w pracach A.N. Karkhova, OD Kazachkovsky i inni Efektywność produkcji energii elektrycznej w dużej mierze zależy od przestoju bloku związanego z konserwacją prewencyjną lub usuwaniem przyczyn awarii urządzeń EJ. Ważna z punktu widzenia wpływu na bezpieczeństwo klasyfikacja urządzeń, dokonana w różnych krajach rozwijających energetykę jądrową, nakreśliła główne typy urządzeń, które należy wziąć pod uwagę przy podejmowaniu decyzji o przedłużeniu żywotności. Kwestie te są merytorycznie rozpatrywane w dokumentach MAEA, w pracach E.M. Sigala, V.A. Ostreikovskiy i inni Wpływ wybranego sprzętu na współczynnik zasilacza wynika z przestojów spowodowanych zawodnością tego sprzętu. Jednym z głównych zadań w tym zakresie jest przewidywanie charakterystyk niezawodnościowych urządzeń oraz ocena skuteczności działań kontrolnych w oparciu o modele procesów starzenia, które ograniczają jego zasoby. W dużej liczbie prac poświęconych opracowaniu modeli teoretycznych tych procesów prezentowane modele są dość złożone i zawierają dużą ilość konkretnych danych, co utrudnia wykorzystanie takich modeli w prognozowaniu zasobów.

Obecnie problem optymalizacji żywotności bloku energetycznego jest aktualny, biorąc pod uwagę skutki starzenia się metalu urządzeń oraz koszty działań modernizacyjnych. Cechą problemu optymalizacji żywotności EB jest to, że jest to zadanie indywidualnego prognozowania, dlatego wymagane jest zorganizowanie gromadzenia i przetwarzania informacje ogólne, uzasadnić wybór kryterium ekonomicznego, sformułować zasadę optymalizacji, biorąc pod uwagę sytuację ekonomiczną w czasie funkcjonowania konkretnego EB.

Sprzęt obwodu wtórnego w tym zakresie odgrywa szczególną rolę, ponieważ. podlega różnym procesom starzenia, działa w różnych warunkach, przydzielony zasób z reguły jest współmierny do zasobu bloku, wymiana ma dość wysoki koszt.

Procesy starzenia się materiałów urządzeń obwodów wtórnych, jak i ogólnie urządzeń elektrowni jądrowych, są obiektywne i mają charakter czasowy Efektywne zarządzanie zasobu wymaga oceny stanu technicznego urządzeń w trakcie eksploatacji oraz powszechnego stosowania programów diagnostycznych i badania nieniszczące. Dane te muszą być przetwarzane terminowo iw sposób wysokiej jakości oraz wykorzystywane do przewidywania charakterystyk zasobów sprzętu.

Stąd konieczność opracowania podejść, metod i algorytmów wyznaczania i rozwiązywania problemu optymalizacji żywotności EB, opracowania metod przewidywania zasobu z uwzględnieniem różnych czynników, charakteru procesu starzenia i jego probabilistycznego charakteru, a także stosując procedury obliczeniowe pozwalające na uzyskanie efektywnych szacunków, określić przydatność pracy doktorskiej.

Warunki określone w projekcie i określające techniczne, ekonomiczne i czasowe aspekty okresu projektowego mogą znacznie odbiegać od rzeczywistych w trakcie eksploatacji. Ponadto można je udoskonalić poprzez łagodzenie szkodliwych czynników w wyniku konserwacji i modernizacji, a tym samym zarządzać żywotnością.

Koncepcja AC (Ageing Management Program - AMP) Life Management Program (AMP) opiera się na koncepcji utrzymania wskaźników projektowych i funkcji ważnych dla bezpieczeństwa poprzez wzajemnie połączony system środków konserwacji i diagnostyki, terminowej naprawy i modernizacji. Modernizacja powinna obejmować również wprowadzanie nowych technologii eksploatacji i remontów, w tym kierowania elektrowniami jądrowymi, pozwalających na ograniczenie tempa degradacji właściwości i parametrów urządzeń, układów inżynieryjnych poszczególnych bloków.

Aktywne prace na temat wydłużania życia (PSS) z naciskiem na mechanizmy starzenia i działania mające na celu ograniczenie ich skutków doprowadziły do ​​powstania terminu „zarządzanie starzeniem”, w którym podkreśla się sterowalność procesu i możliwość aktywny wpływ< со стороны эксплуатирующей организации.

Zarządzanie okresem eksploatacji (LMS) dla elektrowni jądrowych to zintegrowana praktyka mająca na celu zapewnienie efektywności społeczno-ekonomicznej i bezpiecznej eksploatacji, w tym programy zarządzania starzeniem.

Z ekonomicznego punktu widzenia CSS jest jednym z istotnych elementów ogólnej metodologii i praktyki optymalizacji kosztów w celu osiągnięcia maksymalnego zysku przy zachowaniu konkurencyjności na rynku producentów energii elektrycznej i zapewnieniu bezpieczeństwa. Z technicznego punktu widzenia CSS to zespół działań służących utrzymaniu lub poprawie bezpieczeństwa elektrowni jądrowych, zapewnieniu sprawności i trwałości głównych elementów (układów) oraz bloku jako całości, przy jednoczesnej minimalizacji kosztów eksploatacji. Na wszystkich etapach cyklu życia bloku energetycznego należy stworzyć warunki do przygotowania i wdrożenia zarządzania cyklem życia.

Krótka analiza programy państw członkowskich MAEA oraz ogólną metodologię rozwiązywania problemu wydłużania życia (LAT) podano w raporcie MAEA „Nuclear Plant Aging and Life Extension”. Wszystkie programy są klasyfikowane w następujący sposób:

Szacowanie żywotności sprzętu, którego nie można wymienić;

Przedłużenia okresu użytkowania lub planowane wymiany głównych komponentów, które są ekonomicznie wykonalne;

Planowanie remontów i wymian urządzeń w celu zapewnienia bezpieczeństwa i niezawodności działania.

Głównymi osiągnięciami teoretycznymi w tej dziedzinie powinny być:

Metody oceny niezawodności;

metody oceny bezpieczeństwa;

Metody oceny efektywności ekonomicznej;

Metody przewidywania starzenia w funkcji czasu.

Przedmiotem badań jest wyposażenie drugiego obwodu EJ. Przedmiotem opracowania jest ocena charakterystyki zasobowej sprzętu.

Cel i cele pracy - opracowanie podstawy teoretyczne oraz zastosowane modele do oceny, prognozowania i zarządzania żywotnością urządzeń obwodów wtórnych EJ oparte na statystycznym przetwarzaniu danych o eksploatacji z uwzględnieniem mechanizmów procesów starzenia.Dla osiągnięcia tego celu rozwiązywane są następujące zadania: 1. Analiza i usystematyzowanie danych eksploatacyjnych pod kątem wpływu procesów fizycznych na procesy starzenia materiałów urządzeń obwodów wtórnych oraz uzasadnienie wykorzystania modeli fizycznych i statystycznych do indywidualnej oceny, prognozowania i zarządzania okresem eksploatacji urządzeń obwodów wtórnych EJ.

2. Opracowanie metod przewidywania charakterystyk zasobowych urządzeń obwodów wtórnych w warunkach kumulacji uszkodzeń od działania różne procesy starzenia się materiału, z uwzględnieniem ich probabilistycznego charakteru.

3. Opracowanie metod i algorytmów optymalizacji żywotności bloku energetycznego w oparciu o kryterium ekonomiczne uwzględniające zróżnicowanie kosztów i wyników, charakterystyki niezawodnościowe wyposażenia bloku oraz koszty napraw i wymian urządzeń w trakcie eksploatacji .

4. Opracowanie metod rozwiązania problemu osiągania stanu granicznego przez elementy wyposażenia EJ.

5. Optymalizacja wielkości i częstotliwości monitorowania stanu technicznego urządzeń obiegu wtórnego EJ podlegających zużyciu erozyjno-korozyjnemu.

6. Opracowanie metody prognozowania intensywności procesu FCI elementów wyposażenia elektrowni jądrowej wykonanych ze stali perlitycznych w oparciu o teorię sieci neuronowych.

Metody badawcze. Praca opiera się na wykorzystaniu i opracowaniu metod bezpiecznej eksploatacji elektrowni jądrowych, teorii niezawodności, teorii prawdopodobieństwa oraz statystyki matematycznej, z wykorzystaniem których wykonano:

Analiza czynników eksploatacyjnych ograniczających żywotność urządzeń EJ;

Analiza danych statystycznych dotyczących sprawności urządzeń elektrowni jądrowej;

Modelowanie procesów starzenia w oparciu o fizykę procesów, dane eksperymentalne i okresowe dane monitoringowe.

Naukowa nowość pracy polega na tym, że w przeciwieństwie do dotychczasowych podejść do wyznaczania żywotności bloku energetycznego, zaproponowana koncepcja wykorzystuje sformułowanie problemu uwzględniające skutki starzenia się urządzeń EJ, a także to, że opracowano metody przewidywania charakterystyki zasobów urządzeń z wykorzystaniem modeli fizycznych procesów starzenia , więcej informacji o parametrach pracy i działaniach podjętych w celu zarządzania żywotnością urządzeń obwodów wtórnych elektrownie jądrowe. Opracowując metody oceny i prognozowania charakterystyk zasobów uzyskano szereg nowych wyników teoretycznych: znaczenie czynników determinujących intensywność procesów starzenia w materiale, co jest niezbędne do gospodarowania zasobem określonych urządzeń EJ;

Probabilistyczny model przewidywania zasobów rur wymiany ciepła generatora pary oparty na metodach liniowego i nieliniowego sumowania uszkodzeń z uwzględnieniem parametrów pracy i rodzaju głównego procesu starzenia; asymptotyczne metody rozwiązywania problemu osiągania stanu granicznego przez elementy wyposażenia: w modelu erozji uderzeniowej w warunkach dwufazowych przepływów chłodziwa, w metodach sumowania uszkodzeń w problemie szacowania żywotności SG HOT;

Metoda przewidywania zasobności rurowej wytwornicy pary oparta na liniowym stochastycznym filtrowaniu Kalmana, która umożliwia uwzględnienie dużej ilości danych eksploatacyjnych, danych z monitoringu oraz wyników badań na podstawie modele matematyczne procesów niszczenia i bieżących działań zapobiegawczych, co prowadzi, w przeciwieństwie do znanych metod, do zwiększenia wiarygodności prognozy i możliwości jakościowego gospodarowania zasobami rurowymi w oparciu o sformułowaną zasadę optymalnej kontroli;

Metoda optymalizacji objętości i częstotliwości kontroli grubości elementów urządzeń EJ ulegających zużyciu erozyjno-korozyjnemu, oparta na zaproponowanym sposobie przetwarzania danych kontrolnych i określania elementów należących do grupy ryzyka EQI, obliczania dopuszczalnych grubości ścianek i uszeregowanie elementów według stopnia zużycia i wskaźnika EQI, na podstawie pierwszej analizy dużej liczby pomiarów w EJ Kola, Kalinin, Bałakowo, Nowoworonież, Smoleńsk;

Model sieci neuronowej do oceny i prognozowania pracy elementów wyposażenia podlegających zużyciu erozyjno-korozyjnemu, oparty na obserwowanych parametrach determinujących intensywność procesu ECI oraz danych kontrolnych, który w przeciwieństwie do istniejących modeli statystycznych i empirycznych pozwala oszacować wzajemne oddziaływanie wszystkich czynników, uwypuklenie istotnych właściwości napływających informacji i docelowo poprawienie trafności prognozy bez określania wszystkich zależności pomiędzy wieloma czynnikami determinującymi proces EIK; metoda optymalizacji żywotności bloku energetycznego oparta na kryterium ekonomicznym uwzględniającym zróżnicowanie kosztów i wyników, charakterystyki niezawodnościowe wyposażenia bloku oraz koszty napraw i wymian urządzeń w trakcie eksploatacji.

Wiarygodność zapisów naukowych potwierdzona jest rygorystycznym uzasadnieniem modeli opisujących procesy eksploatacji urządzeń obwodu wtórnego z poprawnym sformułowaniem definicji stanów granicznych urządzeń, metod i przepisów, a także zgodnością liczby wyników do danych operacyjnych. Postanowienia przedłożone na obronę 1. Znaczenie czynników wpływających na procesy starzenia metali i niezbędnych do indywidualnego zastosowania modeli fizycznych i statystycznych do oceny i zarządzania żywotnością urządzeń obwodów wtórnych.

2. Modele fizyczno-statystyczne do oceny, prognozowania i zarządzania żywotnością urządzeń obwodu wtórnego EJ, oparte na metodzie sumowania uszkodzeń spowodowanych różnymi procesami starzenia, do wykonywania obliczeń wariacyjnych i uzasadniania wartości parametrów, które umożliwiają zarządzanie żywotnością sprzętu.

3. Asymptotyczne metody rozwiązywania problemów szacowania charakterystyk zasobowych elementów wyposażenia EJ w oparciu o Centralne Twierdzenie Graniczne (CLT) i ich zastosowanie do uszkodzeń nagromadzonych w materiale urządzenia w warunkach erozji uderzeniowej kolan rurociągów z chłodziwem dwufazowym oraz pod wpływem korozji naprężeniowej pękanie rur wymiany ciepła generatora pary.

4. Metoda przewidywania zasobności rurek wytwornic pary elektrowni jądrowych w oparciu o teorię filtracji stochastycznej.

5. Metoda optymalizacji objętości i częstotliwości pomiarów grubości elementów wyposażenia EJ z uwzględnieniem ich kategoryzacji pod względem szybkości FAC.

6. Model sieci neuronowej uogólnionego uwzględnienia czynników eksploatacyjnych do prognozowania współczynnika FAC w elementach wyposażenia elektrowni jądrowych.

7. Sposób optymalnego zarządzania żywotnością bloku energetycznego z uwzględnieniem różnicy kosztów i wyników.

Praktyczna wartość wyników pracy polega na tym, że na podstawie powyższych założeń teoretycznych i metod opracowano algorytmy i techniki inżynierskie uzasadniające wartości parametry technologiczne do zarządzania zasobami sprzętowymi. Obliczenia przeprowadzone według opracowanych metod pozwoliły na uzyskanie oceny wskaźników zasobów wyposażenia obwodu wtórnego elektrowni jądrowych z reaktorami WWER-1000, WWER-440 i RBMK-1000 w elektrowniach Kola, Smoleńsk, Kalinin, Bałakowo i opracować zalecenia dotyczące ich zarządzania.

Obszarem zastosowania wyników jest gospodarka zasobami rur SG, rur skraplaczy wymienników ciepła, elementów rurociągów ze stali perlitycznych.

Zatwierdzenie i wdrożenie wyników

Prace prowadzone były w ramach tematyki koncernu Energoatom

Diagnostyka, zasoby sprzętowe, wytwornice pary, jakość. Studium wykonalności wymiany urządzeń KPT zawierających miedź na jednostkę główną WWER-1000 (blok energetyczny nr 3 BlokNPP),

Zagadnienia podstawowe likwidacja elektrowni jądrowych,

Dopracowanie „Norm dopuszczalnych grubości elementów rurociągów ze stali węglowej AS” RD EO 0571-2006” oraz „Opracowanie wytycznych do oceny stanu technicznego elementów urządzeń i rurociągów podlegających zużyciu erozyjno-korozyjnemu”;

Kompleksowy program działań zapobiegających uszkodzeniom i poprawiających eksploatacyjną odporność na erozję i korozję rurociągów EJ. Nr NPP PRG-550 K07 Koncernu Energoatom na temat „Obliczeniowe i eksperymentalne uzasadnienie wielkości i częstotliwości kontroli zużycia erozyjnego i korozyjnego rurociągów bloków elektrowni jądrowych z reaktorem WWER:1000”,

Opracowanie i analiza wyników pomiarów grubości elementów rurociągów 1-3 bloków EJ Smoleńsk.

Materiały rozprawy zostały przedstawione i omówione na następujących konferencjach międzynarodowych i ogólnorosyjskich: 1. Systemowe problemy niezawodności, modelowanie matematyczne i Technologie informacyjne, Moskwa-Soczi, 1997, 1998.

2. Szkolenie personelu i bezpieczeństwa elektrowni jądrowej, Obnińsk, 1998,1999,2001,

3. VII Międzynarodowa Konferencja Inżynierii Jądrowej. Tokio, Japonia, kwiecień 1923, 1999 ICONE-1.

4. Kontrola i diagnostyka rurociągów, Moskwa, 2001.

5. PSAM 7 ESREL 04 Międzynarodowa konferencja na temat probabilistycznej oceny bezpieczeństwa i zarządzania, Berlin, 2004.

6. Idee matematyczne P.JI. Czebyszew i ich zastosowanie do współczesnych problemów nauk przyrodniczych, Obnińsk, 2006.

7. Bezpieczeństwo, efektywność i ekonomika energii jądrowej, Moskwa,

8. MMR 2007 Międzynarodowa Konferencja Metody Matematyczne w Niezawodności. Glasgow, Wielka Brytania, 2007.

9. Problemy materiałoznawstwa w projektowaniu, wytwarzaniu i eksploatacji urządzeń, St. Petersburg, 2008. Publikacje. Na temat rozprawy opublikowano 57 prac naukowych, w tym 20 artykułów w czasopismach naukowo-technicznych, 15 artykułów w zbiorach, 22 w materiałach pokonferencyjnych.

W pracy poruszono problematykę metodologiczną przewidywania zasobności urządzeń obwodów wtórnych EJ, opracowano metody oparte na podejściu fizyczno-statystycznym oraz zaproponowano efektywne procedury obliczeniowe do obliczania charakterystyk zasobu.

Główne publikacje

1. Gulina O. M., Ostreykovskiy V. A. Zależności analityczne do oceny niezawodności z uwzględnieniem korelacji między obciążeniem a nośnością obiektu// Niezawodność i kontrola jakości. - 1981. - nr 2.-s. 36-41.

2. Gulina OM, Ostreykovsky VA, Salnikov H.JI. Uogólnienie modeli „pola tolerancji parametrów” i „nośności” w ocenie niezawodności obiektów//Niezawodność i kontrola jakości.-1982.-№2.-s. 10-14.

3. Gulina O.M., Salnikov N.JI. Budowa modelu przewidywania zasobów rurociągu w przypadku uszkodzeń erozyjnych Izwiestija wuzow. Energia nuklearna. - 1995r. - Nr Z.-s. 40-46.

4. Gulina OM, Salnikov H.JI. Model dyfuzyjny do prognozowania probabilistycznego zasobów urządzeń energetyki jądrowej//Izvestiya vuzov. Energia nuklearna. - 1995. - nr 1. - str. 48-51.

5. Gulina O. M., Salnikov N. JI. Model do szacowania zasobów rur SG w warunkach pękania korozyjnego// Izwiestija Wuzow. Energia nuklearna. - 1996. - nr 1. - str. 16-19.

6. Egishyants SA, Gulina O. M., Konovalov E. N. Szacowanie dystrybucji zasobów w przypadku sumowania szkód. Izwiestija wuzow. Energia nuklearna. 1997.-nr 1.- s.18-21.

7. Gulina OM, Salnikov H.J. Probabilistyczne prognozowanie zasobów rurociągów i zbiorników ciśnieniowych AS // Izvestiya vuzov. Energia nuklearna. -1998. -Nr 1.-C.4-11.

8. Filimonov E.V., Gulina O.M. Uogólniony model całkowy do przewidywania niezawodności rurociągów elektrowni jądrowej pod obciążeniem zmęczeniowym Izwiestija wuzow. Energia nuklearna. - 1998r. - nr Z.-s.Z-l 1.

9. Gulina O.M. Szacowanie i prognozowanie zasobów sprzętowych EJ. / Badania naukowe w dziedzinie energetyki jądrowej w uczelnie techniczne Rosja: zbiór prac naukowych - M .: MPEI, 1999. - S. 201-204.

Yu.Gulina OM, Salnikov H.JI. Obliczanie charakterystyk zasobów sprzętu w warunkach nieliniowych skutków procesów degradacji//Izwiestija wuzow. Energia nuklearna. -1999. -#4. -s.11-15.

11. V. A. Andreev, O. M. Gulna. Szybka metoda przewidywania wzrostu pęknięć w rurociągach o dużej średnicy//Izvestiya vuzov. Energia Jądrowa - 2000. - Nr 3. - s. 14-18.

12. Gulina OM, Zhiganshin AA, Chepurko V.A. Opracowanie kryterium optymalizacji żywotności jednostki napędowej // Izvestiya vuzov. Energia nuklearna. -2001. -#2. -s.10-14.

13. Gulina O.M., Zhiganshin A.A., Korniets* T.P. Wielokryterialny problem optymalizacji żywotności zespołu napędowego ACS/Izwiestija wuzow. Energia nuklearna. - 2002.-№4.-p. 12-15.

14. Gulina OM, Zhiganshin A.A., Mikhaltsov A.V., Tsykunova S.Yu. Problem oceny żywotności urządzeń EJ w warunkach starzenia // Jądrowe technologie pomiarowe i informacyjne - 2004. - Nr 1. - s.62-66.

15. Gulina OM, Kornienko K.A., Pavlova M.N. Analiza zanieczyszczenia rurki SG i ocena okresu przemywania przez procesy dyfuzyjne // Izvestiya vuzov. Energia nuklearna. -2006. -№1.-s. 12-18.

16. Gulina OM, Kornienko K.A., Politiukow VP, Frolov SA Zastosowanie stochastycznej metody filtrowania Kalmana do przewidywania charakterystyki zasobowej generatora pary w elektrowni jądrowej// Energia Atomowa. - 2006.-t.101 (4).- str.313-316.

17. Gulina OM, Salnikov H.JI. Metody przewidywania zasobów urządzeń do wymiany ciepła AS// Izvestiya vuzov. Energia Jądrowa - 2007. - Nr 3, zeszyt 1. - s. 23-29.

18. Baranenko VI, Gulina OM, Dokukin DA Podstawa metodologiczna przewidywanie zużycia erozyjno-korozyjnego urządzeń elektrowni jądrowej za pomocą modelowania sieci neuronowych // Izvestiya vuzov. Energetyka Jądrowa - 2008. - Nr 1. - s.Z-8.

19. Gulina OM, Pavlova M.N., Polityukov VP, Salnikov H.JI. Optymalna kontrola zasobów generatora pary elektrowni jądrowej// Izwiestija wuzow. Energia jądrowa - 2008 r. - nr 4. - Z. 25-30.

20. AV Igitov, OM Gulina i HJ Salnikov, Problem optymalizacji poziomu do wykrywania niezgody w obserwowanym procesie losowym, Izvestiya vuzov. Energia jądrowa, - 2009-№1.- s. 125-129.

21. Baranenko VI, Yanchenko Yu.A., Gulina OM, Tarasov A.V., Tarasova O.S. Kontrola eksploatacyjna rurociągów narażonych na zużycie erozyjno-korozyjne// Energetyka cieplna.-2009.-№5.-s.20-27.

6.5 Wnioski dotyczące sekcji 6

1. Do oceny częstotliwości kontroli potrzebne są modele prognozowania rozwoju procesu WI. Metody przewidywania intensywności procesu ECI można podzielić na:

Metody wykorzystujące modele analityczne;

Metody wykorzystujące modele empiryczne;

Metody prognozowania z pomocą sztucznej inteligencji.

2. Modele analityczne oparte na teoretycznym opisie procesów fizycznych – poszczególnych mechanizmów ECI – mogą zapewnić jedynie analizę jakościową z uwagi na fakt, że o wpływie na ogólny proces zużycia decyduje wiele czynników: geometria elementu wyposażenia, skład chemiczny metalu, rodzaj chłodziwa i parametry pracy.

3. Modele statystyczne umożliwiają ocenę ogólnego stanu systemu I f lub poszczególnych grup elementów rurociągu ten moment. Modele statystyczne opierają się na danych kontroli operacyjnej. Metody analizy statystycznej służą do szybkiego reagowania na aktualną sytuację: identyfikacji elementów podlegających ECI, oszacowania maksymalnej i średniej prędkości ECI itp. – na podstawie których można oszacować wielkość i przybliżony termin kolejnej kontroli .

4. Modele empiryczne buduje się na podstawie danych i wyników monitoringu terenowego badania laboratoryjne: modele statystyczne, fizykochemiczne i sieci neuronowe. Aby przewidzieć ECI wyposażenia określonego bloku, konieczna jest kalibracja modelu empirycznego z wykorzystaniem danych kontroli terenowej tego bloku. Model uzyskany w wyniku kalibracji nie może być zastosowany do innego bloku bez odpowiedniej adaptacji.

5. Duża liczba parametrów determinujących intensywność procesu EIO wpływa na siebie w sposób złożony. Wykorzystanie SSN do rozwiązania problemu prognozowania FEC umożliwia ocenę wzajemnego wpływu wszystkich czynników, podkreślenie istotnych właściwości napływających informacji i ostatecznie poprawę dokładności prognozy bez określania wszystkich zależności między wieloma czynnikami które określają proces FEC. Pozwala to uzasadnić podejście sieci neuronowej do wyznaczania intensywności procesu FAC w urządzeniach przewodu doprowadzającego skropliny EJ.

6. Podano przegląd metod uczenia sieci neuronowych oraz zaproponowano optymalną kombinację podejść do tworzenia i uczenia sztucznej sieci neuronowej, która rozwiązuje problem przewidywania intensywności FAC w rurociągach EJ. Dla zwiększenia wiarygodności prognozy niezbędne jest bowiem filtrowanie danych, polegające na wykorzystywaniu wyłącznie informacji o trzebieżach proces FCI jest związany ze ścieńczeniem ścianek, a zgrubienia są spowodowane przenoszeniem produktów korozji.

7. Badania przeprowadzono w oparciu o uproszczoną sztuczną sieć neuronową rozwiązującą problem przewidywania pocienienia ścianki prostego odcinka rurociągu z ośrodkiem jednofazowym CPT EJ z WWER. Uproszczona sieć jest szkolona przy użyciu algorytmu elastycznej propagacji wstecznej. Obszar prawidłowego prognozowania określany jest w przedziale czasowym do 4 lat.

8. Aby zoptymalizować rozwiązanie problemu przewidywania wskaźnika FAC za pomocą NN, zaproponowano algorytm obejmujący

Wykonywanie analizy skupień dla analizowanych sytuacji w celu podzielenia ich na skupienia sytuacji o podobnych właściwościach, przy czym dokładność można poprawić uwzględniając lokalne i unikalne dla każdego skupienia zależności i czynniki. I

Konstrukcja dla każdej klasy zbioru wejściowego NN wyszkolonego przy użyciu algorytmu wstecznej propagacji, który obliczy pocienienie ścianki rurociągu dla przewidywanego okresu.

9. Zaproponowany algorytm jest realizowany z wykorzystaniem kompleksu sieci neuronowych

replikacyjny NS;

Samoorganizująca się mapa Kohonnen;

Propagacja wsteczna NS. t

WNIOSEK

Główne wyniki teoretyczne i praktyczne uzyskane w pracy są następujące.

1. Na podstawie analizy i usystematyzowania danych eksploatacyjnych, cech wpływu procesów fizycznych na procesy starzenia metali urządzeń obwodów wtórnych, potrzeby opracowania i zastosowania modeli fizycznych i statystycznych do oceny, prognozowania i zarządzania usługą żywotność urządzeń elektrowni jądrowej jest uzasadniona. Analiza wykazała decydujący wpływ obecności miedzi w obwodzie na intensywność procesów starzenia metalu urządzeń drugiego obwodu EJ. Indywidualne podejście do oceny aktualnego stanu urządzeń i opracowanie modeli predykcyjnych przy maksymalnym wykorzystaniu dostępnych informacji: danych o uszkodzeniach i ich przyczynach, czynnikach intensyfikujących procesy uszkodzeń, danych z okresowego monitoringu stanu technicznego, parametrów chemicznych, a także środki przyczyniające się do łagodzenia warunków eksploatacji i zmniejszania intensywności procesów uszkodzeń, - określa metody obliczania charakterystyk zasobowych urządzeń.

2. Pokazano wzajemny wpływ urządzeń torów doprowadzania kondensatu i pary, połączonych obiegiem wodnym, na wzajemny stan techniczny, aw szczególności na stan techniczny i sprawność pracy SG. Uwzględniono główne procesy starzenia charakterystyczne dla metalu urządzeń obwodu wtórnego, a także czynniki wpływające na żywotność rur skraplacza, HDPE i HPH, rurociągów i rur wymiany ciepła SG. Odnotowuje się działania mające na celu zmniejszenie intensywności procesów niszczących.

3. Optymalizacja żywotności bloku energetycznego odbywa się w oparciu o kryterium ekonomiczne uwzględniające zróżnicowanie kosztów i wyników, charakterystyki niezawodnościowe wyposażenia bloku oraz koszty napraw i wymian urządzeń w trakcie eksploatacji - wartość bieżąca netto (NPV). Kryterium optymalizacji żywotności jest maksymalna wartość NPV.

Strukturę przepływu płatności uzyskuje się za pomocą opracowanego modelu eksploatacji Markowa. Zaproponowany model kalkulacji kosztów eksploatacji uwzględnia straty związane z przestojami, koszt wyprodukowanej energii elektrycznej, koszt odtworzeń, koszt prac renowacyjnych, koszt działań modernizacyjnych itp.

4. Opracowano i zbadano metody przewidywania charakterystyk eksploatacyjnych urządzeń na podstawie akumulacji uszkodzeń od działania różnych procesów starzeniowych materiału urządzeń obwodu wtórnego EJ z uwzględnieniem ich probabilistycznego charakteru. Aby ocenić wydajność sprzętu, wprowadza się stochastyczną miarę uszkodzeń opartą na kumulacji uszkodzeń w materiale w wyniku działania określonych procesów starzenia. Zasób jest definiowany jako moment, w którym losowy proces kumulacji szkód przekracza ustalony poziom.

5. Charakterystyki probabilistyczne zasobu uzyskano metodami liniowego i nieliniowego sumowania uszkodzeń - dla procesów erozji uderzeniowej w przepływie dwufazowym oraz korozji naprężeniowej rur wymiennika ciepła SG - przy różne wartości stężeń czynników szkodliwych i obliczone na podstawie asymptotycznych przybliżeń teorii prawdopodobieństwa i statystyki matematycznej.

6. Dla procesu erozji uderzeniowej typowej dla łuków rurociągów parowych, łopatek turbin parowych, odcinków wlotowych PSTE w HPH itp. za podstawę przyjmuje się mechanizm uderzenia kropli o stałą powierzchnię , uwzględniając rozkłady prędkości normalnych, wielkość kropli, a także takie parametry jak wilgotność pary, natężenie przepływu, promień plamy uderzenia, temperatura, ciśnienie, gęstość cieczy i pary, prędkość dźwięku cieczy, parametry materiałowe.

W przypadku rur wymienników ciepła SG proces uszkodzenia opiera się na procesie korozji naprężeniowej, której intensywność zależy istotnie od stężeń aktywatorów korozji, obecności osadów na powierzchni wymiany ciepła oraz zawartości miedzi w osadach, co umożliwia kontrolę procesu starzenia SG HOT poprzez uprawomocnienie wartości odpowiednich parametrów modelu.

7. Zaproponowano i uzasadniono podejście wykorzystujące stochastyczne filtrowanie liniowe do uwzględnienia heterogenicznych informacji o obiekcie przy przewidywaniu jego zasobu, a także do uwzględnienia działań podjętych lub planowanych w celu zmniejszenia intensywności procesów starzenia. Metoda filtrowania stochastycznego Kalmana jest przystosowana do przewidywania charakterystyki zasobów rur wymienników ciepła SG. Opracowano filtry wygładzające i algorytmy predykcyjne. używany Dodatkowe informacje w postaci danych z kontroli okresowych, umiejscowienia rury w zestawie, błędów w pomiarach grubości ścianek itp. Na podstawie wymagań dotyczących tempa procesu starzenia można określić optymalny okres lub optymalny plan obserwacji. Sformułowano zasadę optymalnego algorytmu zarządzania zasobem HOT SG.

8. Podano systematyczny przegląd modeli przewidywania FEC w elementach wyposażenia. Opracowano procedury przetwarzania danych pomiarowych grubości elementów wyposażenia obwodów wtórnych EJ w celu optymalizacji wielkości i częstotliwości kontroli. Na podstawie analizy dużej ilości danych monitoringowych dla elektrowni jądrowych z reaktorami VVER-1000, RBMK-1000, VVER-440 – KlnNPP, BlkNPP, NVNPP, KolNPP,

SAES – opracował metody i algorytmy przetwarzania danych pomiarowych grubości, wymagania dotyczące rodzaju i jakości informacji dostarczanych do obliczeń, wprowadził pojęcie kategorii do wyznaczenia grupy ryzyka dla intensywnego trzebienia. Proponuje się uwzględnienie w planie kontroli elementów, których rezydualny okres eksploatacji zbliża się do daty kolejnego wyłączenia.

9. Zasadne jest wykorzystanie modelowania sieci neuronowych do rozwiązania problemu predykcji FAC, co pozwala ocenić wzajemny wpływ wszystkich czynników wpływających, uwypuklić istotne właściwości napływającej informacji operacyjnej bez określania wszystkich zależności między wieloma czynniki determinujące proces FAC. Na przykładzie badania uproszczonej sieci do przewidywania pocienienia ścianki prostego odcinka rurociągu głównego kondensatu EJ z WWER, wytrenowanej algorytmem sprężystej propagacji wstecznej, poprawność prognozy jest pokazana w przedziale czasowym do 4 lat.

10. Aby zoptymalizować rozwiązanie problemu przewidywania prędkości ECI za pomocą sieci neuronowej, zaproponowano algorytm obejmujący

Filtrowanie danych do treningu;

- „identyfikacja” charakterystycznych cech zbioru wejściowego i redukcja na jego podstawie liczby czynników wejściowych;

Przeprowadzanie analizy skupień dla analizowanych sytuacji;

Budowanie dla każdej klasy sieci neuronowej wytrenowanej algorytmem wstecznej propagacji.

Zaproponowany algorytm jest realizowany z wykorzystaniem zestawu sieci neuronowych: replikacyjnej NN; samoorganizująca się mapa Kohonnen; Propagacja wsteczna NS.

1. RD-EO-0039-95. Wymagania normatywne i metodyczne zarządzania charakterystyką zasobową elementów bloku EJ. M., 1997.

2. Gromadzenie i prowadzenie dokumentacji w celu zarządzania starzeniem się elektrowni jądrowych MAEA. Publikacje dotyczące praktyki bezpieczeństwa. #50-P-3, Wiedeń, 1997.

3. Muratov O.E., Tichonow M.H. Likwidacja elektrowni jądrowej: problemy i rozwiązania (www.proatom.ru)

4. Ageev A.G., Korolkov BM, Belov VI, Semyakin A.A., Kornienko K.A., Trunov N.B. Badania termochemiczne wytwornicy pary PGV-1000M z przebudowanym PDL i zmodernizowaną instalacją wodociągową.// Sprawozdanie roczne ENIC VNIIAES, 1999.

5. Baranenko VI, Gashenko VA, Trubkina NE, Bakirov M.B., Yanchenko Yu.A. Niezawodność eksploatacyjna rur wymiany ciepła generatorów pary bloków EJ z WWER // Materiały z seminarium w EJ Kalinin, 16-18 listopada 1999 r., s. 133-158.

6. Metodologia zarządzania starzeniem się elementów elektrowni jądrowej ważnych dla bezpieczeństwa MAEA. Seria raportów technicznych, nr 338. Wiedeń, 1998.

7. Baranenko VI, Baklashov CA Analiza uszkodzeń eksploatacyjnych skraplaczy i podgrzewaczy niskociśnieniowych. Przygotowanie harmonogramu wymiany urządzeń doprowadzających kondensat. VM.21.02.00.TO. FGUPVNIIAM. M., 2003.

8. Chexal V.K. (Bind), Horowitz J.S. Model korozji przyspieszonej przepływem Chexala-Horowitza - parametr i wpływy. Obecna perspektywa Interu. Zbiorniki ciśnieniowe i rurociągi: kody i normy . Książka nr. 409768.-1995.-P. 231-243.

9. Wypadek w elektrowni jądrowej „Sarri-2”// Technologia jądrowa za granicą. -1987.- nr 10. -s.43.

10. Pęknięcie wtórnej rury w bloku energetycznym Mihama 3. Mr. Hajime Ito.// The Kansai Electric Power Co., Inc. konf. WANO. 2005. 15 s.

11. T. Inagaki. Działania MAEA związane z zarządzaniem starzeniem się i bezpieczną długoterminową eksploatacją, w tym FAC// Seminarium na temat korozji erozji i korozji wspomaganej przepływem 6-8 listopada 2007 r., Obninsk, Rosja.

12. Jensa Gunnarsa. Przegląd Erosion-Corrosion// Seminarium na temat Erosion-Corrosion i Flow Assisted Corrosion 6-8 listopada 2007 r., Obnińsk, Rosja.

13. Jan Pietralik. Seminarium FAC: Założenia teoretyczne// Seminarium oni

15. Pipe Break powoduje śmierć w Surry. // Nucl.Eng.Inter., 1987 v.32. str. 4.

16. RD EO 0571-2006. Normy dopuszczalnych grubości elementów rurociągów ze stali węglowych elektrowni jądrowych. 44 str.

17. Bakirov M.B., Kleshchuk S.M., Chubarov S.V., Nemytov D.S., Trunov N.B., Lovchev V.N., Gutsev D.F. Opracowanie atlasu uszkodzeń rur wymiany ciepła wytwornic pary w EJ z WWER. 3-5 października 2006 FSUE OKB "PRASY GIDROPRESOWE".

18. Kharitonov Yu.V., Brykov S.I., Trunov N.B. Prognozowanie gromadzenia się osadów produktów korozji na powierzchniach wymiany ciepła wytwornicy pary PGV-1000M//Energetyka Cieplna Nr 8, 2001, s.20-22.

19. Zapewnienie bezpiecznej i niezawodnej pracy wytwornic pary PGV-1000. Wyd. Aksenova VI / / Materiały z seminarium w EJ Kalinin, 16-18 listopada 1999 r., s. 78-132.

20. Trunov NB, Loginov SA, Dragunov Yu.G. Procesy hydrodynamiczne i termochemiczne w generatorach pary elektrowni jądrowych z WWER. Moskwa: Energoatomizdat, 2001. - 316 str.

21. Baranenko VI, Oleinik Cj\, Budukin S.Yu., Bakirov M.B., Yanchenko Yu.A., Kornienko K.A. Zapewnienie niezawodności pracy wytwornic pary w elektrowniach jądrowych z WWER / / Inżynieria ciężka -2001, nr 8. - s.6-9.2001. - s.71-72.

22. Yovchev M. Korozja urządzeń energetyki cieplnej i jądrowej. M.: Energoatomizdat, 1988.- 222 s.

23. Analiza danych operacyjnych dotyczących utrzymania reżimu wodno-chemicznego obwodu wtórnego w blokach energetycznych nr 1-4 elektrowni jądrowej Balakovo w 2005 r. / / M., VNIIAES, 2006

24. Analiza danych eksploatacyjnych dotyczących utrzymania reżimu wodno-chemicznego obiegu wtórnego w blokach energetycznych nr 1-4 BlokNPP za II kwartał 2006 r. M., VNIIAES, 2006.

25. Normy do obliczania wytrzymałości urządzeń i rurociągów elektrowni jądrowych (PNAE G-7-002-86). -M.: Energoizdat, 1989.

26. Nikitin V.I. Uszkodzenia korozyjne skraplaczy turbin parowych i wyznaczanie rezydualnej żywotności ich rurociągów.// Energetyka Cieplna - 2001. - Nr 11. Z. 41-45.

27. VI. Baranenko, O.A. Bielakow. Prognozowanie żywotności rur wymienników ciepła kondensatorów bloku energetycznego nr 2 EJ Kalinin//Raport naukowo-techniczny D. Nr 2006/4.15.5/16473 str.26. Elektrogorsk, 2006.

28. Raport z badań. Sprawdzenie technologii naprawy i renowacji rur wymiany ciepła EJ poprzez nałożenie powłoki polimerowej na wewnętrzną powierzchnię rur wymiany ciepła. M. 2003. Zatwierdzony. Tech. dyrektor NPO "ROKOR" dr hab. A.B. Iljin. -22s.

29. Gulina OM, Semiletkina I.V. Określenie okresu utajonego zniszczenia erozyjnego // Diagnostyka i przewidywanie niezawodności, elementy elektrowni jądrowych: zbiór prac naukowych działu ACS - Obnińsk: IATE - 1992. - nr 8 - s. 31-34

30. Gulina O.M. Szacowanie i prognozowanie żywotności urządzeń elektrowni jądrowych// Badania naukowe w dziedzinie energii jądrowej na uczelniach technicznych Rosji: zbiór prac naukowych. M.: MPEI, 1999.- str. 201-204.

31. Zb Zażygajew JI. S., Kishyan AA, Romanikov Yu I. Metody planowania i przetwarzania wyników eksperymentu fizycznego. M., Atomizdat, 1978.

32. Antonovich A.V., Butovsky JI.C. Wpływ uszkodzeń układu rur skraplacza na sprawność instalacji turbinowych w TPP i EJ // Energetika i electrifikatsiya., 2001. Nr 7. s. 29-34.

33. Nigmatulin B., Kozyrev M: Energia jądrowa w Rosji. Czas straconych szans.// Strategia atomowa. Dziennik elektroniczny. lipiec 2008 (www.proatom.ru).

34. Cherkasov V. Energia jądrowa w Rosji: stan, problemy, perspektywy (http://www.wdcb.ru/mining/doklad/doklad.htm").

35. Rassokhin NG Elektrownie parowe elektrowni jądrowych. M.: Energoatomizdat, 1987. - 384 s.

36. Baranenko VI, Oleinik S.G., Budukin S.Yu., Bakirov M.B., Yanchenko Yu.A., Kornienko K.A. Zapewnienie niezawodności działania wytwornic pary NPP z WWER / / Inżynieria ciężka.-2001-№8.-s.6-9.

37. N. B. Trunov, V. V. Denisov, Yu. G. Dragunov, GF Banyuk i Yu. Funkcjonalność rur wymiany ciepła elektrowni jądrowych SG z VVER.// Materiały z regionalnego seminarium MAEA „Integralność rur SG”, Udomlya, 27-30 listopada 2000 r. - s. 12-18.

38. Iwanisow V.F. Problemy VTK w EJ Kalinin.// Materiały z seminarium w EJ Kalinin, 16-18 listopada 1999 r. - s. 55-57.

39. Gulina O.M. Szacowanie i prognozowanie zasobów sprzętowych EJ. /sob. prace naukowe „Badania naukowe w dziedzinie energii jądrowej na uczelniach technicznych Rosji”. M. - Wydawnictwo MPEI - 1999 - s. 201-204.

40. Gulina OM, Salnikov H.JI. Probabilistyczne prognozowanie zasobów rurociągów i zbiorników ciśnieniowych AS.// Izwiestija Uniwersytety. Energia jądrowa, 1998.-nr 1.-C.4-11.

41. Gulina OM, Salnikov H.JI. Metody przewidywania zasobów urządzeń do wymiany ciepła AS// Izvestiya vuzov. Energia Jądrowa - 2007. - Nr 3, zeszyt 1. - s. 23-29.

42. Jan Petralik. Erozja uderzeniowa cieczy i erozja kawitacyjna.// Przebieg seminarium FAC. Obnińsk, Rosja „6-8 listopada 2007.

43. Baranenko VI, Oleinik S.G., Merkushev B.H. i wsp. Niezawodność eksploatacyjna elementów konstrukcyjnych wytwornic pary w EJ z WWER. Kwestie nauki i technologii atomowej. Ser. Zapewnienie bezpieczeństwa elektrowni jądrowych - 2003, zeszyt Z. - s.85-100.

44. Antonow AV, Ostreikovsky V.A. Ocena charakterystyk niezawodnościowych elementów i systemów elektrowni jądrowych metodami kombinowanymi. -M.: Energoatomizdat, 1993.-368s.

45. Skripnik VM, Nazin A.E., Prikhodko Yu.G. Analiza niezawodności systemów technicznych na podstawie ocenzurowanych próbek. -M.: Radio i łączność, 1988: -289s.

46. ​​Severtsev NA, Yanishevsky I.M. Niezawodność układu redundantnego z obciążonym zapasem podczas prewencyjnego utrzymania elementu rezerwowego. //Niezawodność i kontrola jakości, -M.: Radio i komunikacja, 1995.-s.94-100.

47. Taratunin V.V., Elizarov A.I., .Panfilova S.E. Zastosowanie metody grafów Markowa w problemach rozkładu wymagań5 na niezawodność Raport techniczny-M.: VNIIEAS, 1997. -48s.

48. VV Taratunin, AI Elizarov. Probabilistyczne metody zarządzania niezawodnością elektrowni jądrowych, bloków energetycznych; systemów: i poszczególnych urządzeń na etapie eksploatacji - oraz wydłużenia wyznaczonego: okresu eksploatacji. Raport o NTS.- M.: VNIIAES, 1999. -57s.

49. Taratunin V.V., Elizarov A.I. Probabilistyczna ocena niezawodności urządzeń i: systemów! EJ, biorąc pod uwagę starzenie się oraz obecny system konserwacji i remontów. Raport techniczny. Rosenergoatom.-M.: VNIIAES, 2000. -100s.

50. RD-EO-0039-95. Wymagania normatywne i metodyczne ^ do zarządzania charakterystyką zasobów elementów bloków energetycznych AS.-M., 1997.

51. N. Dawidenko, S. Niemytow, K. Kornienko, W. Wasiliew. Integralność elementów generatorów pary VVER budzących obawy Rosenergoatom//

52. Proceedings of MAEA Regional Workshop on „Steam Generator Degradation and Inspection”, Saint Denis, Francja, 1999. Wiedeń: IAEA, 1999.

53. Gulina OM, Pavlova M.N., Polityukov VP, Salnikov H.JI. Optymalna kontrola zasobów generatora pary elektrowni jądrowej// Izwiestija wuzow. Energia Jądrowa - 2008r. - nr 4. ~s. 25-30.

54. Gulina OM, Kornienko K.A., Pavlova M.N. Analiza zanieczyszczenia kanalików SG i ocena okresu przemywania za pomocą procesów dyfuzyjnych. // Uniwersytety Izwiestija. Energia jądrowa, 2006.- nr 1.- s. 12-18.

55. Gulina O. M., Ostreykovskiy V. A. Zależności analityczne do oceny niezawodności z uwzględnieniem korelacji między obciążeniem a nośnością obiektu. // Niezawodność i kontrola jakości. - 1981. -№2.-s. 36-41.

56. Gulina OM, Ostreykovskii VA, Salnikov H.J1. Uogólnienie modeli „pola tolerancji parametrów” i „nośności” w ocenie niezawodności obiektów.//Niezawodność i kontrola jakości.-1982.-№2.-s. 10-14.

57. Igitov AV, Gulina OM, Salnikov H.JT. Problem optymalizacji poziomu do wykrywania dysonansu w obserwowanym procesie losowym.//Izvestiya vuzov. Energia jądrowa. - 2009 - nr 1. - s. 25-29.

58. Wdrożenie i przegląd programu zarządzania starzeniem się elektrowni jądrowych MAEA. Seria raportów o bezpieczeństwie, nr 15. Wiedeń, 1999, s. 35.

59. Metodologia zarządzania starzeniem się elementów elektrowni jądrowej ważnych dla bezpieczeństwa MAEA. Seria raportów technicznych, nr 338. Wiedeń, 1998.

60. Podstawowe zasady dla elektrowni jądrowych, seria bezpieczeństwa nr. 75-INSAG-3, Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej, Wiedeń, 1988; INSAG-8.

61. Kowalewicz O.M. Wydłużenie żywotności bloków elektrowni jądrowych.//Energia atomowa, t. 88, zeszyt 1, styczeń 2000.

62. RD-EO-0039-95. Wymagania normatywne i metodyczne zarządzania charakterystyką zasobową elementów bloku EJ. -M., 1997.

63. RD EO „0096-98. Standardowe przepisy dotyczące zarządzania charakterystyką zasobów elementów AS bloków energetycznych. M., 1997.

64. Tutnov I.A. Zarządzanie procesami starzenia się elektrowni jądrowych// Technologia jądrowa za granicą.-2000.-№4.-p. 10-15.

65. Stiepanow I.A. Monitorowanie rezydualnego okresu eksploatacji urządzeń EJ w aspekcie korozyjno-mechanicznej wytrzymałości materiałów konstrukcyjnych // Energetyka cieplna - 1994r. nr 5.

66.RD EO-0085-97. Konserwacja i naprawa systemów i urządzeń elektrowni jądrowych. Normatywny czas trwania naprawy EA EB. -M., 1997.

67. RD EO 0077-97. Tymczasowe wytyczne do obliczania mocy eksploatacyjnej bloków energetycznych elektrowni jądrowych. M., 1997

68. Sigal E.M. Projekt ICF jako wskaźnik efektywności wykorzystania mocy zainstalowanej elektrowni jądrowych // Energia atomowa.-2003.-t.94, zeszyt 2. Z. 110-114.

69. Raport konsultantów MAEA ze spotkania w sprawie starzenia się elektrowni jądrowych i zarządzania ich żywotnością// MAEA, Wiedeń, Austria, sierpień 1989 r.

70. Akiyama M. Program badań starzenia się w celu oceny życia roślin.// Stażysta. Symp. starzenia się elektrowni jądrowej, od 30 sierpnia do września 1 września 1988, Bethesda, Maryland, USA.

71. Sigal EM Ranking odchyleń od normalnej pracy urządzeń EJ według stopnia ich wpływu na współczynnik wykorzystania mocy zainstalowanej // Energia Atomowa - 2002. - t. 92, poz. 3.

72. Taratunin V.V., Tyurin M.N., Elizarov A.I. i inne Opracowanie modeli matematycznych rozkładu wymagań dotyczących niezawodności elementów bloków energetycznych. Przygotowanie kodu obliczeniowego. /Raport -M.: VNIIAES, 2002.

73. Gulina OM, Zhiganshin A.A., Korniets TP. Wielokryterialny problem optymalizacji żywotności.// Izwiestija wuzow. Energia Jądrowa - 2002. - Nr 4. - s. 12-15.

76. Federacja Rosyjska, Państwowy Komitet Federacji Rosyjskiej ds. Polityki Budowlanej, Architektonicznej i Mieszkaniowej nr VK 447 z dnia 21 czerwca 1999 r., M. Ekonomia 2000.

77. Komisarchik TN, Gribov V.B. Metody analizy porównawczej efektywności ekonomicznej alternatywnych rozwiązań inżynierskich w projektowaniu źródeł energii.// Energetyka cieplna.-2000.*-№8.- str. 58-62.

78. Karchow A.N. Podstawy gospodarki rynkowej. Fianfond, M., 1994.

79. Kazaczkowski OD. Podstawy racjonalnej teorii wartości. Moskwa: Energoatomizdat, 2000.

80. Kazaczkowski OD. Obliczanie parametrów ekonomicznych elektrowni jądrowych // Energia atomowa - 2001. - t. 90, zeszyt 4.

81. Karchow A.N. Ocena ekonomiczna propozycje budowy elektrowni jądrowych // Technika jądrowa za granicą - 2002 r. - nr 2. - s. 23-26.

82. Gulina OM, Zhiganshin AA, Chepurko V.A. Opracowanie kryterium optymalizacji żywotności bloku energetycznego.// Izwiestija WUZow. Energia Jądrowa - 2001. - Nr 2. - s. 10-14.

83. Gulina OM, Zhiganshin A.A., Mikhaltsov A.V., Tsykunova S.Yu. Problem oceny żywotności urządzeń EJ w warunkach starzenia // Technologie i Pomiary Jądrowe - 2004. - Nr 1. - s. 62-66.

84. Karchow A.N. Ceny równowagi w energetyce na podstawie wartości zdyskontowanej. Preprint nr IBRAE-98-07, M., 1998.

85. O. Gulina, N. Salnikow. Multicriterion Problem of NPP Lifetime Management// PSAM 7 ESREL 04 Międzynarodowa konferencja na temat probabilistycznej oceny bezpieczeństwa i zarządzania, 14-18 czerwca 2004 r., Berlin, Niemcy.

86. Likhachev Yu.I., Pupko V.Ya. Wytrzymałość elementów paliwowych reaktor nuklearny/ M.: Atomizdat, 1975.

87. Salnikov N.L., Gulina OM, Kornienko K.A., Frolov SA. Ocena niezawodności generatora pary metodami sumowania uszkodzeń (pośrednia w ramach umowy nr 2004/4.1.1.G.7.7/9224)// Sprawozdanie z badań - Obnińsk: IATE, 2004. - 71 s.

88. Gulina O.M. Analityczna metoda oceny niezawodności sprzętu w warunkach kumulacji uszkodzeń.// W sob. prace naukowe katedry. ACS "Diagnostyka i przewidywanie niezawodności elementów elektrowni jądrowych". Obnińsk. - IATE.-1998. - nr 12. - s.56-59.

89 Gens Gunnars, Inspecta. Przegląd erozji-korozji.// Przebieg seminarium FAC. Obnińsk, Rosja „6-8 listopada 2007.

90. Jan Petralik. Erozja uderzeniowa cieczy i erozja kawitacyjna.// Przebieg seminarium FAC. Obnińsk, Rosja „6-8 listopada 2007

91. Bogachev A. F. Analiza danych o uszkodzeniach podgrzewaczy wysokociśnieniowych s. 91. K. D. od strony wody // Energetyka cieplna.-1991.-nr 7.

92. Shubenko-Shubin JI. A., Shubenko A. JL, Kovalsky A. E. Model kinetyczny procesu i ocena okresu inkubacji destrukcji materiałów narażonych na przepływy kropelkowe// Energetyka Cieplna. 1987. - nr 2. - s. 46 - 50.

93. N. Henzel, DC Grosby, S.R. Eley. Erozja/korozja w elektrowniach Jedno- i dwufazowe doświadczenie przepływu, przewidywanie, zarządzanie NDE// str.109-116.

94. Erozja. jod wyd. K. Pris. M.: Mir, 1982.

95. Kastner W., Hofmann P., Nopper H. Erozja-korozja w elektrowniach// Kodeks decyzyjny dotyczący dragradacji materiałów współpracujących VGB Kraftwerktechnik. 1990. - V. 70.- Nr 11. - P. 806-815.

96. Gulina OM, Salnikov H.JI. Budowa modelu przewidywania zasobów rurociągu w przypadku uszkodzeń erozyjnych Izwiestija wuzow. Energia jądrowa.-1995.-Nr 3.-P.40-46.

97. Kirillov P. JI. Notatki z wykładu z kursu "Przepływ ciepła i masy (przepływy dwufazowe)". Obnińsk: IATE, 1991.

98. Czudakow M.V. Metody zapewnienia niezawodności rurociągów EJ w warunkach erozji uderzeniowej// Diss. na stopień doktora Petersburg, 2005

99. Kastner V., Knopper H.Yu.Resner R. Ochrona rurociągów przed erozją korozyjną// Energia atomowa. 1993r. - T. 75, wyd. 4. -s.286-294.

100. Gulina O.M1., Salnikov H.JI. Ocena charakterystyk zasobów rurociągów parowych WWER-440 w warunkach zużycia erozyjno-korozyjnego. Abstrakty raportów. Obnińsk, 4-8 października 1999 r

101. Egishyants S. A., Gulina O. M., Konovalov E. N. Oszacowanie dystrybucji zasobów w przypadku sumowania szkód // Izvestiya VUZov. Energia jądrowa.-1997.- nr 1.- s. 18-21.

102. Gosselin S.R., Fleming K.N. Ocena potencjału awarii rur poprzez ocenę mechanizmu degradacji.// 5. Międzynarodowa Konferencja Inżynierii Jądrowej, 26-30 maja D997, Nicea, Francja.

103. Margolin B.Z., Fedorova B.A., Kostylev V.I. Podstawowe zasady oceny trwałości kolektorów PGV-1000 i perspektywy przewidywania żywotności kolektorów bloku nr 1 EJ Kalinin // Materiały z seminarium w EJ Kalinin, 16-18 listopada 1999 r. - s. 61-72.

104. Rassokhin NG, Gorbatykh VP, Sereda E.V., Bakanov A.A. Prognozowanie zasobności urządzeń elektroenergetycznych w warunkach spękań korozyjnych // Energetyka cieplna - 1992r. - nr 5. s. 53-58.

105. Gulina O. M., Salnikov N. JI. Model do szacowania zasobów rur SG w warunkach pękania korozyjnego. // Wiadomości z uczelni. Energia nuklearna. 1996. - nr 1. - s. 16-19.

106. Karzov GP, Suvorov SA, Fedorova VA, Filipov A.V., Trunov NB, Brykov S.I., Popadchuk B.C. Główne mechanizmy uszkodzeń rur wymiany ciepła na różnych etapach eksploatacji wytwornic pary typu PGV-1000.

107. Miejscowa korozja metalu urządzeń elektroenergetycznych. Wyd. Gorbatykh VPM: Energoatomizdat, 1992.

108. Gulina OM, Salnikov H.JI. Obliczanie charakterystyk zasobów sprzętu w warunkach nieliniowych skutków procesów degradacji//Izwiestija wuzow. Energia jądrowa.-1999. -#4. -s.11-15.

109. Baranenko VI, Malakhov I.V., Sudakov A.V. O charakterze zużycia erozyjno-korozyjnego rurociągów w pierwszym bloku energetycznym południowo-ukraińskiej elektrowni jądrowej // Teploenergetika.-1996.-№12.-s.55-60.

110. Gulina O.M., Kornienko K.A., Frolov S.A. Opracowanie i badania modeli przewidywania żywotności wytwornicy pary.// IX Międzynarodowa Konferencja "Bezpieczeństwo i Szkolenia NPP". Tez. raport Obnińsk, 24-28 października 2005 r

111. Nadinich B. Ustalenie kryteriów tłumienia rur wymiany ciepła w generatorach pary elektrowni jądrowych z reaktorami VVER-440, VVER-1000// Teploenergetika.- 1998.- Nr 2. s. 68-70.

112. Gulina OM, Kornienko K.A., Politiukow VP, Frolov SA Zastosowanie stochastycznej metody filtrowania Kalmana do przewidywania charakterystyk zasobów generatora pary elektrowni jądrowej//Atomic Energy.- 2006.-t.101 (4).- str.313-316.

113. Salnikov H.JI., Gulina O.M., Kornienko K.A., Frolov SA. i inne Analiza danych eksploatacyjnych dotyczących stanu technicznego wyposażenia KPT (pośrednictwo w ramach umowy nr 2004/4.1.1.1.7.7/9224)// Raport z badań Obninsk: IATE, 2004.- 68 s.

114. Kornienko K. A. Zarządzanie zasobami elementów ciągu kondensatu bloków energetycznych WWER na podstawie analizy danych eksploatacyjnych. Rozprawa o stopień kandydata nauk technicznych. Obnińsk, 2007.

115. Balakrishnan A.V. Teoria filtrowania Kalmana. M.: Mir, 1988.168 s.

116. AN Shiryaev i R. Sh. Liptser, Statystyka procesów stochastycznych. -M.: Nauka, 1974. 696 s.

117. Kastner W., Hofinann P., Nopper H. Erozja-korozja Elektrownie. // Kodeks decyzyjny dotyczący dragradacji materiałów współpracujących VGB Kraftwerktechnik. 1990. - V. 70, nr 11. - s. 806-815.

118. DASY dokumentiert Wanddichenme|3 Bwerte von Rohrleitungen Siemens AG Unternemensbereich KWU// Hammerbacherstrabe 12-14 Dostfach 32-80, czerwiec 1993. D-91056 Eriangen.

119. Sprawa N-480. Wymagania badawcze dotyczące ścieńczenia ścianek rur w wyniku jednofazowej erozji i korozji. Sekcja XI, dział. str. 787-795.

120. Paszport certyfikacyjny oprogramowania EKI-02. Data rejestracji 17.03.2003, data wystawienia 19.09.2003

121. Paszport certyfikacyjny oprogramowania EKI-03. Data rejestracji 17.03.2003, data wystawienia 23.06.2003

122. Baranenko V.I. Małachow I.V. Sudakow AV O naturze zużycia erozyjno-korozyjnego rurociągów w pierwszym bloku energetycznym południowoukraińskiej elektrowni jądrowej // Teploenergetika - 1996. Nr 12, - s. 55-60.

123. Baranenko V.I. Gashenko V.A. Pola VI i wsp. Analiza zużycia erozyjno-korozyjnego rurociągów bloku energetycznego nr 2 elektrowni jądrowej Balakovo// Teploenergetika.- 1999.- Nr 6.- P. 18-22.

124. Baranenko V.I. Oleinik S.G. Janczenko Yu.A. Stosowanie narzędzia oprogramowania do obliczania zużycia erozyjno-korozyjnego elementów systemów rurociągów elektrowni jądrowych//Teploenergetika.-2003.- Nr 11.-S. 18-22.

125. Baranenko V.I. Oleinik S.G. Janczenko Yu.A. itp. Uwzględnianie zużycia erozyjno-korozyjnego podczas eksploatacji rurociągów elektrowni jądrowej.// Energetyka cieplna.-2004.- Nr 11.- P. 21-24.

126. Baranenko V.I. Oleinik S.G. Filimonow GN i inne Sposoby poprawy niezawodności generatorów pary w blokach elektrowni jądrowych z reaktorem WWER.//Teploenergetika.- 2005. Nr 12. -S. 23-29.

127. Baranenko VI, Yanchenko Yu.A. Rozwiązanie problemu zmniejszenia zużycia erozyjno-korozyjnego urządzeń i rurociągów w zagranicznych i krajowych elektrowniach jądrowych// Energetyka cieplna.-2007.-№5.-s.12-19.

128. Typowy program kontroli eksploatacyjnej stanu metali nieszlachetnych i połączeń spawanych urządzeń i rurociągów EJ z WWER-1000. ATPE-9-03. 2003.

129. Typowy program monitorowania stanu metali nieszlachetnych oraz połączeń spawanych urządzeń i rurociągów elektrowni jądrowej z reaktorem WWER-440 podczas eksploatacji. ATPE-2-2005.

130. Typowy program kontroli eksploatacyjnej stanu metali nieszlachetnych i połączeń spawanych urządzeń i rurociągów instalacji ważnych dla bezpieczeństwa, bloków EJ z RBMK-1000. ATPE-10-04. 2004.

131. Typowy program kontroli operacyjnej stanu metali nieszlachetnych i połączeń spawanych urządzeń i rurociągów bloku energetycznego Biełojarsk EJ z reaktorem BN-600. ATPE-11-2006.

132. Typowy program kontroli eksploatacyjnej stanu metali nieszlachetnych oraz połączeń spawanych urządzeń i rurociągów instalacji ważnych dla bezpieczeństwa, bloków elektrowni jądrowej Bilibino z reaktorem EGGT-6. ATPE-20-2005.

133. Zarządzanie dużymi ilościami danych NDE dotyczących erozji i korozji za pomocą CEMS. // jądrowy inż. Pochować. Maj 1990. - s. 50-52.

134. Baranenko VI, Yanchenko Yu.A., Gulina OM, Tarasova O.S. Kontrola eksploatacyjna rurociągów narażonych na zużycie erozyjno-korozyjne//Energetyka cieplna.-2009.-№5.-str.20-27.

135. Baranenko VI, Gulina OM, Dokukin DA Metodologiczne podstawy przewidywania zużycia erozyjno-korozyjnego urządzeń elektrowni jądrowej za pomocą modelowania sieci neuronowych // Izvestiya vuzov. Energia Jądrowa - 2008. - Nr 1. - s. 3-8.

136. F. Wasserman. Technologia neurokomputerowa: teoria i praktyka. Tłumaczenie na język rosyjski: Yu.A. Zuev, VA Tochenov, 1992.

137. K. Swingler „Zastosowanie sieci neuronowych. Praktyczny przewodnik”. Tłumaczenie autorstwa Yu.P. Masłobojewa

138. Gulina OM, Salnikov H.JI. Budowa modelu przewidywania żywotności rurociągu w przypadku uszkodzenia Izwiestija wuzow. Energia nuklearna. 1995.- Nr 3.- s.40-46.

139. Gulina OM, Filimonov E.V. Uogólniony model całkowy do przewidywania niezawodności rurociągów elektrowni jądrowej pod obciążeniem zmęczeniowym Izwiestija wuzow. Energia Jądrowa-1998.-nr Z.-s. 3-11.

140. Kozin I.O., Ostrovsky E.I., Salnikov H.JI. Analizator momentu zmiany charakterystyk losowych procesów niskoczęstotliwościowych. Certyfikat nr 1322330.

141. Tichonow VI, Chimenko VI Emisje trajektorii procesów losowych. -M.: Nauka, 1987. 304 s.

142. Gulina O.M., Andreev V.A. Szybka metoda przewidywania wzrostu pęknięć w rurociągach o dużej średnicy Izvestiya vuzov. Energia nuklearna. 2000. - nr 3. - s. 14-18.