مراقبة وتشخيص وإدارة الموارد المتبقية لمجموعة من معدات الطاقة ذات الجهد العالي. نظام إدارة موارد الآلات والمعدات إدارة موارد معدات محطات الطاقة النووية

يتم تحديد سلامة محطات الطاقة النووية إلى حد كبير من خلال التشغيل الموثوق لنظام توليد البخار ونظام التبريد الخارجي المكون من المكثفات التوربينات البخاريةوأنظمة التجديد.

التشغيل الآمن لوحدات الطاقة NPP وإجراءات إطالة عمر الخدمة أمر مستحيل دون الامتثال الدقيق لقواعد وأنظمة التشغيل والصيانة، وتحليل فعالية بعض إجراءات التحكم، وتطوير طرق للتنبؤ الاحتمالي بخصائص موارد المعدات وكذلك إدخال الإجراءات الحديثة لمعالجة بيانات الرقابة. مراجعات I. A. مخصصة لهذه القضايا. توتنوفا ، ف. بارانينكو، أ. أرزهايفا ، إس.في. يوروبين، أعمال أ.ف. جيتمان، ف.ب. جورباتيخ، ن.ب. ترونوفا، أ.أ. توتنوفا وآخرون.

ولكن بالإضافة إلى شرط السلامة، فإن تشغيل وحدة الطاقة يخضع أيضًا لشرط الكفاءة الاقتصادية للتشغيل. تم تناول هذه المشكلات وتطويرها في أعمال أ.ن. كارخوفا، أ.د. كازاشكوفسكي وآخرون تعتمد كفاءة إنتاج الكهرباء إلى حد كبير على فترة توقف الوحدة المرتبطة بإجراء الصيانة الوقائية أو القضاء على أسباب فشل معدات الطاقة النووية. لقد حدد تصنيف المعدات ذات الأهمية المتعلقة بالسلامة، والذي تم إجراؤه في مختلف البلدان النامية للطاقة النووية، الأنواع الرئيسية من المعدات التي يجب أخذها في الاعتبار عند اتخاذ قرارات إطالة العمر. تمت مناقشة هذه القضايا بشكل موضوعي في وثائق الوكالة الدولية للطاقة الذرية، في أعمال إ.م. سيجالا، ف.أ. أوستريكوفسكي وآخرون يرجع تأثير المعدات المختارة على قدرة محطة الطاقة الكهربائية إلى التوقف بسبب عدم موثوقية هذه المعدات. إحدى المهام الرئيسية في هذا الصدد هي التنبؤ بخصائص موثوقية المعدات وتقييم فعالية تدابير التحكم بناءً على نماذج عمليات التقادم التي تحد من مواردها. في عدد كبير من الأعمال المخصصة لتطوير النماذج النظرية لهذه العمليات، تكون النماذج المقدمة معقدة للغاية وتحتوي على كمية كبيرة من البيانات المحددة، مما يجعل من الصعب استخدام مثل هذه النماذج في التنبؤ بالموارد.

تعتبر مشكلة تحسين عمر خدمة وحدة الطاقة ذات صلة حاليًا، مع مراعاة آثار شيخوخة المعدات المعدنية وتكلفة تدابير التحديث. من السمات الخاصة لمشكلة تحسين عمر خدمة السيارة الكهربائية أنها مهمة تنبؤية فردية، لذلك من الضروري تنظيم جمع ومعالجة المعلومات الأولية، وتبرير اختيار المعيار الاقتصادي، وصياغة التحسين مبدأ مع مراعاة الوضع الاقتصادي أثناء تشغيل سيارة كهربائية معينة.

تلعب معدات الدوائر الثانوية دورًا خاصًا في هذا الصدد، لأن إنه يخضع لعمليات تقادم مختلفة، ويعمل في ظروف مختلفة، ويكون المورد المخصص، كقاعدة عامة، مشابهًا لمورد الوحدة، ويكون الاستبدال بتكلفة عالية إلى حد ما.

تعتبر عمليات تقادم مواد معدات الدوائر الثانوية، وكذلك معدات محطات الطاقة النووية بشكل عام، موضوعية وفي الوقت المناسب الإدارة الفعالةيتطلب المورد تقييم الحالة الفنية للمعدات أثناء التشغيل والاستخدام الواسع النطاق لبرامج الاختبارات التشخيصية وغير المدمرة. يجب معالجة هذه البيانات في الوقت المناسب وبجودة عالية واستخدامها في التنبؤ بخصائص موارد المعدات.

لذلك، هناك حاجة إلى تطوير أساليب وأساليب وخوارزميات لتحديد وحل مشكلة تحسين عمر خدمة المكونات الإلكترونية، وتطوير طرق للتنبؤ بعمر الخدمة مع مراعاة العوامل المختلفة، وطبيعة عملية الشيخوخة وطبيعتها الاحتمالية، وكذلك استخدام الإجراءات الحسابية التي تسمح بالحصول عليها تقييمات فعالة، تحديد أهمية عمل الأطروحة.

قد تختلف الشروط المنصوص عليها في المشروع وتحديد الجوانب الفنية والاقتصادية والزمنية لفترة التصميم بشكل كبير عن الجوانب الحقيقية أثناء التشغيل. علاوة على ذلك، يمكن تحسينها من خلال تخفيف العوامل الضارة من خلال الصيانة والتحديث، وبالتالي إدارة عمر الخدمة الخاص بها.

يعتمد مفهوم AC (برنامج إدارة الشيخوخة - AMP) على الحفاظ على مؤشرات التصميم والوظائف المهمة للسلامة من خلال نظام مترابط من الأنشطة للصيانة الفنية والتشخيصية والإصلاح والتحديث في الوقت المناسب. يجب أن يشمل التحديث أيضًا إدخال تقنيات التشغيل والإصلاح الجديدة، بما في ذلك تلك الخاصة بإدارة محطات الطاقة النووية، والتي تجعل من الممكن تقليل معدل تدهور خصائص ومعايير المعدات، الأنظمة الهندسيةكتل محددة.

أدى العمل النشط حول موضوع تمديد عمر الخدمة (LSE)، مع التركيز على آليات الشيخوخة والتدابير الرامية إلى الحد من تأثيرها، إلى ظهور مصطلح "إدارة الشيخوخة"، الذي يؤكد على إمكانية التحكم في العملية وإمكانية التشغيل النشط. تأثير< со стороны эксплуатирующей организации.

تعد الإدارة مدى الحياة (LLM) لمحطات الطاقة النووية ممارسة متكاملة لضمان الكفاءة الاجتماعية والاقتصادية والتشغيل الآمن، بما في ذلك برامج إدارة الشيخوخة.

من الناحية الاقتصادية، تعد CSS أحد الأجزاء الأساسية للمنهجية العامة وممارسة تحسين التكلفة من أجل تحقيق أقصى قدر من الأرباح مع الحفاظ على القدرة التنافسية في سوق منتجي الكهرباء وضمان السلامة. من وجهة نظر فنية، فإن CSS عبارة عن مجموعة من التدابير للحفاظ على أو تحسين أمان محطة الطاقة النووية، وضمان تشغيل ومتانة العناصر الرئيسية (الأنظمة) والوحدة ككل مع تقليل تكاليف التشغيل. يجب إنشاء شروط إعداد وتنفيذ إدارة عمر الخدمة في جميع مراحل دورة حياة وحدة الطاقة.

ويرد تحليل موجز لبرامج الدول الأعضاء في الوكالة الدولية للطاقة الذرية ومنهجية عامة لمعالجة مشكلة تمديد عمر الخدمة (LSE) في تقرير الوكالة الدولية للطاقة الذرية "تقادم محطات الطاقة النووية وتمديد عمرها". جميع البرامج مصنفة على النحو التالي:

تقدير العمر التشغيلي للمعدات التي لا يمكن استبدالها؛

تمديد عمر الخدمة أو الاستبدال المخطط للعناصر الرئيسية التي تكون مجدية لأسباب اقتصادية؛

التخطيط للإصلاحات الرئيسية واستبدال المعدات لضمان السلامة التشغيلية والموثوقية.

رئيسي التطورات النظريةفي هذا المجال ينبغي أن يكون هناك:

طرق تقييم الموثوقية.

طرق تقييم السلامة؛

طرق تقييم الكفاءة الاقتصادية.

طرق التنبؤ بالشيخوخة مع مرور الوقت.

الهدف من الدراسة هو معدات الدائرة الثانوية لمحطة الطاقة النووية. موضوع الدراسة هو تقييم خصائص الموارد للمعدات.

غرض وأهداف البحث هي التطوير الأسس النظريةوالنماذج التطبيقية لتقييم والتنبؤ وإدارة عمر خدمة معدات الدائرة الثانوية NPP بناءً على المعالجة الإحصائية لبيانات التشغيل ومراعاة آليات عمليات التقادم ولتحقيق هذا الهدف، تم حل المهام التالية: 1. التحليل والتنظيم بيانات التشغيل من وجهة نظر تأثير العمليات الفيزيائية على عمليات الشيخوخة لمواد معدات الدوائر الثانوية ومبرر استخدام النماذج الفيزيائية والإحصائية للتقييم الفردي والتنبؤ وإدارة عمر خدمة معدات الدوائر الثانوية NPP.

2. تطوير طرق للتنبؤ بخصائص عمر الخدمة لمعدات الدائرة الثانوية في ظل ظروف تراكم الأضرار الناجمة عن عمليات تقادم المواد المختلفة، مع مراعاة طبيعتها الاحتمالية.

3. تطوير أساليب وخوارزميات لتحسين عمر خدمة وحدة الطاقة بناءً على معيار اقتصادي يأخذ في الاعتبار تباين التكاليف والنتائج وخصائص موثوقية معدات الوحدة وتكلفة إصلاح واستبدال المعدات أثناء التشغيل .

4. تطوير طرق حل مشكلة تحقيق الحالة الحدية بواسطة عناصر معدات محطات الطاقة النووية.

5. تحسين حجم وتكرار مراقبة الحالة الفنية للمعدات في الدائرة الثانوية لمحطات الطاقة النووية المعرضة للتآكل والتآكل.

6. تطوير طريقة للتنبؤ بكثافة عملية ECI لعناصر معدات محطات الطاقة النووية المصنوعة من الفولاذ البرليتي، استنادا إلى نظرية الشبكات العصبية.

طرق البحث. يعتمد العمل على استخدام وتطوير أساليب التشغيل الآمن لمحطات الطاقة النووية ونظرية الموثوقية ونظرية الاحتمالات والإحصائيات الرياضية، والتي تم من خلالها تنفيذ ما يلي:

تحليل العوامل الحالية التي تحد من عمر معدات الطاقة النووية؛

تحليل البيانات الإحصائية عن أداء معدات محطات الطاقة النووية؛

نمذجة عمليات الشيخوخة على أساس فيزياء العمليات والبيانات التجريبية وبيانات المراقبة الدورية.

تكمن الحداثة العلمية للعمل في حقيقة أنه، على عكس الأساليب الحالية لتحديد العمر التشغيلي لوحدة الطاقة، يستخدم المفهوم المقترح صياغة مشكلة مع الأخذ في الاعتبار آثار تقادم معدات محطات الطاقة النووية، وكذلك في حقيقة أنه تم تطوير طرق للتنبؤ بخصائص عمر الخدمة للمعدات باستخدام نماذج عمليات الشيخوخة المادية، وحجم أكبر من المعلومات حول معلمات التشغيل والتدابير المتخذة لإدارة عمر خدمة معدات الدائرة الثانوية لمحطات الطاقة النووية. عند تطوير طرق لتقييم خصائص الموارد والتنبؤ بها، تم الحصول على عدد من النتائج النظرية الجديدة: أهمية العوامل التي تحدد شدة عمليات الشيخوخة في المادة، اللازمة لإدارة موارد معدات NPP المحددة؛

النموذج الاحتمالي للتنبؤ بعمر خدمة أنابيب التبادل الحراري لمولد البخار بناءً على طرق الجمع الخطي وغير الخطي للأضرار، مع مراعاة معلمات التشغيل ونوع عملية الشيخوخة الرئيسية؛ الطرق المقاربة لحل مشكلة وصول عناصر المعدات إلى حالة الحد: في نموذج التآكل الناتج عن تأثير القطرات في ظل ظروف تدفقات سائل التبريد على مرحلتين، في طرق تلخيص الضرر في مشكلة تقدير عمر خدمة مولدات البخار؛

طريقة للتنبؤ بمورد أنبوب مولد البخار بناءً على ترشيح كالمان العشوائي الخطي، مما يجعل من الممكن مراعاة كمية كبيرة من البيانات التشغيلية وبيانات المراقبة ونتائج البحث بناءً على النماذج الرياضية لعمليات الضرر والتدابير الوقائية المستمرة، مما يؤدي، على عكس الطرق المعروفة، إلى زيادة موثوقية التنبؤ وإمكانية إدارة موارد الأنبوب نوعيًا بناءً على المبدأ المصاغ للتحكم الأمثل؛

طريقة لتحسين حجم وتكرار مراقبة سمك عناصر معدات الطاقة النووية المعرضة للتآكل والتآكل، بناءً على المنهجية المقترحة لمعالجة بيانات التحكم وتحديد العناصر التي تنتمي إلى مجموعة مخاطر ECI، وحساب سمك الجدار المسموح به وعناصر التصنيف وفقًا إلى درجة التآكل ومعدل ECI، استنادًا إلى التحليل الأول لعدد كبير من القياسات في محطات الطاقة النووية في كولا وكالينين وبالاكوفو ونوفوفورونيج وسمولينسك؛

نموذج شبكة عصبية لتقييم أداء عناصر المعدات المعرضة للتآكل والتآكل والتنبؤ به، استنادًا إلى المعلمات المرصودة التي تحدد شدة عملية ECI وبيانات التحكم، والتي، على عكس النماذج الإحصائية والتجريبية الحالية، تسمح لنا بتقييم التأثير المتبادل لجميع العوامل وتسليط الضوء على الخصائص الأساسية للمعلومات الواردة، وفي نهاية المطاف، تحسين دقة التوقعات دون تحديد جميع التبعيات بين العوامل العديدة التي تحدد عملية ECI؛ طريقة لتحسين عمر خدمة وحدة الطاقة بناءً على معيار اقتصادي يأخذ في الاعتبار تباين التكاليف والنتائج وخصائص موثوقية معدات الوحدة وتكلفة إصلاح واستبدال المعدات أثناء التشغيل.

يتم تأكيد موثوقية الأحكام العلمية من خلال الإثبات الصارم للنماذج التي تصف عمليات تشغيل معدات الدائرة الثانوية مع الصياغة الصحيحة لتعريفات الحالات الحدية للمعدات والأساليب والأحكام، فضلاً عن توافق عدد من النتائج مع النتائج التشغيلية بيانات. الأحكام المقدمة للدفاع 1. أهمية العوامل التي تؤثر على عمليات شيخوخة المعادن والضرورية للتطبيق الفردي للنماذج الفيزيائية والإحصائية لتقييم وإدارة عمر خدمة معدات الدوائر الثانوية.

2. النماذج الفيزيائية الإحصائية لتقييم والتنبؤ وإدارة عمر معدات الدائرة الثانوية لمحطة الطاقة النووية، بناءً على طريقة تلخيص الأضرار الناجمة عن عمليات التقادم المختلفة، لإجراء حسابات التباين وتبرير القيم ​من المعلمات التي تجعل من الممكن إدارة عمر المعدات.

3. الطرق المقاربة لحل مشاكل تقييم خصائص عمر الخدمة لعناصر معدات NPP، بناءً على نظرية الحد المركزي (CLT)، وتطبيقها على الأضرار المتراكمة في مادة المعدات في ظل ظروف التآكل الناتج عن تأثير القطرات في ثنيات خطوط الأنابيب مع مبرد على مرحلتين وتحت ظروف التآكل الإجهادي، تكسير أنابيب المبادل الحراري لمولد البخار.

4. طريقة التنبؤ بمصدر أنابيب مولد البخار في محطات الطاقة النووية على أساس نظرية الترشيح العشوائي.

5. طريقة تحسين حجم وتكرار قياسات سمك عناصر معدات NPP، مع مراعاة تصنيفها وفقًا لمعدل ECI.

6. نموذج الشبكة العصبية للمحاسبة المعممة لعوامل التشغيل للتنبؤ بمعدل ECI في عناصر معدات محطات الطاقة النووية.

7. طريقة الإدارة المثلى لعمر خدمة وحدة الطاقة مع مراعاة تباين التكاليف والنتائج.

تكمن القيمة العملية لنتائج العمل في أنه بناءً على المبادئ والأساليب النظرية المذكورة أعلاه، تم تطوير الخوارزميات والتقنيات الهندسية التي تتيح تبرير قيم المعلمات التكنولوجية لإدارة عمر المعدات. أتاحت الحسابات التي تم إجراؤها باستخدام الأساليب المطورة تقدير مؤشرات الموارد لمعدات الدائرة الثانوية لمحطات الطاقة النووية بمفاعلات VVER-1000 وVVER-440 وRBMK-1000 في كولا وسمولينسك وكالينين، بالاكوفو الطاقة النوويةووضع توصيات لإدارتها.

نطاق تطبيق النتائج هو إدارة موارد أنابيب مولد البخار، وأنابيب مكثف التبادل الحراري، وعناصر خطوط الأنابيب المصنوعة من الفولاذ البرليتي.

اختبار وتنفيذ النتائج

تم تنفيذ العمل في إطار موضوعات اهتمام Energoatom

التشخيص، عمر المعدات، مولدات البخار، الجودة. دراسة جدوى لاستبدال المعدات المحتوية على النحاس KPT للوحدة الرئيسية VVER-1000 (وحدة الطاقة رقم 3 من BlkNPP)،

المشاكل الأساسية لوقف التشغيل النووي محطات توليد الطاقة,

الانتهاء من "معايير السُمك المسموح به لعناصر خطوط الأنابيب المصنوعة من الفولاذ الكربوني AS" RD EO 0571-2006" و"وضع وثيقة توجيهية لتقييم الحالة الفنية لعناصر المعدات وخطوط الأنابيب المعرضة للتآكل والتآكل"؛

برنامج شاملتدابير لمنع التدمير وزيادة التآكل التشغيلي ومقاومة التآكل لخطوط أنابيب محطات الطاقة النووية. رقم AES PRG-550 K07 من شركة Energoatom حول موضوع "الحساب والإثبات التجريبي لحجم وتكرار التحكم في تآكل التآكل لخطوط أنابيب محطات الطاقة النووية مع مفاعل VVER:1000"،

معالجة وتحليل نتائج قياسات سمك عناصر خطوط الأنابيب للوحدات 1-3 من محطة سمولينسك للطاقة النووية.

تم عرض مواد الأطروحة ومناقشتها في المؤتمر الدولي التالي مؤتمرات عموم روسيا: 1. مشاكل النظامالموثوقية والنمذجة الرياضية وتكنولوجيا المعلومات، موسكو-سوتشي، 1997، 1998.

2. سلامة الطاقة النووية وتدريب الموظفين، أوبنينسك، 1998،1999،2001،

3. المؤتمر الدولي السابع للهندسة النووية. طوكيو، اليابان، أبريل 1923، 1999 ICONE-1.

4. التحكم وتشخيص خطوط الأنابيب، موسكو، 2001.

5. PSAM 7 ESREL 04 المؤتمر الدولي لتقييم وإدارة السلامة الاحتمالية، برلين، 2004.

6. الأفكار الرياضية لـ P. JI. تشيبيشيف وتطبيقهم على المشاكل الحديثةالعلوم الطبيعية، أوبنينسك، 2006.

7. السلامة والكفاءة واقتصاديات الطاقة النووية، موسكو،

8. المؤتمر الدولي MMR 2007 حول الطرق الرياضية في الموثوقية. غلاسكو، بريطانيا العظمى، 2007.

9. مشاكل علم المواد في تصميم وتصنيع وتشغيل المعدات، سانت بطرسبرغ، 2008. المنشورات. تم نشر 57 عملاً علميًا حول موضوع الأطروحة، بما في ذلك 20 مقالًا في المجلات العلمية والتقنية، 15 مقالة في مجموعات، 22 مقالة في وقائع المؤتمرات.

تثير الأطروحة قضايا منهجية للتنبؤ بعمر خدمة معدات الدائرة الثانوية NPP، وتطور طرقًا تعتمد على المنهج الفيزيائي الإحصائي، وتقترح إجراءات حسابية فعالة لحساب خصائص عمر الخدمة.

المنشورات الرئيسية

1. Gulina O. M.، Ostreykovsky V. A. التبعيات التحليلية لتقييم الموثوقية مع مراعاة العلاقة بين الحمل وقدرة تحمل الكائن // الموثوقية ومراقبة الجودة. - 1981. - رقم 2.-ق. 36-41.

2. جولينا أو إم، أوستريكوفسكي في إيه، سالنيكوف إتش جي آي. تعميم نماذج "منطقة التسامح المعلمة" و"قدرة التحمل" عند تقييم موثوقية الأشياء // الموثوقية ومراقبة الجودة.-1982.-رقم 2.-ص. 10-14.

3. جولينا أو إم، سالنيكوف إن جي. بناء نموذج للتنبؤ بعمر خط الأنابيب في حالة حدوث أضرار التعرية // أخبار الجامعات. الطاقة النووية. - 1995. - رقم Z.-S. 40-46.

4. جولينا أو إم، سالنيكوف إتش جي آي. نموذج الانتشار للتنبؤ الاحتمالي بعمر خدمة معدات محطات الطاقة النووية // أخبار الجامعات. الطاقة النووية. - 1995. - العدد 1.- ص. 48-51.

5. جولينا أو إم، سالنيكوف إن جي. نموذج لتقييم موارد أنابيب PG في ظل ظروف التكسير الناتج عن الإجهاد والتآكل // أخبار الجامعات. الطاقة النووية. - 1996. - رقم 1. - ص. 16-19.

6. Egishyants S. A.، Gulina O. M.، Konovalov E. N. تقدير توزيع الموارد عند تلخيص الأضرار // أخبار الجامعات. الطاقة النووية. 1997.-رقم 1.- ص18-21.

7. جولينا أو إم، سالنيكوف إتش جي آي. التنبؤ الاحتمالي بعمر خدمة خطوط الأنابيب وأوعية الضغط // أخبار الجامعات. الطاقة النووية. -1998. -رقم 1.-س.4-11.

8. فيليمونوف إي.في.، جولينا أو.م. نموذج متكامل معمم للتنبؤ بموثوقية خطوط أنابيب محطات الطاقة النووية تحت أحمال التعب // أخبار الجامعات. الطاقة النووية. - 1998. -رقم З.-с.Z-l 1.

9. جولينا أو.م. تقييم والتنبؤ بعمر خدمة معدات محطات الطاقة النووية. / بحث علميفي مجال الطاقة النووية في الجامعات التقنية في روسيا: مجموعة من البحوث العلمية-M.: MPEI, 1999.-P.201-204.

يو جولينا أو إم، سالنيكوف إتش جي آي. حساب خصائص الموارد للمعدات في ظل ظروف التأثيرات غير الخطية لعمليات التدهور // أخبار الجامعات. الطاقة النووية. -1999. -رقم 4. -ص11-15.

11. في.أ. أندريف، أو.م. جولنا. طريقة سريعة للتنبؤ بنمو الشقوق في خطوط الأنابيب ذات القطر الكبير // أخبار الجامعات. الطاقة النووية - 2000 - العدد 3 - ص 14-18.

12. جولينا أو.م.، زيغانشين أ.أ.، تشيبوركو ف.أ. تطوير معيار لتحسين عمر خدمة وحدة الطاقة // أخبار الجامعات. الطاقة النووية. -2001. -رقم 2. -ص 10-14.

13. جولينا أو.م.، زيغانشين أ.أ.، كورنيتس* تي.بي. مشكلة متعددة المعايير لتحسين عمر الخدمة لوحدة طاقة ACS / أخبار الجامعات. الطاقة النووية. - 2002.-№4.-س. 12-15.

14. جولينا أو إم، زيغانشين إيه إيه، ميخالتسوف إيه في، تسيكونوفا إس يو. مشكلة تقييم عمر خدمة معدات الطاقة النووية في ظل ظروف التقادم // القياس النووي وتكنولوجيا المعلومات - 2004 - العدد 1 - ص 62-66.

15. جولينا أو. إم.، كورنينكو كيه. إيه.، بافلوفا إم. إن. تحليل تلوث الأنابيب بغازات الدفيئة وتقييم فترة الشطف البينية باستخدام طرق عمليات الانتشار // أخبار الجامعات. الطاقة النووية. -2006. -رقم 1.-س. 12-18.

16. جولينا أو إم، كورنينكو كيه إيه، بوليتيوكوف في بي، فرولوف إس إيه تطبيق طريقة الترشيح العشوائية كالمان للتنبؤ بخصائص الموارد لمولد البخار في محطة الطاقة النووية // الطاقة الذرية. - 2006.-ط101(4).-ص313-316.

17. جولينا أو إم، سالنيكوف إتش جي آي. طرق التنبؤ بعمر خدمة معدات التبادل الحراري AS // أخبار الجامعات. الطاقة النووية - 2007 - العدد 3 العدد 1 - ص 23-29.

18.بارانينكو في.إي.، جولينا أو.إم.، دوكوكين د.أ. الأساس المنهجي للتنبؤ بتآكل تآكل معدات NPP باستخدام نمذجة الشبكة العصبية // أخبار الجامعات. الطاقة النووية - 2008. - العدد 1. - ص Z-8.

19. جولينا أو إم، بافلوفا إم إن، بوليتيوكوف في بي، سالنيكوف إتش جي آي. الإدارة المثلى للموارد لمولد البخار في محطة الطاقة النووية // أخبار الجامعات. الطاقة النووية - 2008 - العدد 4. - مع. 25-30.

20. Igitov A.V.، Gulina O.M.، Salnikov H.JL مشكلة تحسين المستوى للكشف عن الاضطراب في عملية عشوائية ملحوظة // أخبار الجامعات. الطاقة النووية، - 2009-№1.- ص. 125-129.

21. بارانينكو في آي، يانتشينكو يو إيه، جولينا أو إم، تاراسوف إيه في، تاراسوفا أو إس. التحكم التشغيلي لخطوط الأنابيب المعرضة للتآكل والتآكل // هندسة الطاقة الحرارية. - 2009. - رقم 5. - ص 20-27.

6.5 استنتاجات القسم 6

1. لتقييم وتيرة الرصد، هناك حاجة إلى نماذج للتنبؤ بتطور عملية ECI. يمكن تصنيف طرق التنبؤ بكثافة عملية ECI على النحو التالي:

طرق استخدام النماذج التحليلية.

طرق استخدام النماذج التجريبية.

طرق التنبؤ باستخدام الذكاء الاصطناعي.

2. النماذج التحليلية المستندة إلى الوصف النظري للعمليات الفيزيائية - آليات ECI الفردية - قادرة على تقديم تحليل نوعي فقط نظرًا لحقيقة أن التأثير على عملية التآكل الشاملة يتم تحديده من خلال العديد من العوامل: هندسة عنصر المعدات، التركيب الكيميائي للمعدن ونوع سائل التبريد ومعلمات التشغيل.

3. تتيح النماذج الإحصائية تقييم الحالة العامة للنظام I أو المجموعات الفردية لعناصر خطوط الأنابيب هذه اللحظة. وتستند النماذج الإحصائية إلى بيانات المراقبة التشغيلية. تُستخدم أساليب التحليل الإحصائي للاستجابة السريعة للوضع الحالي: تحديد العناصر المعرضة لـ ECI، وتقييم السرعة القصوى والمتوسطة لـ ECI، وما إلى ذلك، والتي على أساسها يمكن تقدير الحجم والتاريخ التقريبي للتحكم التالي.

4. يتم بناء النماذج التجريبية على أساس بيانات التحكم التشغيلي ونتائج البحوث المخبرية: نماذج الشبكات الإحصائية والفيزيائية والكيميائية والعصبية. للتنبؤ بـ ECI لمعدات وحدة معينة، من الضروري معايرة النموذج التجريبي باستخدام بيانات من المراقبة التشغيلية لهذه الوحدة. لا يمكن استخدام النموذج الذي تم الحصول عليه نتيجة المعايرة لكتلة أخرى دون التكيف المناسب.

5. يؤثر عدد كبير من المعلمات التي تحدد شدة عملية ECI على بعضها البعض بطريقة معقدة. إن استخدام ANN لحل مشكلة التنبؤ ECI يجعل من الممكن تقييم التأثير المتبادل لجميع العوامل، وتسليط الضوء على الخصائص الأساسية للمعلومات الواردة، وفي نهاية المطاف، تحسين دقة التنبؤ دون تحديد جميع التبعيات بين العوامل العديدة. التي تحدد عملية ECI. يتيح لنا ذلك إثبات نهج الشبكة العصبية لتحديد شدة عملية ECI في معدات قناة تغذية المكثفات في محطات الطاقة النووية.

6. تم تقديم مراجعة لأساليب تدريب الشبكات العصبية واقتراح مزيج مثالي من الأساليب لإنشاء وتدريب شبكة عصبية اصطناعية تحل مشكلة التنبؤ بكثافة الإشعاع الكهرومغناطيسي في خطوط أنابيب محطات الطاقة النووية. لزيادة موثوقية التوقعات، من الضروري تصفية البيانات، والتي تتكون من استخدام المعلومات حول التخفيف فقط، لأن ترتبط عملية ECI بترقق الجدار، وينتج السماكة عن نقل منتجات التآكل.

7. أجريت الدراسة على أساس شبكة عصبية اصطناعية مبسطة تحل مشكلة التنبؤ بترقق جدار مقطع مستقيم من خط أنابيب بوسط أحادي الطور لـ CPT NPP مع VVER. يتم تدريب الشبكة المبسطة باستخدام خوارزمية الانتشار العكسي المرنة. تم تحديد منطقة التنبؤ الصحيح على مدى فترة زمنية تصل إلى 4 سنوات.

8. لتحسين الحل لمشكلة التنبؤ بسرعة ECI باستخدام NN، تم اقتراح خوارزمية، بما في ذلك

إجراء التحليل العنقودي للمواقف التي تم تحليلها بهدف تقسيمها إلى مجموعات من المواقف ذات خصائص متشابهة، مع إمكانية زيادة الدقة من خلال مراعاة التبعيات والعوامل المحلية والفريدة لكل مجموعة. أنا

تم تدريب البناء لكل فئة من مجموعات مدخلات NN، باستخدام خوارزمية الانتشار العكسي، والتي ستحسب ترقق جدار خط الأنابيب لفترة التنبؤ.

9. تم تنفيذ الخوارزمية المقترحة باستخدام مجموعة معقدة من الشبكات العصبية

NS التكراري؛

خريطة كوهونن ذاتية التنظيم؛

الانتشار العكسي NN ر

خاتمة

النتائج النظرية والعملية الرئيسية التي تم الحصول عليها في العمل هي كما يلي.

1. بناءً على تحليل وتنظيم البيانات التشغيلية، وخصائص تأثير العمليات الفيزيائية على عمليات تقادم المعادن في معدات الدوائر الثانوية، والحاجة إلى تطوير وتطبيق نماذج فيزيائية وإحصائية لتقييم عمر الخدمة والتنبؤ به وإدارته تم إثبات معدات محطة الطاقة النووية. أظهر التحليل التأثير الحاسم لوجود النحاس في الدائرة على شدة عمليات الشيخوخة لمعدن معدات الدائرة الثانوية لمحطة الطاقة النووية. نهج فردي لتقييم الحالة الحالية للمعدات وتطوير النماذج التنبؤية مع الاستفادة القصوى من المعلومات المتاحة: بيانات عن الضرر وأسبابه، والعوامل التي تزيد من تكثيف عمليات الضرر، وبيانات من المراقبة الدورية للحالة الفنية، ومعلمات كيمياء المياه، فضلا عن التدابير التي تساعد على تخفيف ظروف التشغيل وتقليل شدة عمليات الضرر، - تحدد طرق حساب خصائص الموارد للمعدات.

2. يظهر التأثير المتبادل لمعدات مسارات تغذية المكثفات والبخار، المتحدة بدائرة مائية، على الحالة الفنية لبعضها البعض، وخاصة على الحالة الفنية وكفاءة مولدات البخار. يتم النظر في عمليات الشيخوخة الرئيسية المميزة لمعدن معدات الدائرة الثانوية، فضلاً عن العوامل التي تؤثر على عمر خدمة أنابيب المكثف، HDPE وHDPE، وخطوط الأنابيب وأنابيب المبادلات الحرارية لمولدات البخار. وقد لوحظت تدابير للحد من شدة عمليات الضرر.

3. يتم تحسين عمر خدمة وحدة الطاقة على أساس معيار اقتصادي يأخذ في الاعتبار تباين التكاليف والنتائج، وخصائص موثوقية معدات الوحدة وتكلفة إصلاح واستبدال المعدات أثناء التشغيل - صافي القيمة الحالية (NPV). معيار تحسين عمر الخدمة هو الحد الأقصى لصافي القيمة الحالية.

تم الحصول على هيكل تدفق المدفوعات باستخدام نموذج تشغيل ماركوف المطور. يأخذ النموذج المقترح لحساب تكلفة التشغيل في الاعتبار الخسارة المرتبطة بالتوقف عن العمل، وتكلفة الكهرباء المولدة، وتكلفة الاستبدال، وتكلفة أعمال الترميم، وتكلفة تدابير التحديث، وما إلى ذلك.

4. تم تطوير ودراسة طرق التنبؤ بخصائص عمر الخدمة للمعدات على أساس مراعاة تراكم الأضرار الناجمة عن عمليات الشيخوخة المختلفة لمواد معدات الدائرة الثانوية لمحطات الطاقة النووية، مع الأخذ بعين الاعتبار احتمالاتها طبيعة. لتقييم أداء المعدات، تم إدخال مقياس عشوائي للضرر استنادًا إلى تراكم الضرر في المادة نتيجة لعمليات تقادم معينة. يتم تعريف المورد على أنه اللحظة التي تتجاوز فيها العملية العشوائية لتراكم الأضرار المستوى المحدد.

5. تم الحصول على الخصائص الاحتمالية للمورد من خلال طرق الجمع الخطي وغير الخطي للضرر - لعمليات التآكل الناتج عن تأثير القطرات في التدفق على مرحلتين وتكسير التآكل الإجهادي لأنابيب المبادل الحراري لمولدات البخار - لتركيزات مختلفة من العوامل الضارة وتم حسابها على أساس التقريبات التقريبية لنظرية الاحتمالات والإحصائيات الرياضية.

6. بالنسبة لعملية تآكل تأثير القطرات، المميزة لانحناءات خطوط الأنابيب البخارية، وشفرات التوربينات البخارية، وأقسام مدخل PSTE في HPH، وما إلى ذلك، يتم أخذ آلية تأثير القطرة على سطح صلب كأساس، مع الأخذ في الاعتبار حساب توزيع السرعات العادية، وأحجام القطرات، بالإضافة إلى هذه المعلمات، مثل رطوبة البخار، ومعدل التدفق، ونصف قطر نقطة التأثير، ودرجة الحرارة، والضغط، وكثافة السائل والبخار، وسرعة الصوت في السائل، ومعلمات المادة.

بالنسبة لأنابيب التبادل الحراري SG، تعتمد عملية التلف على عملية التكسير الناتج عن التآكل الإجهادي، والتي تعتمد شدتها بشكل كبير على تركيزات منشطات التآكل، ووجود رواسب على سطح التبادل الحراري، وتركيزات النحاس في الرواسب، مما يجعل من الممكن التحكم في عملية تقادم SG HOT من خلال تبرير قيم معلمات النموذج المقابلة.

7. تم اقتراح وتبرير نهج يستخدم التصفية الخطية العشوائية لمراعاة المعلومات غير المتجانسة حول كائن ما عند التنبؤ بموارده، وكذلك لمراعاة التدابير المتخذة أو المخطط لها لتقليل شدة عمليات الشيخوخة. تم تكييف طريقة الترشيح العشوائية كالمان للتنبؤ بخصائص الموارد لأنابيب التبادل الحراري SG. وقد تم تطوير خوارزميات لمرشح التجانس والتنبؤ. مستخدم معلومات إضافيةفي شكل بيانات مراقبة دورية، وموقع الأنبوب في التجميع، وأخطاء قياس سمك الجدار، وما إلى ذلك. بناءً على متطلبات معدل عملية الشيخوخة، يمكن تقدير الفترة المثالية أو خطة المتابعة المثالية. تمت صياغة مبدأ الخوارزمية المثالية لإدارة موارد TOT الخاصة بـ SGs.

8. يتم توفير مراجعة منهجية لنماذج التنبؤ ECI في عناصر المعدات. تم تطوير إجراءات لمعالجة بيانات سمك عناصر معدات الدائرة الثانوية لمحطات الطاقة النووية لتحسين حجم وتواتر المراقبة. استنادًا إلى تحليل كمية كبيرة من بيانات المراقبة لمحطات الطاقة النووية ذات المفاعلات VVER-1000، وRBMK-1000، وVVER-440 - KlnAES، وBlkAES، وNVNPP، وKolAES،

SAES - تم تطوير طرق وخوارزميات لمعالجة بيانات السُمك، ومتطلبات نوع وجودة المعلومات المقدمة للحسابات، وتم تقديم مفهوم الفئة لتعيين مجموعة مخاطر للترقق المكثف. يُقترح تضمين عناصر خطة التحكم التي يقترب عمرها المتبقي من تاريخ عملية الصيانة التالية.

9. إن استخدام نمذجة الشبكة العصبية له ما يبرره لحل مشكلة التنبؤ بالـ ECI، مما يجعل من الممكن تقييم التأثير المتبادل لجميع العوامل المؤثرة، وتسليط الضوء على الخصائص الأساسية للمعلومات التشغيلية الواردة دون تحديد جميع التبعيات بين العوامل العديدة التي تحديد عملية ECI. باستخدام مثال دراسة شبكة مبسطة للتنبؤ بترقق الجدار لقسم مستقيم من خط أنابيب المكثف الرئيسي لمحطة الطاقة النووية باستخدام VVER، المدربة باستخدام خوارزمية الانتشار العكسي المرنة، تظهر صحة التنبؤ بمرور الوقت فترة تصل إلى 4 سنوات.

10. لتحسين الحل لمشكلة التنبؤ بسرعة ECI باستخدام الشبكة العصبية، تم اقتراح خوارزمية، بما في ذلك

تصفية البيانات للتدريب؛

- "تعريف" السمات المميزةتعيين المدخلات وتقليل عدد عوامل الإدخال بناءً عليها؛

إجراء التحليل العنقودي للمواقف التي تم تحليلها؛

بناء شبكة عصبية لكل صف، يتم تدريبها باستخدام خوارزمية الانتشار العكسي.

يتم تنفيذ الخوارزمية المقترحة باستخدام مجموعة معقدة من الشبكات العصبية: الشبكة العصبية التكرارية؛ خريطة كوهونن ذاتية التنظيم؛ الانتشار العكسي NN

1. آر دي-EO-0039-95. المتطلبات التنظيمية والمنهجية لإدارة خصائص الموارد لعناصر وحدة الطاقة NPP. م، 1997.

2. جمع البيانات وحفظ السجلات لإدارة تقادم محطات الطاقة النووية الوكالة الدولية للطاقة الذرية. منشورات ممارسات السلامة. #50-ف-3، فيينا، 1997.

3. موراتوف أو.إي.، تيخونوف إم.إتش. وقف تشغيل محطات الطاقة النووية: المشاكل والحلول (www.proatom.ru)

4. أجيف إيه جي، كورولكوف بي إم، بيلوف في آي، سيمياكين إيه إيه، كورنينكو كيه إيه، ترونوف إن بي الاختبارات الكيميائية الحرارية لمولد البخار PGV-1000M مع PDL المعاد بناؤه ونظام إمدادات المياه الحديث. // التقرير السنوي لـ ENITs VNIIAES، 1999.

5. بارانينكو في. آي.، غاشينكو في. إيه.، تروبكينا إن. إي.، باكيروف إم. بي.، يانتشينكو يو. إيه. الموثوقية التشغيلية لأنابيب التبادل الحراري لمولدات البخار لوحدات الطاقة NPPs مع VVER // مواد الندوة في Kalinin NPP، 16-18 نوفمبر 1999، ص 133-158.

6. منهجية إدارة تقادم مكونات محطات الطاقة النووية المهمة للسلامة الوكالة الدولية للطاقة الذرية. سلسلة التقارير الفنية، رقم 338. فيينا، 1998.

7. بارانينكو في. آي.، باكلاشوف إس. إيه. تحليل الأضرار التشغيلية للمكثفات وسخانات الضغط المنخفض. إعداد جدول زمني لاستبدال المعدات في مجرى تغذية المكثفات. VM.21.02.00.TO. FGUPVNIIAM. م، 2003.

8. شيشال ف.ك. (ربط)، هورويتز ج.س. تشيكسال هورويتز نموذج التآكل المتسارع التدفق - المعلمة والتأثيرات. المنظور الحالي للإنتر. أوعية الضغط والأنابيب: الرموز والمعايير. رقم الكتاب 409768.-1995.-ص. 231-243.

9. حادث محطة ساري 2 للطاقة النووية // التكنولوجيا النووية في الخارج. -1987.- العدد 10. -ص 43.

10. تمزق الأنبوب الثانوي في وحدة طاقة ميهاما 3. هاجيمي إيتو.// شركة كانساي للطاقة الكهربائية، وشركة أسيوط. وانو. 2005. 15 ص.

11. ت. إيناجاكي. أنشطة الوكالة المتعلقة بإدارة التقادم والتشغيل الآمن على المدى الطويل بما في ذلك FAC // ندوة حول التآكل والتآكل والتآكل بمساعدة التدفق، 6-8 تشرين الثاني/نوفمبر 2007، أوبنينسك، روسيا.

12. ينس غونارز. نظرة عامة على التآكل // ندوة حول التآكل والتآكل بمساعدة التدفق 6-8 نوفمبر 2007، أوبنينسك، روسيا.

13. جون بيتراليك. ندوة FAC: الخلفيات النظرية // ندوة oni

15. كسر الأنابيب يسبب الوفيات في سري. // Nucl.Eng.Inter.، 1987 الإصدار 32. ص 4.

16. أردي إي أو 0571-2006. معايير السماكة المسموح بها لعناصر خطوط الأنابيب المصنوعة من الفولاذ الكربوني لمحطات الطاقة النووية. 44 ص.

17. باكيروف إم بي، كليششوك إس إم، تشوباروف إس في، نيميتوف دي إس، ترونوف إن بي، لوفشيف في إن، غوتسيف دي إف تطوير أطلس العيوب في أنابيب التبادل الحراري لمولدات البخار لمحطات الطاقة النووية مع VVER. 3-5 أكتوبر 2006 FSUE OKB "GIDROPRESS".

18. خاريتونوف يو.في.، بريكوف إس.آي.، ترونوف إن.بي. التنبؤ بتراكم رواسب منتجات التآكل على أسطح التبادل الحراري لمولد البخار PGV-1000M // هندسة الطاقة الحرارية رقم 8، 2001، ص 20-22.

19. ضمان التشغيل الآمن والموثوق لمولدات البخار PGV-1000. إد. Aksenova V.I. // مواد الندوة في محطة كالينين للطاقة النووية، 16-18 نوفمبر 1999، ص 78-132.

20. ترونوف إن بي، لوجينوف إس إيه، دراغونوف يو.جي. العمليات الهيدروديناميكية والكيميائية الحرارية في مولدات البخار لمحطات الطاقة النووية باستخدام VVER. م.: الطاقة، 2001. - 316 ق.

21. بارانينكو في. آي.، أولينيك إس. جيه، بودوكين إس. يو.، باكيروف إم. بي.، يانتشينكو يو. إيه.، كورنينكو ك. إيه. ضمان الموثوقية التشغيلية لمولدات البخار في محطات الطاقة النووية باستخدام VVER // الهندسة الثقيلة.-2001، رقم 8.-ص.6-9.2001.- ص.71-72.

22. يوفتشيف م. تآكل الطاقة الحرارية ومعدات الطاقة النووية. م.: الطاقة، 1988. - 222 ص.

23. تحليل البيانات التشغيلية المتعلقة بالحفاظ على النظام المائي الكيميائي للدائرة الثانوية في وحدات الطاقة رقم 1-4 في محطة بالاكوفو للطاقة النووية في عام 2005 // M.، VNIIAES، 2006.

24. تحليل البيانات التشغيلية المتعلقة بالحفاظ على النظام المائي الكيميائي للدائرة الثانوية في وحدات الطاقة رقم 1-4 من BlkNPP للربع الثاني من عام 2006. M.، VNIIAES، 2006.

25. معايير حساب قوة المعدات وخطوط الأنابيب لمحطات الطاقة النووية (PNAE G-7-002-86). -م: الطاقة، 1989.

26. نيكيتين ف. أضرار التآكل في مكثفات التوربينات البخارية وتحديد العمر المتبقي لنظام الأنابيب الخاص بها // هندسة الطاقة الحرارية. - 2001. - رقم 11. مع. 41-45.

27. ف. بارانينكو ، أ.أ. بيلياكوف. التنبؤ بعمر خدمة أنابيب التبادل الحراري لمكثفات وحدة الطاقة رقم 2 في كالينين NPP // التقرير العلمي والفني د رقم 2006/4.15.5/16473 ص 26. إلكتروجورسك، 2006.

28. تقرير البحث. اختبار تقنية إصلاح وترميم أنابيب التبادل الحراري لمحطات الطاقة النووية من خلال تطبيق طلاء البوليمر عليها السطح الداخليأنابيب التبادل الحراري. م.2003. تمت الموافقة عليه. تقنية. مدير NPO "ROKOR"، دكتوراه. أ.ب. إيلين. -22 ثانية.

29. جولينا أو إم، سيميليتكينا آي.في. تحديد الفترة الكامنة لتدمير التآكل // التشخيص والتنبؤ بموثوقية عناصر محطة الطاقة النووية: مجموعة الأعمال العلمية لقسم أنظمة التحكم الآلي. - أوبنينسك: IATE. - 1992. - العدد 8. - ص 31 -34

30. جولينا أو.م. تقدير والتنبؤ بعمر خدمة معدات محطات الطاقة النووية // البحث العلمي في مجال الطاقة النووية في الجامعات التقنية في روسيا: مجموعة من الأوراق العلمية. م: MPEI، 1999.- ص 201-204.

31. زبي زازيجايف جي. S.، Kishyan A. A.، Romanikov Yu. I. طرق تخطيط ومعالجة نتائج التجربة الفيزيائية. م.، أتوميزدات، 1978.

32. أنطونوفيتش إيه في، بوتوفسكي جي آي سي. تأثير الأضرار التي لحقت بنظام أنابيب المكثفات على كفاءة الوحدات التوربينية لمحطات الطاقة الحرارية ومحطات الطاقة النووية // الطاقة والكهرباء. ، 2001. رقم 7. ص 29-34.

33. نيجماتولين ب.، كوزيريف م: الطاقة النووية في روسيا. زمن الفرص الضائعة.//الاستراتيجية الذرية. مجلة إلكترونية. يوليو 2008 (www.proatom.ru).

34. تشيركاسوف ف. الطاقة النوويةروسيا: أحدث التطورات، المشاكل، الآفاق. (http://www.wdcb.ru/mining/doklad/doklad.htm").

35. راسوخين ن.ج. وحدات توليد البخار في محطات الطاقة النووية. م.: الطاقة، 1987. - 384 ص.

36. بارانينكو في. آي.، أولينيك إس. جي.، بودوكين إس. يو.، باكيروف إم. بي.، يانتشينكو يو. إيه.، كورنينكو ك. إيه. ضمان الموثوقية التشغيلية لمولدات البخار في محطات الطاقة النووية باستخدام VVER // الهندسة الثقيلة - 2001 - العدد 8. - ص 6-9.

37. ترونوف إن.بي.، دينيسوف في.في.، دراغونوف يو.جي.، بانيوك جي.إف.، خاريتونوف يو.في. أداء أنابيب التبادل الحراري لمحطات الطاقة النووية SG مع VVER // مواد الندوة الإقليمية للوكالة الدولية للطاقة الذرية "سلامة أنابيب SG"، أودومليا، 27-30 نوفمبر 2000 - الصفحات 12-18.

38. إيفانيسوف ف. مشاكل VTK في محطة كالينين للطاقة النووية // مواد الندوة في محطة كالينين للطاقة النووية ، 16-18 نوفمبر 1999 - ص 55-57.

39. جولينا أو.م. تقييم والتنبؤ بعمر خدمة معدات محطات الطاقة النووية. /قعد. الأعمال العلمية"البحث العلمي في مجال الطاقة النووية في الجامعات التقنية في روسيا." م - دار نشر MPEI - 1999 - ص 201-204.

40. جولينا أو إم، سالنيكوف إتش جي آي. التنبؤ الاحتمالي بعمر خدمة خطوط الأنابيب وأوعية الضغط. // ازفستيا فوزوف. الطاقة النووية، 1998.-رقم 1.-ص.4-11.

41. جولينا أو إم، سالنيكوف إتش جي آي. طرق التنبؤ بعمر خدمة معدات التبادل الحراري AS // أخبار الجامعات. الطاقة النووية - 2007 - العدد 3 العدد 1 - ص 23-29.

42. جون بيتراليك. تآكل التأثير السائل وتآكل التجويف // وقائع ندوة FAC. أوبنينسك، روسيا 6-8 نوفمبر 2007.

43. بارانينكو في. آي.، أولينيك إس. جي.، ميركوشيف في. إتش. وغيرها الموثوقية التشغيلية للعناصر الهيكلية لمولدات البخار في محطات الطاقة النووية المزودة بتقنية VVER. قضايا العلوم والتكنولوجيا الذرية. سر. ضمان سلامة محطات الطاقة النووية - 2003، العدد ز - ص 85 - 100.

44. أنتونوف إيه في، أوستريكوفسكي ف. تقييم خصائص موثوقية عناصر وأنظمة محطات الطاقة النووية طرق مجتمعة. -م: إنرجواتوميزدات، 1993.-368 ص.

45. سكريبنيك في.إم.، نازين أ.إي.، بريخودكو يو.جي. تحليل الموثوقية الأنظمة التقنيةعلى أساس عينات خاضعة للرقابة. -م: الإذاعة والاتصالات، 1988: -289ص.

46. ​​سيفرتسيف ن.أ.، يانيشيفسكي آي.إم. موثوقية النظام الزائد مع احتياطي محمل أثناء الصيانة الوقائية للعنصر الاحتياطي. // الموثوقية ومراقبة الجودة، -م: الراديو والاتصالات، 1995.-ص.94-100.

47. تاراتونين في.في.، إليزاروف إيه آي، بانفيلوفا إس.إي. تطبيق طريقة الرسم البياني ماركوف في مشاكل توزيع متطلبات الموثوقية 5. تقرير فني - م: VNIIEAS، 1997. -48 ص.

48. في.تاراتونين، آي إليزاروف. الطرق الاحتمالية لإدارة موثوقية محطات الطاقة النووية ووحدات الطاقة؛ الأنظمة: والمعدات الفردية في مرحلة التشغيل - وتمديد فترة الخدمة المخصصة لها. تقرير في NTS.- M.: VNIIAES، 1999. -57 ثانية.

49. تاراتونين ف.ف.، إليزاروف أ. تقييم الموثوقية الاحتمالية للمعدات والأنظمة! NPP مع الأخذ في الاعتبار التقادم ونظام الصيانة والإصلاح الحالي. تقرير تقني. روزنرجواتوم.-م.: VNIIAES، 2000. -100 ثانية.

50.RD-EO-0039-95. المتطلبات التنظيمية والمنهجية لإدارة خصائص الموارد لعناصر وحدة الطاقة AS.-M.، 1997.

51. N. Davidenko، S. Nemytov، K. Kornienko، V. Vasiliev. سلامة عناصر مولدات البخار VVER المثيرة للقلق Rosenergoatom//

52. وقائع ورشة العمل الإقليمية للوكالة الدولية للطاقة الذرية حول "تدهور مولدات البخار والتفتيش"، سان دينيس، فرنسا، 1999. فيينا: الوكالة الدولية للطاقة الذرية، 1999.

53. جولينا أو إم، بافلوفا إم إتش، بوليتيوكوف في بي، سالنيكوف إتش جي آي. الإدارة المثلى للموارد لمولد البخار في محطة الطاقة النووية // أخبار الجامعات. الطاقة النووية.- 2008.-№4.~ ص. 25-30.

54. جولينا أو إم، كورنينكو كيه إيه، بافلوفا إم إن. تحليل تلوث أنبوب الغازات الدفيئة وتقييم فترة الشطف البيني باستخدام عمليات الانتشار. //أخبار الجامعات. الطاقة النووية، 2006.- العدد 1.- ص. 12-18.

55. Gulina O. M.، Ostreykovsky V. A. التبعيات التحليلية لتقييم الموثوقية مع مراعاة العلاقة بين الحمل وقدرة تحمل الكائن. // الموثوقية ومراقبة الجودة. - 1981. -№2.-ق. 36-41.

56. جولينا أو إم، أوستريكوفسكي في إيه، سالنيكوف إتش جيه 1. تعميم نماذج "منطقة التسامح المعلمة" و"قدرة التحمل" عند تقييم موثوقية الأشياء.//الموثوقية ومراقبة الجودة.-1982.-رقم 2.-ص. 10-14.

57. إيجيتوف إيه في، جولينا أو إم، سالنيكوف إتش جيه تي. مشكلة تحسين المستوى للكشف عن الاضطراب في عملية عشوائية مرصودة // أخبار الجامعات. "الطاقة النووية. - 2009 - العدد 1. - ص 25 - 29.

58. تنفيذ ومراجعة برنامج إدارة تقادم محطات الطاقة النووية التابع للوكالة الدولية للطاقة الذرية. سلسلة تقارير السلامة، رقم 15. فيينا، 1999، ص 35.

59. منهجية إدارة تقادم مكونات محطات الطاقة النووية المهمة للسلامة الوكالة الدولية للطاقة الذرية. سلسلة التقارير الفنية، رقم 338. فيينا، 1998.

60. المبادئ الأساسية لمحطات الطاقة النووية، سلسلة الأمان رقم. 75-INSAG-3، الوكالة الدولية للطاقة الذرية، فيينا، 1988؛ INSAG-8.

61. كوفاليفيتش أو.م. تمديد عمر خدمة محطات الطاقة النووية.//الطاقة الذرية، الإصدار 88، العدد 1، يناير 2000.

62.RD-EO-0039-95. المتطلبات التنظيمية والمنهجية لإدارة خصائص الموارد لعناصر وحدة الطاقة NPP. -م، 1997.

63. RD EO" 0096-98. اللوائح القياسية لإدارة خصائص الموارد لعناصر وحدة الطاقة AS. M.، 1997.

64. توتنوف آي.أ. إدارة عمليات تقادم الطاقة النووية // التكنولوجيا النووية في الخارج.-2000.-رقم 4.-ص. 10-15.

65. ستيبانوف آي.أ. مراقبة العمر المتبقي لمعدات الطاقة النووية بناءً على القوة الميكانيكية للتآكل للمواد الإنشائية // هندسة الطاقة الحرارية - 1994. رقم 5.

66. آر دي EO-0085-97. صيانة وإصلاح أنظمة ومعدات محطات الطاقة النووية. المدة القياسية لإصلاح أنظمة إمدادات الطاقة الكهربائية. -م، 1997.

67. أردي إي أو 0077-97. المبادئ التوجيهية المؤقتة لحساب الطاقة التشغيلية لوحدات محطات الطاقة النووية. م، 1997

68. سيجال إي إم. عامل القدرة التصميمية كمؤشر على كفاءة استخدام القدرة المركبة لمحطة الطاقة النووية // الطاقة الذرية.-2003.-ت.94 ، العدد 2. مع. 110-114.

69. تقرير استشاريي الوكالة الدولية للطاقة الذرية عن الاجتماع بشأن تقادم محطات الطاقة النووية وإدارة حياتها // الوكالة الدولية للطاقة الذرية، فيينا، النمسا، أغسطس 1989.

70. أكياما م. برنامج أبحاث الشيخوخة لتقييم الحياة النباتية // متدرب. NPP Aging Symp.، من 30 أغسطس إلى سبتمبر. 1، 1988، بيثيسدا، ميريلاند، الولايات المتحدة الأمريكية.

71. سيجال إي إم. ترتيب الانحرافات عن التشغيل العادي لمعدات محطات الطاقة النووية حسب درجة تأثيرها على عامل استخدام القدرة المركبة // الطاقة الذرية. - 2002. - v. 92، no. 3.

72. تاراتونين في.، تيورين إم.إن.، إليزاروف أ.ي. وغيرها تطوير نماذج رياضية لتوزيع متطلبات موثوقية مكونات وحدة الطاقة. إعداد الكود الحسابي. / تقرير - م: VNIIAES، 2002.

73. جولينا أو.إم.، زيغانشين أ.أ.، كورنيتس تي.بي. مشكلة المعايير المتعددة لتحسين عمر الخدمة // أخبار الجامعات. الطاقة النووية - 2002. - العدد 4. - ص. 12-15.

76. الاتحاد الروسي، لجنة الدولة للاتحاد الروسي لسياسة البناء والهندسة المعمارية والإسكان رقم VK 447 بتاريخ 21 يونيو 1999، M. Economics 2000.

77. كوميسارشيك تي.إن.، جريبوف ف.ب. منهجية تحليل الكفاءة الاقتصادية المقارنة للحلول الهندسية البديلة عند تصميم مصادر الطاقة // هندسة الطاقة الحرارية. - 2000. * - العدد 8. - ص. 58-62.

78. كارخوف أ.ن. الأساسيات إقتصاد السوق. الصندوق المالي، م، 1994.

79. كازاتشكوفسكي أ.د. أساسيات النظرية العقلانية للقيمة. م.: الطاقة، 2000.

80. كازاتشكوفسكي أ.د. حساب المعلمات الاقتصادية لمحطات الطاقة النووية // الطاقة الذرية - 2001. - المجلد 90 العدد 4.

81. كارخوف أ.ن. التقييم الاقتصاديمقترحات لبناء محطات الطاقة النووية // التكنولوجيا النووية في الخارج - 2002. - العدد 2. - ص. 23-26.

82. جولينا أو.م.، زيغانشين أ.أ.، تشيبوركو ف.أ. تطوير معيار لتحسين عمر خدمة وحدة الطاقة // أخبار الجامعات. الطاقة النووية - 2001. - العدد 2. - ص. 10-14.

83. جولينا أو إم، زيغانشين إيه إيه، ميخالتسوف إيه في، تسيكونوفا إس يو. مشكلة تقييم عمر خدمة معدات الطاقة النووية في ظل ظروف الشيخوخة // التقنيات والقياسات النووية. - 2004. - رقم 1. - ص 62-66.

84. كارخوف أ.ن. التسعير المتوازن في قطاع الطاقة على أساس التكلفة المخصومة. طبعة أولية رقم IBRAE-98-07، م، 1998.

85. أو جولينا، ن. سالنيكوف. مشكلة متعددة المعايير لإدارة عمر الطاقة النووية // PSAM 7 ESREL 04 المؤتمر الدولي لتقييم وإدارة السلامة الاحتمالية، 14-18 يونيو 2004، برلين، ألمانيا.

86. ليخاتشيف يو.آي.، بوبكو في.يا. قوة عناصر الوقود في المفاعلات النووية/م: أتوميزدات، 1975.

87. سالنيكوف إن إل، جولينا أو إم، كورنينكو كيه إيه، فرولوف إس إيه وغيرها تقييم موثوقية مولد البخار بطرق تلخيص الأضرار (مؤقت بموجب العقد رقم 2004/4.1.1.G.7.7/9224) // تقرير بحثي. - أوبنينسك: IATE، 2004. - 71 ص .

88. جولينا أو.م. المنهج التحليليتقييم موثوقية المعدات في ظل ظروف تراكم الأضرار.// في المجموعة. الأعمال العلمية للقسم ACS "التشخيص والتنبؤ بموثوقية عناصر محطة الطاقة النووية." أوبنينسك - IATE.-1998. - رقم 12. - ص56-59.

89. جينس جونارز، إنسبكتا. نظرة عامة على التآكل والتآكل. // وقائع ندوة FAC. أوبنينسك، روسيا 6-8 نوفمبر 2007.

90. جون بيتراليك. تآكل التأثير السائل وتآكل التجويف // وقائع ندوة FAC. أوبنينسك، روسيا 6-8 نوفمبر 2007

91. Bogachev A.F. تحليل البيانات المتعلقة بقابلية تلف سخانات الضغط العالي ص. د.ك من الجانب المائي // هندسة الطاقة الحرارية.-1991.-رقم 7.

92. شوبينكو شوبين جي. A.، Shubenko A. JL، Kovalsky A. E. النموذج الحركي للعملية وتقييم فترة حضانة تدمير المواد المعرضة لتدفقات القطيرات // هندسة الطاقة الحرارية. 1987. - رقم 2. - ص. 46 - 50.

93. ن. هينزل، العاصمة جروسبي، إس.آر. ايلي. التآكل/التآكل في محطات توليد الطاقة تجربة التدفق أحادي ومرحلتين، والتنبؤ، وإدارة تجربة الاقتراب من الموت // ص.109-116.

94. التآكل. اليود إد. ك. بريس. م: مير، 1982.

95. كاستنر دبليو، هوفمان بي، نوبر إتش. تآكل التآكل في محطات توليد الطاقة // كود اتخاذ القرار للتعامل مع سحب المواد VGB Kraftwerktechnik. 1990. - ج 70. - رقم 11. - ص 806-815.

96. جولينا أو إم، سالنيكوف إتش جي آي. بناء نموذج للتنبؤ بعمر خط الأنابيب في حالة حدوث أضرار التعرية // أخبار الجامعات. الطاقة النووية.-1995.-رقم 3.-ص40-46.

97. كيريلوف ب.جي. ملاحظات محاضرة دورة "انتقال الحرارة والكتلة (التدفقات ثنائية الطور)". أوبنينسك: المعهد الدولي للتكنولوجيا، 1991.

98. تشوداكوف إم. طرق ضمان موثوقية خطوط أنابيب محطات الطاقة النووية في ظل ظروف التآكل الناتج عن تأثير القطرات // Diss. للحصول على درجة الدكتوراه. سانت بطرسبرغ، 2005

99. Kastner V.، Nopper H.Yu Resner R. حماية خطوط الأنابيب من التآكل // الطاقة الذرية. 1993. - ت 75، العدد. 4. -ص 286-294.

100. جولينا O.M1.، سالنيكوف ه.جي. تقييم خصائص عمر الخدمة لخطوط الأنابيب البخارية VVER-440 في ظل ظروف التآكل والتآكل، المؤتمر الدولي U/VI "سلامة محطات الطاقة النووية وتدريب الموظفين". ملخصات التقارير. أوبنينسك، 4-8 أكتوبر 1999

101. Egishyants S. A.، Gulina O. M.، Konovalov E. N. تقييم توزيع الموارد عند تلخيص الضرر // أخبار الجامعات. الطاقة النووية.-1997.- العدد 1.- ص. 18-21.

102. جوسلين إس آر، فليمنج ك.ن. تقييم احتمالية فشل الأنابيب من خلال تقييم آلية التحلل // المؤتمر الدولي الخامس للهندسة النووية، 26-30 مايو 997، نيس، فرنسا.

103. مارجولين بي.زد.، فيدوروفا بي.إيه.، كوستيليف في.آي. المبادئ الأساسية لتقييم متانة جامعي PGV-1000 وآفاق التنبؤ بعمر خدمة جامعي الوحدة رقم 1 في Kalinin NPP // مواد الندوة في Kalinin NPP، 16-18 نوفمبر 1999.- ص. 61-72.

104. راسوخين إن جي، جورباتيخ في بي، سيريدا إي في، باكانوف أ.أ. التنبؤ بعمر خدمة معدات الطاقة الحرارية في ظل ظروف تكسير التآكل // هندسة الطاقة الحرارية - 1992. - رقم 5. ص 53-58.

105. جولينا أو إم، سالنيكوف إن جي. نموذج لتقييم عمر خدمة أنابيب PG في ظل ظروف التكسير الناتج عن الإجهاد والتآكل. // أخبار الجامعات. الطاقة النووية. 1996. - العدد 1. - ص 16 - 19.

106. كارزوف جي بي، سوفوروف إس إيه، فيدوروفا في إيه، فيليبوف إيه في، ترونوف إن بي، بريكوف إس آي، بوبادشوك في إس. الآليات الرئيسية للأضرار التي لحقت أنابيب التبادل الحراري في مراحل مختلفةتشغيل مولدات البخار من نوع PGV-1000.

107. التآكل المحلي للمعادن في معدات الطاقة الحرارية. إد. جورباتيخ في بي إم: إنرجواتوميزدات، 1992.

108. جولينا أو إم، سالنيكوف إتش جي آي. حساب خصائص الموارد للمعدات في ظل ظروف التأثيرات غير الخطية لعمليات التدهور // أخبار الجامعات. الطاقة النووية.-1999. -رقم 4. -ص11-15.

109. بارانينكو في آي، مالاخوف آي في، سوداكوف إيه في حول طبيعة التآكل والتآكل لخطوط الأنابيب في وحدة الطاقة الأولى في محطة الطاقة النووية بجنوب أوكرانيا // Teploenergetika.-1996.-No.12.-p.55-60.

110. جولينا أو إم، كورنينكو كيه إيه، فرولوف إس إيه تطوير وبحث نماذج للتنبؤ بعمر مولد البخار // المؤتمر الدولي التاسع "سلامة محطات الطاقة النووية وتدريب الموظفين". خلاصة. تقرير أوبنينسك، 24-28 أكتوبر 2005

111. نادينيتش ب. وضع معايير لقتل أنابيب التبادل الحراري في مولدات البخار لمحطات الطاقة النووية بمفاعلات VVER-440، VVER-1000 // هندسة الطاقة الحرارية. - 1998. - رقم 2. ص 68-70.

112. جولينا أو. إم.، كورنينكو كيه. إيه.، بوليتيوكوف في. بي.، فرولوف إس. إيه. تطبيق طريقة الترشيح العشوائية كالمان للتنبؤ بخصائص الموارد لمولد البخار في محطات الطاقة النووية // الطاقة الذرية.- 2006.-t.101 (4).- ص.313-316.

113. سالنيكوف إتش جي آي، جولينا أو إم، كورنينكو كيه إيه، فرولوف إس إيه إلخ تحليل البيانات التشغيلية عن الحالة الفنية لمعدات KPT (مؤقت بموجب العقد رقم 2004/4.1.1.1.7.7/9224) // تقرير عن البحث أوبنينسك: IATE، 2004. - 68 ص.

114. Kornienko K. A. الإدارة مدى الحياة لعناصر مسار تغذية المكثفات لوحدات الطاقة VVER بناءً على تحليل البيانات التشغيلية. أطروحة لدرجة المرشح للعلوم التقنية. أوبنينسك، 2007.

115. بالاكريشنان أ.ف. نظرية تصفية كالمان. م: مير، 1988.168 ص.

116. Shiryaev A. N.، Liptser R. Sh. إحصائيات العمليات العشوائية. -م: ناوكا، 1974. 696 ص.

117. كاستنر دبليو، هوفينان بي، نوبر إتش. محطات توليد الطاقة من التآكل والتآكل. // كود اتخاذ القرار للتعامل مع سحب المواد VGB Kraftwerktechnik. 1990. - المجلد 70، العدد 11. - ص 806-815.

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

119. القضية رقم N-480. متطلبات الفحص لترقق جدار الأنابيب بسبب التآكل والتآكل أحادي الطور. القسم الحادي عشر، القسم. ص 787-795.

120. جواز سفر التصديق لبرنامج EKI-02. تاريخ التسجيل: 17/03/2003، تاريخ الإصدار: 19/09/2003.

121. جواز سفر التصديق لبرنامج EKI-03. تاريخ التسجيل: 17/03/2003، تاريخ الإصدار: 23/06/2003.

122. بارانينكو ف. مالاخوف آي في. سوداكوف أ.ف. حول طبيعة التآكل والتآكل لخطوط الأنابيب في وحدة الطاقة الأولى في محطة الطاقة النووية بجنوب أوكرانيا // Teploenergetika. - 1996. رقم 12، - ص 55-60.

123. بارانينكو ف. جاشينكو ف. بولياخ ف. وغيرها تحليل التآكل والتآكل لخطوط أنابيب وحدة الطاقة رقم 2 في محطة بالاكوفو للطاقة النووية // Teploenergetika.- 1999.- رقم 6.- ص 18-22.

124. بارانينكو ف. أولينيك إس جي. يانتشينكو يو. استخدام البرمجيات لحساب تآكل وتآكل العناصر أنظمة خطوط الأنابيب NPP // هندسة الطاقة الحرارية.-2003.-رقم 11.-S. 18-22.

125. بارانينكو ف. أولينيك إس جي. يانتشينكو يو. وغيرها.المحاسبة عن التآكل والتآكل أثناء تشغيل خطوط أنابيب محطات الطاقة النووية.// هندسة الطاقة الحرارية.-2004.- رقم 11.- ص 21-24.

126. بارانينكو ف. أولينيك إس جي. فيليمونوف ج.ن. وغيرها طرق زيادة موثوقية مولدات البخار في وحدات الطاقة بمحطات الطاقة النووية باستخدام مفاعل VVER.//Teploenergetika.- 2005. رقم 12.-P. 23-29.

127. بارانينكو ف.ي.، يانتشينكو يو.أ. حل لمشكلة الحد من تآكل التآكل للمعدات وخطوط الأنابيب في محطات الطاقة النووية الأجنبية والمحلية // هندسة الطاقة الحرارية. - 2007. - العدد 5. - ص 12-19.

128. برنامج قياسي للمراقبة التشغيلية لحالة المعدن الأساسي والمفاصل الملحومة للمعدات وخطوط الأنابيب لمحطات الطاقة النووية مع VVER-1000. اتب-9-03. 2003.

129. البرنامج القياسي لرصد حالة المعدن الأساسي والمفاصل الملحومة للمعدات وخطوط الأنابيب لمحطات الطاقة النووية مع مفاعلات VVER-440 أثناء التشغيل. ATPE-2-2005.

130. برنامج قياسي للمراقبة التشغيلية لحالة المعدن الأساسي والمفاصل الملحومة للمعدات وخطوط الأنابيب للأنظمة المهمة للسلامة لوحدات الطاقة NPP مع RBMK-1000. اتب-10-04. 2004.

131. برنامج قياسي للمراقبة التشغيلية لحالة المعدن الأساسي والمفاصل الملحومة للمعدات وخطوط الأنابيب لوحدة الطاقة Beloyarsk NPP مع محطة المفاعل BN-600. ATPE-11-2006.

132. البرنامج القياسي للمراقبة التشغيلية لحالة المعدن الأساسي والمفاصل الملحومة للمعدات وخطوط الأنابيب للأنظمة المهمة للسلامة، ووحدات الطاقة في محطة بيليبينو للطاقة النووية مع محطة مفاعل EGGT-6. اتب-20-2005.

133. إدارة كميات كبيرة من بيانات تجربة التآكل والتآكل في تجربة الاقتراب من الموت باستخدام CEMS. // نوكل. م. انتر. مايو 1990. - ص 50-52.

134. بارانينكو في آي، يانتشينكو يو إيه، جولينا أو إم، تاراسوفا أو إس. التحكم التشغيلي لخطوط الأنابيب المعرضة للتآكل والتآكل //Teploenergetika.-2009.-No.5.-p.20-27.

135. بارانينكو في آي، جولينا أو إم، دوكوكين دي إيه. الأساس المنهجي للتنبؤ بتآكل تآكل معدات NPP باستخدام نمذجة الشبكة العصبية // أخبار الجامعات. الطاقة النووية - 2008. - العدد 1. - ص. 3-8.

136. ف. واسرمان. تكنولوجيا الكمبيوتر العصبي: النظرية والتطبيق. الترجمة إلى اللغة الروسية بواسطة يو أ. زويف، في. أ. توتشينوف، 1992.

137. ك. سوينجلر "تطبيق الشبكات العصبية. دليل عملي" ترجمة يو.بي. ماسلوبويفا

138. جولينا أو إم، سالنيكوف إتش جي آي. بناء نموذج للتنبؤ بعمر خط الأنابيب في حالة تلفه // أخبار الجامعات. الطاقة النووية. 1995.- العدد 3.- ص.40-46.

139. جولينا أو.إم.، فيليمونوف إي.في. نموذج متكامل معمم للتنبؤ بموثوقية خطوط أنابيب محطات الطاقة النووية تحت أحمال التعب // أخبار الجامعات. الطاقة النووية-1998.-رقم Z.-s. 3-11.

140. Kozin I.O.، Ostrovsky E.I.، Salnikov H.JI. محلل لحظة التغيير في خصائص العمليات العشوائية ذات التردد المنخفض. شهادة رقم 1322330.

141. تيخونوف ف.آي، خيمينكو ف.آي. القيم المتطرفة لمسارات العمليات العشوائية. -م: ناوكا، 1987. 304 ص.

142. جولينا أو.م.، أندريف ف.أ. طريقة سريعة للتنبؤ بنمو الشقوق في خطوط الأنابيب ذات القطر الكبير // أخبار الجامعات. الطاقة النووية. 2000. - رقم 3. - ص. 14-18.