การตรวจสอบ การวินิจฉัย และการจัดการทรัพยากรคงเหลือของอุปกรณ์ไฟฟ้าแรงสูงที่ซับซ้อน ระบบการจัดการทรัพยากรเครื่องจักรและอุปกรณ์ การจัดการทรัพยากรอุปกรณ์โรงไฟฟ้านิวเคลียร์

ความปลอดภัยของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ส่วนใหญ่ถูกกำหนดโดยการทำงานที่เชื่อถือได้ของระบบผลิตไอน้ำและระบบทำความเย็นภายนอกซึ่งประกอบด้วยคอนเดนเซอร์ กังหันไอน้ำและระบบการฟื้นฟู

การทำงานอย่างปลอดภัยของหน่วยพลังงาน NPP และมาตรการเพื่อยืดอายุการใช้งานนั้นเป็นไปไม่ได้หากปราศจากการปฏิบัติตามกฎและข้อบังคับของการดำเนินงานและการบำรุงรักษาอย่างระมัดระวัง การวิเคราะห์ประสิทธิผลของการดำเนินการควบคุมบางอย่าง การพัฒนาวิธีการพยากรณ์ความน่าจะเป็นของลักษณะทรัพยากรของอุปกรณ์ ตลอดจนการแนะนำขั้นตอนที่ทันสมัยในการประมวลผลข้อมูลควบคุม บทวิจารณ์โดย I.A. เกี่ยวข้องกับปัญหาเหล่านี้โดยเฉพาะ ตุตโนวา, V.I. บาราเนนโก, A.I. Arzhaeva, S.V. Europin ผลงานของ A.F. เก็ทแมน รองประธาน Gorbatykh, N.B. ทรูโนวา เอ.เอ. ตุตโนวาและคนอื่นๆ

แต่นอกเหนือจากเงื่อนไขด้านความปลอดภัยแล้ว การทำงานของหน่วยส่งกำลังยังขึ้นอยู่กับเงื่อนไขประสิทธิภาพทางเศรษฐกิจของการดำเนินงานด้วย ปัญหาเหล่านี้ได้รับการพิจารณาและพัฒนาในผลงานของ A.N. Karkhova, O.D. Kazachkovsky และอื่น ๆ ประสิทธิภาพการผลิตไฟฟ้าส่วนใหญ่ขึ้นอยู่กับการหยุดทำงานของหน่วยที่เกี่ยวข้องกับการดำเนินการบำรุงรักษาเชิงป้องกันหรือกำจัดสาเหตุของความล้มเหลวของอุปกรณ์ NPP การจำแนกประเภทของอุปกรณ์ที่มีความสำคัญด้านความปลอดภัยที่ดำเนินการในประเทศต่างๆ ที่พัฒนาพลังงานนิวเคลียร์ ได้ระบุประเภทอุปกรณ์หลักที่ควรพิจารณาเมื่อตัดสินใจยืดอายุการใช้งาน ปัญหาเหล่านี้มีการพูดคุยกันอย่างละเอียดในเอกสาร IAEA ในงานของ E.M. ซิกาลา เวอร์จิเนีย Ostreykovsky และอื่น ๆ อิทธิพลของอุปกรณ์ที่เลือกต่อกำลังการผลิตของโรงไฟฟ้าเกิดจากการหยุดทำงานเนื่องจากอุปกรณ์นี้ไม่น่าเชื่อถือ งานหลักประการหนึ่งในเรื่องนี้คือการคาดการณ์ลักษณะความน่าเชื่อถือของอุปกรณ์และประเมินประสิทธิผลของมาตรการควบคุมตามแบบจำลองของกระบวนการชราภาพที่จำกัดทรัพยากรของอุปกรณ์ ในงานจำนวนมากที่อุทิศให้กับการพัฒนาแบบจำลองเชิงทฤษฎีของกระบวนการเหล่านี้ แบบจำลองที่นำเสนอค่อนข้างซับซ้อนและมีข้อมูลเฉพาะจำนวนมาก ซึ่งทำให้ยากต่อการใช้แบบจำลองดังกล่าวในการพยากรณ์ทรัพยากร

ที่เกี่ยวข้องในปัจจุบันคือปัญหาในการปรับอายุการใช้งานของหน่วยพลังงานให้เหมาะสมโดยคำนึงถึงผลกระทบของอายุของอุปกรณ์โลหะและต้นทุนของมาตรการปรับปรุงให้ทันสมัย คุณสมบัติพิเศษของปัญหาในการเพิ่มประสิทธิภาพอายุการใช้งานของรถยนต์ไฟฟ้าคือเป็นงานพยากรณ์ส่วนบุคคล ดังนั้นจึงจำเป็นต้องจัดระเบียบการรวบรวมและการประมวลผลข้อมูลเบื้องต้น กำหนดทางเลือกของเกณฑ์ทางเศรษฐกิจ และกำหนดการปรับให้เหมาะสมที่สุด หลักการคำนึงถึงสถานการณ์ทางเศรษฐกิจระหว่างการใช้งานรถยนต์ไฟฟ้าโดยเฉพาะ

อุปกรณ์วงจรทุติยภูมิมีบทบาทพิเศษในเรื่องนี้เพราะว่า มันขึ้นอยู่กับกระบวนการชราภาพต่าง ๆ ทำงานในสภาวะที่แตกต่างกัน ตามกฎแล้วทรัพยากรที่ได้รับมอบหมายนั้นเทียบได้กับทรัพยากรของหน่วย การเปลี่ยนมีค่าใช้จ่ายค่อนข้างสูง

กระบวนการเสื่อมสภาพของวัสดุอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิ เช่นเดียวกับอุปกรณ์โรงไฟฟ้านิวเคลียร์โดยทั่วไปนั้นเป็นไปตามวัตถุประสงค์และทันเวลา การจัดการที่มีประสิทธิภาพทรัพยากรต้องมีการประเมินสภาพทางเทคนิคของอุปกรณ์ระหว่างการใช้งานและการใช้โปรแกรมทดสอบการวินิจฉัยและไม่ทำลายอย่างแพร่หลาย ข้อมูลนี้จะต้องได้รับการประมวลผลในเวลาที่เหมาะสมและมีคุณภาพสูง และใช้ในการทำนายลักษณะทรัพยากรของอุปกรณ์

ดังนั้น ความจำเป็นในการพัฒนาแนวทาง วิธีการ และอัลกอริธึมสำหรับการตั้งค่าและการแก้ปัญหาการเพิ่มประสิทธิภาพอายุการใช้งานของชิ้นส่วนอิเล็กทรอนิกส์ การพัฒนาวิธีการทำนายอายุการใช้งานโดยคำนึงถึงปัจจัยต่าง ๆ ลักษณะของกระบวนการชราภาพและลักษณะความน่าจะเป็น ตลอดจนการใช้ขั้นตอนการคำนวณที่ช่วยให้ได้รับ การประเมินที่มีประสิทธิภาพกำหนดความเกี่ยวข้องของงานวิทยานิพนธ์

เงื่อนไขที่กำหนดไว้ในโครงการและการกำหนดด้านเทคนิค เศรษฐกิจ และเวลาของระยะเวลาการออกแบบอาจแตกต่างอย่างมากจากเงื่อนไขจริงระหว่างการดำเนินงาน ยิ่งไปกว่านั้น ยังสามารถปรับปรุงได้โดยการบรรเทาปัจจัยที่สร้างความเสียหายผ่านการบำรุงรักษาและการอัพเกรด และด้วยเหตุนี้จึงจัดการอายุการใช้งานได้

แนวคิด AC (Ageing Management Program - AMP) มีพื้นฐานมาจากการรักษาตัวบ่งชี้การออกแบบและฟังก์ชันที่สำคัญต่อความปลอดภัยผ่านระบบกิจกรรมที่เชื่อมโยงถึงกันสำหรับการบำรุงรักษาด้านเทคนิคและการวินิจฉัย การซ่อมแซมตามกำหนดเวลา และความทันสมัย ความทันสมัยควรรวมถึงการแนะนำเทคโนโลยีการทำงานและการซ่อมแซมใหม่ ๆ รวมถึงเทคโนโลยีสำหรับการจัดการ NPP ซึ่งทำให้สามารถลดอัตราการเสื่อมสภาพของคุณสมบัติและพารามิเตอร์ของอุปกรณ์ได้ ระบบวิศวกรรมบล็อกเฉพาะ

การทำงานเชิงรุกในหัวข้อการยืดอายุการใช้งาน (LSE) โดยเน้นกลไกการชราภาพและมาตรการเพื่อลดผลกระทบนำไปสู่การเกิดขึ้นของคำว่า "การจัดการความชรา" ซึ่งเน้นการควบคุมกระบวนการและความเป็นไปได้ของการใช้งาน อิทธิพล< со стороны эксплуатирующей организации.

การจัดการตลอดอายุการใช้งาน (LLM) ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์เป็นแนวทางปฏิบัติแบบบูรณาการเพื่อให้มั่นใจถึงประสิทธิภาพทางเศรษฐกิจและสังคมและการดำเนินงานที่ปลอดภัย รวมถึงโปรแกรมการจัดการการชราภาพ

จากมุมมองทางเศรษฐกิจ CSS เป็นหนึ่งในส่วนสำคัญของวิธีการทั่วไปและแนวปฏิบัติในการเพิ่มประสิทธิภาพต้นทุนเพื่อให้ได้ผลกำไรสูงสุด ในขณะเดียวกันก็รักษาความสามารถในการแข่งขันในตลาดของผู้ผลิตไฟฟ้าและรับประกันความปลอดภัย จากมุมมองทางเทคนิค CSS คือชุดของมาตรการในการรักษาหรือปรับปรุงความปลอดภัยของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ ให้ความมั่นใจในการดำเนินงานและความทนทานขององค์ประกอบหลัก (ระบบ) และหน่วยโดยรวมในขณะที่ลดต้นทุนการดำเนินงาน ต้องสร้างเงื่อนไขสำหรับการจัดเตรียมและการดำเนินการจัดการอายุการใช้งานในทุกขั้นตอนของวงจรชีวิตของหน่วยกำลัง

การวิเคราะห์โดยย่อของโครงการต่างๆ ของประเทศสมาชิก IAEA และวิธีการทั่วไปสำหรับการแก้ไขปัญหาการยืดอายุการใช้งาน (LSE) มีระบุไว้ในรายงาน IAEA เรื่อง "การยืดอายุและการยืดอายุของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์" โปรแกรมทั้งหมดแบ่งออกเป็นดังนี้:

การประมาณอายุการใช้งานของอุปกรณ์ที่ไม่สามารถเปลี่ยนได้

การยืดอายุการใช้งานหรือการเปลี่ยนองค์ประกอบหลักตามแผนที่เป็นไปได้ด้วยเหตุผลทางเศรษฐกิจ

วางแผนการซ่อมแซมและเปลี่ยนอุปกรณ์ครั้งใหญ่เพื่อให้มั่นใจในความปลอดภัยและความน่าเชื่อถือในการปฏิบัติงาน

หลัก การพัฒนาทางทฤษฎีในบริเวณนี้ควรมี:

วิธีการประเมินความน่าเชื่อถือ

วิธีการประเมินความปลอดภัย

วิธีการประเมินประสิทธิภาพทางเศรษฐกิจ

วิธีการพยากรณ์ความชราตามกาลเวลา

วัตถุประสงค์ของการศึกษาคืออุปกรณ์ของวงจรทุติยภูมิของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ หัวข้อการศึกษาคือการประเมินลักษณะทรัพยากรของอุปกรณ์

วัตถุประสงค์และวัตถุประสงค์ของการวิจัยคือการพัฒนา รากฐานทางทฤษฎีและแบบจำลองประยุกต์สำหรับการประเมิน ทำนาย และจัดการอายุการใช้งานของอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิ NPP โดยอิงจากการประมวลผลข้อมูลการทำงานทางสถิติและคำนึงถึงกลไกของกระบวนการชราภาพ เพื่อให้บรรลุเป้าหมายนี้ งานต่อไปนี้จะได้รับการแก้ไข: 1. การวิเคราะห์และการจัดระบบ ของข้อมูลการดำเนินงานจากมุมมองของผลกระทบของกระบวนการทางกายภาพต่อกระบวนการชราภาพของวัสดุอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิ และเหตุผลสำหรับการใช้แบบจำลองทางกายภาพและทางสถิติสำหรับการประเมินรายบุคคล การคาดการณ์ และการจัดการอายุการใช้งานของอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิ NPP

2. การพัฒนาวิธีการทำนายลักษณะอายุการใช้งานของอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิภายใต้เงื่อนไขของการสะสมความเสียหายจากกระบวนการเสื่อมสภาพของวัสดุต่างๆ โดยคำนึงถึงลักษณะความน่าจะเป็น

3. การพัฒนาวิธีการและอัลกอริธึมในการเพิ่มประสิทธิภาพอายุการใช้งานของหน่วยกำลังตามเกณฑ์ทางเศรษฐกิจที่คำนึงถึงความแตกต่างของต้นทุนและผลลัพธ์ ลักษณะความน่าเชื่อถือของอุปกรณ์ของหน่วย และค่าใช้จ่ายในการซ่อมแซมและเปลี่ยนอุปกรณ์ระหว่างการดำเนินงาน .

4. การพัฒนาวิธีการแก้ไขปัญหาการบรรลุสถานะขีดจำกัดโดยองค์ประกอบของอุปกรณ์โรงไฟฟ้านิวเคลียร์

5. การเพิ่มประสิทธิภาพของปริมาตรและความถี่ในการตรวจสอบสภาพทางเทคนิคของอุปกรณ์ในวงจรทุติยภูมิของ NPP ที่มีการสึกหรอจากการกัดเซาะและการกัดกร่อน

6. การพัฒนาวิธีการทำนายความเข้มของกระบวนการ ECI ขององค์ประกอบอุปกรณ์โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ที่ทำจากเหล็กเพิร์ลไลติก ตามทฤษฎีโครงข่ายประสาทเทียม

วิธีการวิจัย. งานนี้ขึ้นอยู่กับการใช้และพัฒนาวิธีการสำหรับการดำเนินงานอย่างปลอดภัยของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ ทฤษฎีความน่าเชื่อถือ ทฤษฎีความน่าจะเป็น และสถิติทางคณิตศาสตร์ โดยใช้งานดังต่อไปนี้:

การวิเคราะห์ปัจจัยปัจจุบันที่จำกัดอายุการใช้งานของอุปกรณ์ NPP

การวิเคราะห์ข้อมูลทางสถิติเกี่ยวกับประสิทธิภาพของอุปกรณ์โรงไฟฟ้านิวเคลียร์

การสร้างแบบจำลองกระบวนการชราภาพตามฟิสิกส์ของกระบวนการ ข้อมูลการทดลอง และข้อมูลการติดตามเป็นระยะ

ความแปลกใหม่ทางวิทยาศาสตร์ของงานอยู่ที่ความจริงที่ว่าตรงกันข้ามกับแนวทางที่มีอยู่ในการกำหนดอายุการใช้งานของหน่วยพลังงาน แนวคิดที่เสนอใช้การกำหนดปัญหาโดยคำนึงถึงผลกระทบของอายุของอุปกรณ์โรงไฟฟ้านิวเคลียร์และใน ความจริงที่ว่าวิธีการได้รับการพัฒนาเพื่อทำนายลักษณะอายุการใช้งานของอุปกรณ์โดยใช้แบบจำลองของกระบวนการชราภาพทางกายภาพ ข้อมูลปริมาณมากขึ้นเกี่ยวกับพารามิเตอร์การทำงานและมาตรการที่ใช้ในการจัดการอายุการใช้งานของอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ เมื่อพัฒนาวิธีการประเมินและทำนายลักษณะของทรัพยากรจะได้รับผลลัพธ์ทางทฤษฎีใหม่จำนวนหนึ่ง: ความสำคัญของปัจจัยที่กำหนดความรุนแรงของกระบวนการชราภาพในวัสดุซึ่งจำเป็นสำหรับการจัดการทรัพยากรของอุปกรณ์ NPP เฉพาะ

แบบจำลองความน่าจะเป็นสำหรับการทำนายอายุการใช้งานของท่อแลกเปลี่ยนความร้อนของเครื่องกำเนิดไอน้ำ โดยพิจารณาจากวิธีการรวมความเสียหายเชิงเส้นและไม่เชิงเส้น โดยคำนึงถึงพารามิเตอร์การทำงานและประเภทของกระบวนการชราภาพหลัก วิธีเชิงเส้นกำกับสำหรับการแก้ปัญหาองค์ประกอบอุปกรณ์ถึงสถานะจำกัด: ในรูปแบบการกัดเซาะของผลกระทบหยดภายใต้เงื่อนไขการไหลของน้ำหล่อเย็นสองเฟสในวิธีการรวมความเสียหายในปัญหาการประมาณอายุการใช้งานของเครื่องกำเนิดไอน้ำ

วิธีการทำนายทรัพยากรของท่อเครื่องกำเนิดไอน้ำโดยอาศัยการกรองคาลมานสุ่มเชิงเส้น ซึ่งทำให้สามารถพิจารณาข้อมูลการปฏิบัติงานจำนวนมาก ข้อมูลการตรวจสอบ และผลการวิจัยตามแบบจำลองทางคณิตศาสตร์ของกระบวนการความเสียหายและมาตรการป้องกันที่กำลังดำเนินอยู่ ซึ่งตรงกันข้ามกับวิธีการที่ทราบเพื่อเพิ่มความน่าเชื่อถือของการพยากรณ์และความเป็นไปได้ในการจัดการทรัพยากรของ tubule ในเชิงคุณภาพตามหลักการที่กำหนดของการควบคุมที่เหมาะสมที่สุด

วิธีการปรับปริมาตรและความถี่ให้เหมาะสมในการตรวจสอบความหนาขององค์ประกอบอุปกรณ์ NPP ที่สึกหรอจากการกัดเซาะและการกัดกร่อน โดยยึดตามวิธีการที่เสนอสำหรับการประมวลผลข้อมูลการควบคุมและการระบุองค์ประกอบที่อยู่ในกลุ่มความเสี่ยง ECI คำนวณความหนาของผนังที่อนุญาตและองค์ประกอบการจัดอันดับตาม ถึงระดับการสึกหรอและอัตรา ECI ตามการวิเคราะห์ครั้งแรกของการวัดจำนวนมากที่ Kola, Kalinin, Balakovo, Novovoronezh, Smolensk NPPs

แบบจำลองโครงข่ายประสาทเทียมสำหรับการประเมินและการทำนายประสิทธิภาพขององค์ประกอบอุปกรณ์ที่สึกหรอจากการกัดเซาะและการกัดกร่อน โดยอิงตามพารามิเตอร์ที่สังเกตได้ซึ่งกำหนดความเข้มข้นของกระบวนการ ECI และข้อมูลการควบคุม ซึ่งแตกต่างจากแบบจำลองทางสถิติและเชิงประจักษ์ที่มีอยู่ ช่วยให้เราสามารถประเมิน อิทธิพลร่วมกันของปัจจัยทั้งหมดและเน้นคุณสมบัติที่สำคัญของข้อมูลที่เข้ามา และท้ายที่สุดจะปรับปรุงความแม่นยำของการคาดการณ์โดยไม่ต้องพิจารณาการขึ้นต่อกันทั้งหมดระหว่างปัจจัยต่างๆ ที่กำหนดกระบวนการ ECI วิธีการเพิ่มประสิทธิภาพอายุการใช้งานของหน่วยกำลังตามเกณฑ์ทางเศรษฐกิจที่คำนึงถึงความแตกต่างของต้นทุนและผลลัพธ์ ลักษณะความน่าเชื่อถือของอุปกรณ์ของหน่วย และต้นทุนในการซ่อมแซมและเปลี่ยนอุปกรณ์ระหว่างการดำเนินงาน

ความน่าเชื่อถือของบทบัญญัติทางวิทยาศาสตร์ได้รับการยืนยันโดยการพิสูจน์แบบจำลองที่เข้มงวดซึ่งอธิบายกระบวนการการทำงานของอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิด้วยการกำหนดคำจำกัดความของสถานะขีด จำกัด ของอุปกรณ์วิธีการและบทบัญญัติที่ถูกต้องตลอดจนความสอดคล้องของผลลัพธ์จำนวนหนึ่งต่อการปฏิบัติงาน ข้อมูล. ข้อกำหนดที่ยื่นเพื่อการป้องกัน 1. ความสำคัญของปัจจัยที่มีอิทธิพลต่อกระบวนการชราของโลหะและจำเป็นสำหรับการใช้งานแบบจำลองทางกายภาพและทางสถิติแต่ละรายการเพื่อประเมินและจัดการอายุการใช้งานของอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิ

2. แบบจำลองทางฟิสิกส์-สถิติสำหรับการประเมิน ทำนาย และจัดการอายุการใช้งานของอุปกรณ์ในวงจรทุติยภูมิของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ โดยอาศัยวิธีการสรุปความเสียหายที่เกิดจากกระบวนการชราภาพต่างๆ เพื่อดำเนินการคำนวณความแปรผันและปรับค่า ​ของพารามิเตอร์ที่ทำให้สามารถจัดการอายุการใช้งานของอุปกรณ์ได้

3. วิธีเชิงเส้นกำกับสำหรับการแก้ปัญหาการประเมินลักษณะอายุการใช้งานขององค์ประกอบอุปกรณ์ NPP ตามทฤษฎีบทขีด จำกัด กลาง (CLT) และการประยุกต์ใช้กับความเสียหายที่สะสมในวัสดุอุปกรณ์ภายใต้เงื่อนไขของการกัดเซาะผลกระทบหยดของท่อโค้งด้วย สารหล่อเย็นแบบสองเฟสและภายใต้สภาวะการกัดกร่อนจากความเค้นแตกร้าวของท่อแลกเปลี่ยนความร้อนของเครื่องกำเนิดไอน้ำ

4. วิธีการทำนายทรัพยากรของท่อกำเนิดไอน้ำในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ตามทฤษฎีการกรองสุ่ม

5. วิธีการปรับปริมาตรและความถี่ของการวัดความหนาขององค์ประกอบอุปกรณ์ NPP ให้เหมาะสม โดยคำนึงถึงการจัดหมวดหมู่ตามอัตรา ECI

6. แบบจำลองโครงข่ายประสาทเทียมของการบัญชีทั่วไปของปัจจัยการดำเนินงานสำหรับการทำนายอัตรา ECI ในองค์ประกอบอุปกรณ์ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์

7. วิธีการจัดการอายุการใช้งานของหน่วยพลังงานอย่างเหมาะสมโดยคำนึงถึงความแตกต่างของต้นทุนและผลลัพธ์

คุณค่าเชิงปฏิบัติของผลลัพธ์ของงานนั้นขึ้นอยู่กับหลักการและวิธีการทางทฤษฎีข้างต้นอัลกอริทึมและเทคนิคทางวิศวกรรมได้รับการพัฒนาซึ่งทำให้สามารถปรับค่าของพารามิเตอร์ทางเทคโนโลยีเพื่อจัดการอายุการใช้งานของอุปกรณ์ได้ การคำนวณดำเนินการโดยใช้วิธีการที่พัฒนาขึ้นทำให้สามารถประมาณตัวบ่งชี้ทรัพยากรของอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ด้วยเครื่องปฏิกรณ์ VVER-1000, VVER-440 และ RBMK-1000 ใน Kola, Smolensk, Kalinin บาลาโคโว เอ็นพีพีและพัฒนาข้อเสนอแนะสำหรับฝ่ายบริหาร

ขอบเขตของการประยุกต์ผลลัพธ์คือการจัดการทรัพยากรของท่อเครื่องกำเนิดไอน้ำ ท่อคอนเดนเซอร์แลกเปลี่ยนความร้อน และส่วนประกอบท่อที่ทำจากเหล็กเพิร์ลไลต์

การทดสอบและการนำผลลัพธ์ไปใช้

งานนี้ดำเนินการภายใต้กรอบแนวคิดของข้อกังวลของ Energoatom

การวินิจฉัย อายุการใช้งานของอุปกรณ์ เครื่องกำเนิดไอน้ำ คุณภาพ การศึกษาความเป็นไปได้ในการเปลี่ยนอุปกรณ์ที่ประกอบด้วยทองแดง KPT สำหรับเฮดยูนิตของ VVER-1000 (หน่วยกำลังหมายเลข 3 ของ BlkNPP)

ปัญหาพื้นฐานของการรื้อถอนนิวเคลียร์ โรงไฟฟ้า,

การสรุป "บรรทัดฐานสำหรับความหนาที่อนุญาตขององค์ประกอบท่อที่ทำจากเหล็กกล้าคาร์บอน AS" RD EO 0571-2006" และ "การพัฒนาเอกสารแนวทางสำหรับการประเมินสภาพทางเทคนิคขององค์ประกอบอุปกรณ์และท่อที่มีการสึกหรอจากการกัดเซาะและการกัดกร่อน";

โปรแกรมที่ครอบคลุมมาตรการป้องกันการถูกทำลายและเพิ่มความต้านทานการกัดกร่อนและการกัดกร่อนของท่อส่งโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ ลำดับที่ AES PRG-550 K07 ของข้อกังวลของ Energoatom ในหัวข้อ “การคำนวณและการพิสูจน์เชิงทดลองของปริมาตรและความถี่ของการควบคุมการสึกหรอของการกัดเซาะ-การกัดกร่อนของท่อส่งก๊าซของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ด้วยเครื่องปฏิกรณ์เครื่องปฏิกรณ์ VVER:1000”,

การประมวลผลและการวิเคราะห์ผลการวัดความหนาขององค์ประกอบท่อของหน่วย 1-3 ของ Smolensk NPP

วิทยานิพนธ์ถูกนำเสนอและอภิปรายในระดับนานาชาติและต่อไปนี้ การประชุมทั้งหมดของรัสเซีย: 1. ปัญหาของระบบความน่าเชื่อถือ การสร้างแบบจำลองทางคณิตศาสตร์ และเทคโนโลยีสารสนเทศ มอสโก-โซชี พ.ศ. 2540 และ พ.ศ. 2541

2. การฝึกอบรมด้านความปลอดภัยและบุคลากรของ NPP, Obninsk, 1998,1999,2001,

3. การประชุมนานาชาติด้านวิศวกรรมนิวเคลียร์ ครั้งที่ 7 โตเกียว ญี่ปุ่น เมษายน พ.ศ. 2466 พ.ศ. 2542 ICONE-1

4. การควบคุมและวินิจฉัยท่อ มอสโก 2544

5. PSAM 7 ESREL 04 การประชุมนานาชาติเรื่องการประเมินและการจัดการความปลอดภัยที่น่าจะเป็น, เบอร์ลิน, 2004

6. แนวคิดทางคณิตศาสตร์ของ ป. จิ Chebyshev และการสมัครของพวกเขา ปัญหาสมัยใหม่วิทยาศาสตร์ธรรมชาติ Obninsk, 2549

7. ความปลอดภัย ประสิทธิภาพ และเศรษฐศาสตร์ของพลังงานนิวเคลียร์ กรุงมอสโก

8. MMR 2007 การประชุมนานาชาติเกี่ยวกับวิธีการทางคณิตศาสตร์ในความน่าเชื่อถือ กลาสโกว์ สหราชอาณาจักร 2550

9. ปัญหาของวัสดุศาสตร์ในการออกแบบการผลิตและการใช้งานอุปกรณ์, เซนต์ปีเตอร์สเบิร์ก, 2551. สิ่งตีพิมพ์ มีการตีพิมพ์ผลงานทางวิทยาศาสตร์ 57 ชิ้นในหัวข้อวิทยานิพนธ์ รวมถึง 20 บทความใน วารสารวิทยาศาสตร์และเทคนิค, 15 บทความในคอลเลกชัน, 22 บทความในการดำเนินการประชุม

วิทยานิพนธ์นี้ทำให้เกิดประเด็นด้านระเบียบวิธีในการทำนายอายุการใช้งานของอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิของ NPP พัฒนาวิธีการโดยอาศัยแนวทางทางกายภาพ-สถิติ และเสนอขั้นตอนการคำนวณที่มีประสิทธิผลสำหรับการคำนวณลักษณะอายุการใช้งาน

สิ่งพิมพ์หลัก

1. Gulina O. M. , Ostreykovsky V. A. การพึ่งพาเชิงวิเคราะห์สำหรับการประเมินความน่าเชื่อถือโดยคำนึงถึงความสัมพันธ์ระหว่างน้ำหนักบรรทุกและความสามารถในการรับน้ำหนักของวัตถุ // ความน่าเชื่อถือและการควบคุมคุณภาพ - พ.ศ. 2524. - ลำดับที่ 2.-ส. 36-41.

2. Gulina O.M., Ostreykovsky V.A., Salnikov H.JI. ลักษณะทั่วไปของแบบจำลอง "โซนที่ยอมรับพารามิเตอร์" และ "ความสามารถในการรับน้ำหนัก" เมื่อประเมินความน่าเชื่อถือของวัตถุ // ความน่าเชื่อถือและการควบคุมคุณภาพ -1982.-หมายเลข 2.-p. 10-14.

3. Gulina O. M. , Salnikov N. JI. การสร้างแบบจำลองทำนายอายุการใช้งานท่อในกรณีที่เกิดความเสียหายจากการกัดเซาะ // ข่าวมหาวิทยาลัย. พลังงานนิวเคลียร์. - 1995. - หมายเลข Z.-s. 40-46.

4. Gulina O.M., Salnikov H.JI. แบบจำลองการแพร่กระจายสำหรับการพยากรณ์ความน่าจะเป็นของอายุการใช้งานของอุปกรณ์โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ // ข่าวสารมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์. - พ.ศ. 2538. - ลำดับที่ 1.- น. 48-51.

5. Gulina O. M. , Salnikov N. JI. แบบจำลองการประเมินทรัพยากรของท่อ PG ภายใต้สภาวะการแตกร้าวจากการกัดกร่อนจากความเครียด // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์. - พ.ศ. 2539 - ลำดับที่ 1. - หน้า 16-19.

6. Egishyants S. A. , Gulina O. M. , Konovalov E. N. การประมาณการกระจายทรัพยากรเมื่อสรุปความเสียหาย // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์. 2540.-ฉบับที่ 1.- น.18-21.

7. Gulina O.M., Salnikov H.JI. การคาดการณ์ความน่าจะเป็นของอายุการใช้งานของท่อและภาชนะรับความดัน // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์. -1998. -ฉบับที่ 1.-ส.4-11.

8. Filimonov E.V., Gulina O.M. แบบจำลองบูรณาการทั่วไปสำหรับการทำนายความน่าเชื่อถือของท่อส่งโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ภายใต้ภาระความเมื่อยล้า // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์. - 1998. -เลขที่ З.-с.З-l 1.

9. กูลินา โอ.เอ็ม. การประเมินและพยากรณ์อายุการใช้งานของอุปกรณ์โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ / การวิจัยทางวิทยาศาสตร์ในสาขาพลังงานนิวเคลียร์ในมหาวิทยาลัยเทคนิคของรัสเซีย: การรวบรวมทางวิทยาศาสตร์ tr.-M.: MPEI, 1999.-P.201-204.

Yu.Gulina O.M., Salnikov H.JI. การคำนวณลักษณะทรัพยากรของอุปกรณ์ภายใต้เงื่อนไขของผลกระทบไม่เชิงเส้นของกระบวนการย่อยสลาย // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์. -1999. -หมายเลข 4. -หน้า 11-15.

11. V. A. Andreev, O. M. กุลนา. วิธีที่รวดเร็วในการทำนายการเติบโตของรอยแตกร้าวในท่อขนาดเส้นผ่านศูนย์กลางใหญ่ // ข่าวสารมหาวิทยาลัย. พลังงานนิวเคลียร์ - 2000. - ฉบับที่ 3. - หน้า 14-18.

12. กูลินา โอ.เอ็ม., ซิกันชิน เอ.เอ., เชปูร์โก วี.เอ. การพัฒนาเกณฑ์ในการเพิ่มประสิทธิภาพอายุการใช้งานของหน่วยพลังงาน // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์. -2001. -หมายเลข 2. -หน้า 10-14.

13. Gulina O.M., Zhiganshin A.A., Korniets* ปัญหาหลายเกณฑ์ในการเพิ่มประสิทธิภาพอายุการใช้งานของหน่วยจ่ายไฟ ACS/ข่าวสารมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์. - 2002.-หมายเลข 4.-ส. 12-15.

14. Gulina O.M., Zhiganshin A.A., Mikhaltsov A.V., Tsykunova S.Yu. ปัญหาการประเมินอายุการใช้งานของอุปกรณ์ NPP ภายใต้สภาวะความชรา // การวัดนิวเคลียร์และเทคโนโลยีสารสนเทศ - 2547 - ลำดับ 1. - หน้า 62-66

15. Gulina O.M., Kornienko K.A., Pavlova M.N. การวิเคราะห์การปนเปื้อนของก๊าซเรือนกระจกใน tubules และการประเมินระยะเวลาระหว่างการชะล้างโดยใช้วิธีกระบวนการแพร่ // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์. -2006. -หมายเลข 1.-ส. 12-18.

16. Gulina O.M., Kornienko K.A., Polityukov V.P., Frolov S.A. การประยุกต์ใช้วิธีการกรองคาลมานสุ่มเพื่อทำนายลักษณะทรัพยากรของเครื่องกำเนิดไอน้ำของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ // พลังงานปรมาณู - 2549.-t.101 (4).- หน้า 313-316.

17.กูลินา โอ.เอ็ม., ซัลนิคอฟ เอช.เจ. วิธีการทำนายอายุการใช้งานของอุปกรณ์แลกเปลี่ยนความร้อนของ AS // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์ - 2550. - ฉบับที่ 3, ฉบับที่ 1. - หน้า 23-29.

18.บาราเนนโก วี.ไอ., กูลินา โอ.เอ็ม., โดคูคิน ดี.เอ. พื้นฐานระเบียบวิธีในการทำนายการสึกหรอจากการกัดเซาะ-การกัดกร่อนของอุปกรณ์ NPP โดยใช้การสร้างแบบจำลองโครงข่ายประสาทเทียม // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์ - 2551. - ฉบับที่ 1. - หน้า Z-8.

19. Gulina O.M., Pavlova M.N., Polityukov V.P., Salnikov H.JI. การจัดการทรัพยากรที่เหมาะสมที่สุดของเครื่องกำเนิดไอน้ำจากโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์ - 2551. - ฉบับที่ 4. - กับ. 25-30.

20. Igitov A.V., Gulina O.M., Salnikov H.JL ปัญหาการเพิ่มประสิทธิภาพระดับสำหรับการตรวจจับความผิดปกติในกระบวนการสุ่มที่สังเกตได้ // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์ - 2009-หมายเลข 1.- หน้า 125-129.

21.Baranenko V.I., Yanchenko Yu.A., Gulina O.M., Tarasov A.V., Tarasova O.S. การควบคุมการปฏิบัติงานของท่อที่มีการสึกหรอจากการกัดเซาะและการกัดกร่อน // วิศวกรรมพลังงานความร้อน - 2552. - ลำดับที่ 5. - หน้า 20-27

6.5 บทสรุปสำหรับข้อ 6

1. เพื่อประเมินความถี่ของการตรวจสอบ จำเป็นต้องมีแบบจำลองเพื่อคาดการณ์การพัฒนากระบวนการ ECI วิธีการทำนายความรุนแรงของกระบวนการ ECI สามารถจำแนกได้ดังนี้:

วิธีการใช้แบบจำลองเชิงวิเคราะห์

วิธีการใช้แบบจำลองเชิงประจักษ์

วิธีการพยากรณ์โดยใช้ปัญญาประดิษฐ์

2. แบบจำลองการวิเคราะห์ตามคำอธิบายทางทฤษฎีของกระบวนการทางกายภาพ - กลไก ECI แต่ละรายการ - สามารถให้การวิเคราะห์เชิงคุณภาพเท่านั้น เนื่องจากข้อเท็จจริงที่ว่าอิทธิพลต่อกระบวนการสึกหรอโดยรวมนั้นถูกกำหนดโดยปัจจัยหลายประการ: รูปทรงขององค์ประกอบอุปกรณ์ องค์ประกอบทางเคมีของโลหะ ประเภทของสารหล่อเย็น และพารามิเตอร์การทำงาน

3. แบบจำลองทางสถิติทำให้สามารถประเมินสภาพทั่วไปของระบบ I f หรือแต่ละกลุ่มขององค์ประกอบไปป์ไลน์ได้ที่ ช่วงเวลานี้. แบบจำลองทางสถิติขึ้นอยู่กับข้อมูลการตรวจสอบการปฏิบัติงาน วิธีการวิเคราะห์ทางสถิติใช้เพื่อตอบสนองต่อสถานการณ์ปัจจุบันอย่างรวดเร็ว: การระบุองค์ประกอบที่ไวต่อ ECI การประเมินความเร็วสูงสุดและความเร็วเฉลี่ยของ ECI ฯลฯ บนพื้นฐานของปริมาณและวันที่โดยประมาณของการควบคุมถัดไปที่สามารถประมาณได้

4. แบบจำลองเชิงประจักษ์ถูกสร้างขึ้นบนพื้นฐานของข้อมูลการควบคุมการปฏิบัติงานและผลการวิจัยในห้องปฏิบัติการ: แบบจำลองทางสถิติ เคมีกายภาพ และโครงข่ายประสาทเทียม เพื่อคาดการณ์ ECI ของอุปกรณ์ของหน่วยเฉพาะ จำเป็นต้องปรับเทียบแบบจำลองเชิงประจักษ์โดยใช้ข้อมูลจากการตรวจสอบการปฏิบัติงานของหน่วยนี้ แบบจำลองที่ได้รับจากการสอบเทียบไม่สามารถใช้กับบล็อกอื่นได้หากไม่มีการปรับเปลี่ยนอย่างเหมาะสม

5. พารามิเตอร์จำนวนมากที่กำหนดความเข้มข้นของกระบวนการ ECI มีอิทธิพลซึ่งกันและกันในลักษณะที่ซับซ้อน การใช้ ANN เพื่อแก้ปัญหาการคาดการณ์ของ ECI ทำให้สามารถประเมินอิทธิพลร่วมกันของปัจจัยทั้งหมด เน้นคุณสมบัติที่สำคัญของข้อมูลที่เข้ามา และท้ายที่สุด ปรับปรุงความแม่นยำของการคาดการณ์โดยไม่ต้องระบุการขึ้นต่อกันทั้งหมดระหว่างปัจจัยต่างๆ ที่กำหนดกระบวนการ ECI สิ่งนี้ช่วยให้เราสามารถยืนยันแนวทางโครงข่ายประสาทเทียมเพื่อกำหนดความเข้มข้นของกระบวนการ ECI ในอุปกรณ์ของระบบทางเดินป้อนคอนเดนเสทของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์

6. มีการทบทวนวิธีการฝึกอบรมโครงข่ายประสาทเทียมและเสนอแนวทางผสมผสานที่เหมาะสมที่สุดในการสร้างและฝึกอบรมโครงข่ายประสาทเทียมซึ่งจะช่วยแก้ปัญหาในการทำนายความเข้มของรังสีแม่เหล็กไฟฟ้าในท่อส่งของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ เพื่อเพิ่มความน่าเชื่อถือของการพยากรณ์ จำเป็นต้องกรองข้อมูลซึ่งประกอบด้วยการใช้เฉพาะข้อมูลเกี่ยวกับการทำให้ผอมบางเท่านั้น เนื่องจาก กระบวนการ ECI เกี่ยวข้องกับการทำให้ผนังบางลง และการทำให้หนาขึ้นนั้นเกิดจากการถ่ายโอนผลิตภัณฑ์ที่มีฤทธิ์กัดกร่อน

7. การศึกษาดำเนินการบนพื้นฐานของโครงข่ายประสาทเทียมแบบง่าย ซึ่งแก้ปัญหาการทำนายการผอมบางของผนังส่วนตรงของไปป์ไลน์ด้วยสื่อเฟสเดียวของ CPT NPP พร้อม VVER เครือข่ายแบบง่ายได้รับการฝึกฝนโดยใช้อัลกอริธึม backpropagation แบบยืดหยุ่น กำหนดพื้นที่การพยากรณ์ที่ถูกต้องในช่วงเวลาสูงสุด 4 ปีแล้ว

8. เพื่อเพิ่มประสิทธิภาพการแก้ปัญหาการทำนายความเร็ว ECI โดยใช้ NN จึงมีการเสนออัลกอริทึม ได้แก่

ดำเนินการวิเคราะห์คลัสเตอร์สำหรับสถานการณ์ที่วิเคราะห์เพื่อแบ่งออกเป็นกลุ่มของสถานการณ์ที่มีคุณสมบัติคล้ายคลึงกัน ในขณะที่ความแม่นยำสามารถเพิ่มขึ้นได้โดยคำนึงถึงการขึ้นต่อกันในท้องถิ่นและเฉพาะและปัจจัยสำหรับแต่ละคลัสเตอร์ ฉัน

การสร้างชุดอินพุตแต่ละคลาสของ NN ซึ่งได้รับการฝึกฝนโดยใช้อัลกอริธึมการขยายกลับ ซึ่งจะคำนวณการทำให้ผนังท่อบางลงในช่วงเวลาคาดการณ์

9. อัลกอริธึมที่นำเสนอถูกนำไปใช้โดยใช้โครงข่ายประสาทเทียมที่ซับซ้อน

การจำลองแบบ NS;

แผนที่ Kohonnen ที่จัดระเบียบด้วยตนเอง

การขยายพันธุ์ NN ที

บทสรุป

ผลลัพธ์ทางทฤษฎีและปฏิบัติหลักที่ได้รับในงานมีดังนี้

1. จากการวิเคราะห์และการจัดระบบข้อมูลการปฏิบัติงาน ลักษณะของผลกระทบของกระบวนการทางกายภาพต่อกระบวนการชราภาพของโลหะของอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิ ความจำเป็นในการพัฒนาและใช้แบบจำลองทางกายภาพและทางสถิติเพื่อประเมิน ทำนาย และจัดการอายุการใช้งาน ของอุปกรณ์โรงไฟฟ้านิวเคลียร์เป็นที่พิสูจน์แล้ว การวิเคราะห์แสดงให้เห็นถึงอิทธิพลที่กำหนดของการมีอยู่ของทองแดงในวงจรต่อความเข้มของกระบวนการชราของโลหะของอุปกรณ์ในวงจรทุติยภูมิของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ แนวทางรายบุคคลในการประเมินสภาพปัจจุบันของอุปกรณ์และการพัฒนาแบบจำลองการคาดการณ์โดยใช้ข้อมูลที่มีอยู่ให้เกิดประโยชน์สูงสุด: ข้อมูลเกี่ยวกับความเสียหายและสาเหตุ ปัจจัยที่ทำให้กระบวนการเสียหายรุนแรงขึ้น ข้อมูลจากการตรวจสอบสภาพทางเทคนิคเป็นระยะ พารามิเตอร์เคมีของน้ำ ตลอดจนการวัดผล ที่ช่วยบรรเทาสภาพการทำงานและลดความรุนแรงของกระบวนการเสียหาย - กำหนดวิธีการคำนวณลักษณะทรัพยากรของอุปกรณ์

2. แสดงให้เห็นอิทธิพลร่วมกันของอุปกรณ์ของเส้นทางป้อนคอนเดนเสทและไอน้ำซึ่งรวมกันโดยวงจรน้ำต่อสภาวะทางเทคนิคของกันและกัน โดยเฉพาะอย่างยิ่งในสภาวะทางเทคนิคและประสิทธิภาพของเครื่องกำเนิดไอน้ำ พิจารณาลักษณะของกระบวนการชราภาพหลักของโลหะของอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิตลอดจนปัจจัยที่ส่งผลต่ออายุการใช้งานของท่อคอนเดนเซอร์ HDPE และ HDPE ท่อและท่อแลกเปลี่ยนความร้อนของเครื่องกำเนิดไอน้ำ มีการตั้งข้อสังเกตถึงมาตรการเพื่อลดความรุนแรงของกระบวนการความเสียหาย

3. การเพิ่มประสิทธิภาพอายุการใช้งานของหน่วยพลังงานนั้นดำเนินการบนพื้นฐานของเกณฑ์ทางเศรษฐกิจที่คำนึงถึงความแตกต่างของต้นทุนและผลลัพธ์ลักษณะความน่าเชื่อถือของอุปกรณ์ของหน่วยและค่าใช้จ่ายในการซ่อมแซมและเปลี่ยนอุปกรณ์ระหว่างการใช้งาน - มูลค่าปัจจุบันสุทธิ (NPV) เกณฑ์การปรับอายุการใช้งานให้เหมาะสมคือ NPV สูงสุด

ได้รับโครงสร้างของขั้นตอนการชำระเงินโดยใช้แบบจำลองการดำเนินงานของ Markov ที่พัฒนาแล้ว แบบจำลองที่นำเสนอสำหรับการคำนวณต้นทุนการดำเนินงานคำนึงถึงการสูญเสียที่เกี่ยวข้องกับการหยุดทำงาน, ต้นทุนการผลิตไฟฟ้า, ค่าใช้จ่ายในการทดแทน, ต้นทุนงานบูรณะ, ต้นทุนของมาตรการปรับปรุงให้ทันสมัย ​​ฯลฯ

4. วิธีการทำนายลักษณะอายุการใช้งานของอุปกรณ์ได้รับการพัฒนาและศึกษาโดยคำนึงถึงการสะสมของความเสียหายจากการกระทำของกระบวนการชราภาพต่างๆ ของวัสดุของอุปกรณ์วงจรทุติยภูมิของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ โดยคำนึงถึงความน่าจะเป็น ธรรมชาติ. ในการประเมินประสิทธิภาพของอุปกรณ์ ได้มีการนำการวัดความเสียหายแบบสุ่มโดยพิจารณาจากความเสียหายสะสมในวัสดุจากการกระทำของกระบวนการชราภาพบางอย่าง ทรัพยากรถูกกำหนดให้เป็นช่วงเวลาที่กระบวนการสุ่มของการสะสมความเสียหายเกินระดับที่กำหนด

5. ลักษณะความน่าจะเป็นของทรัพยากรได้มาจากวิธีการรวมความเสียหายเชิงเส้นและไม่เชิงเส้น - สำหรับกระบวนการกัดเซาะผลกระทบจากหยดในการไหลแบบสองเฟสและการแตกร้าวจากการกัดกร่อนจากความเค้นของท่อแลกเปลี่ยนความร้อนของเครื่องกำเนิดไอน้ำ - สำหรับปัจจัยความเสียหายที่มีความเข้มข้นต่างๆ และคำนวณบนพื้นฐานของการประมาณเชิงเส้นกำกับของทฤษฎีความน่าจะเป็นและสถิติทางคณิตศาสตร์

6. สำหรับกระบวนการกัดเซาะผลกระทบจากหยด ลักษณะของการโค้งงอของท่อไอน้ำ ใบพัดกังหันไอน้ำ ส่วนทางเข้าของ PSTE ใน HPH ฯลฯ กลไกผลกระทบของหยดบนพื้นผิวแข็งจะถูกนำมาใช้เป็นพื้นฐาน โดยคำนึงถึง พิจารณาถึงการกระจายตัวของความเร็วปกติ ขนาดหยด ตลอดจนพารามิเตอร์ต่างๆ เช่น ความชื้นของไอน้ำ อัตราการไหล รัศมีจุดกระแทก อุณหภูมิ ความดัน ความหนาแน่นของของเหลวและไอน้ำ ความเร็วของเสียงในของเหลว พารามิเตอร์ของวัสดุ

สำหรับท่อแลกเปลี่ยนความร้อน SG กระบวนการเสียหายจะขึ้นอยู่กับกระบวนการแตกร้าวจากการกัดกร่อนจากความเค้น ซึ่งความรุนแรงนั้นขึ้นอยู่กับความเข้มข้นของตัวกระตุ้นการกัดกร่อน การมีอยู่ของคราบบนพื้นผิวการแลกเปลี่ยนความร้อน และความเข้มข้นของทองแดงในคราบ ซึ่งทำให้ สามารถควบคุมกระบวนการชราของ SG HOT ได้โดยการปรับค่าของพารามิเตอร์โมเดลที่เกี่ยวข้อง

7. มีการเสนอแนวทางและให้เหตุผลซึ่งใช้การกรองเชิงเส้นสุ่มเพื่อพิจารณาข้อมูลที่แตกต่างกันเกี่ยวกับวัตถุเมื่อคาดการณ์ทรัพยากร เช่นเดียวกับการพิจารณามาตรการที่ดำเนินการหรือวางแผนไว้เพื่อลดความเข้มข้นของกระบวนการชราภาพ วิธีการกรองคาลมานสุ่มได้รับการปรับเพื่อคาดการณ์คุณลักษณะทรัพยากรของท่อแลกเปลี่ยนความร้อน SG อัลกอริทึมสำหรับตัวกรองและตัวทำนายการปรับให้เรียบได้รับการพัฒนาแล้ว ใช้แล้ว ข้อมูลเพิ่มเติมในรูปแบบของข้อมูลการตรวจสอบเป็นระยะ ตำแหน่งของท่อในการประกอบ ข้อผิดพลาดในการวัดความหนาของผนัง ฯลฯ ขึ้นอยู่กับข้อกำหนดสำหรับอัตราของกระบวนการชราภาพ สามารถประมาณระยะเวลาที่เหมาะสมหรือแผนการติดตามผลที่เหมาะสมที่สุดได้ มีการกำหนดหลักการของอัลกอริทึมที่เหมาะสมที่สุดสำหรับการจัดการทรัพยากรของ TOT ของ SG

8. มีการทบทวนแบบจำลองสำหรับการทำนาย ECI ในองค์ประกอบอุปกรณ์อย่างเป็นระบบ ขั้นตอนได้รับการพัฒนาสำหรับการประมวลผลข้อมูลความหนาขององค์ประกอบของอุปกรณ์ของวงจรทุติยภูมิของ NPP เพื่อปรับปริมาณและความถี่ของการตรวจสอบให้เหมาะสม จากการวิเคราะห์ข้อมูลการติดตามจำนวนมากสำหรับโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ที่มีเครื่องปฏิกรณ์ VVER-1000, RBMK-1000, VVER-440 - KlnAES, BlkAES, NVNPP, KolAES,

SAES - วิธีการและอัลกอริธึมสำหรับการประมวลผลข้อมูลความหนาข้อกำหนดสำหรับประเภทและคุณภาพของข้อมูลที่ให้ไว้สำหรับการคำนวณได้รับการพัฒนาแนวคิดของหมวดหมู่ได้รับการแนะนำเพื่อกำหนดกลุ่มเสี่ยงสำหรับการทำให้ผอมบางอย่างเข้มข้น เสนอให้รวมไว้ในองค์ประกอบแผนควบคุมที่มีอายุคงเหลือใกล้ถึงวันดำเนินการบำรุงรักษาครั้งต่อไป

9. การใช้การสร้างแบบจำลองโครงข่ายประสาทเทียมมีความสมเหตุสมผลในการแก้ปัญหาการทำนาย ECI ซึ่งทำให้สามารถประเมินอิทธิพลร่วมกันของปัจจัยที่มีอิทธิพลทั้งหมด เน้นคุณสมบัติที่สำคัญของข้อมูลการปฏิบัติงานที่เข้ามาโดยไม่ต้องระบุการพึ่งพาทั้งหมดระหว่างปัจจัยหลายอย่างที่ กำหนดกระบวนการ ECI จากตัวอย่างการศึกษาเครือข่ายแบบง่ายสำหรับการทำนายผนังบางของส่วนตรงของท่อคอนเดนเสทหลักของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ด้วย VVER ซึ่งได้รับการฝึกฝนโดยใช้อัลกอริธึมการขยายกลับแบบยืดหยุ่น ความถูกต้องของการพยากรณ์จะแสดงในช่วงเวลาหนึ่ง เป็นระยะเวลานานถึง 4 ปี

10. เพื่อเพิ่มประสิทธิภาพการแก้ปัญหาการทำนายความเร็ว ECI โดยใช้โครงข่ายประสาทเทียม มีการเสนออัลกอริทึม ได้แก่

การกรองข้อมูลสำหรับการฝึกอบรม

- "การระบุตัวตน" คุณสมบัติลักษณะชุดอินพุตและลดจำนวนปัจจัยอินพุตตามนั้น

ดำเนินการวิเคราะห์คลัสเตอร์สำหรับสถานการณ์ที่วิเคราะห์

การสร้างโครงข่ายประสาทเทียมสำหรับแต่ละคลาส ฝึกฝนโดยใช้อัลกอริธึมการเผยแพร่กลับ

อัลกอริธึมที่นำเสนอถูกนำไปใช้โดยใช้เครือข่ายประสาทที่ซับซ้อน: เครือข่ายประสาทจำลอง; แผนที่โคฮอนเน็นที่จัดระเบียบตนเอง การขยายพันธุ์กลับ NN

1. RD-EO-0039-95. ข้อกำหนดด้านกฎระเบียบและระเบียบวิธีสำหรับการจัดการลักษณะทรัพยากรขององค์ประกอบหน่วยพลังงาน NPP ม., 1997.

2. การรวบรวมข้อมูลและการเก็บบันทึกเพื่อการจัดการการเสื่อมสภาพของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ IAEA สิ่งตีพิมพ์แนวปฏิบัติด้านความปลอดภัย #50-P-3, เวียนนา, 1997.

3. Muratov O.E., Tikhonov M.H. การรื้อถอนโรงไฟฟ้านิวเคลียร์: ปัญหาและแนวทางแก้ไข (www.proatom.ru)

4. Ageev A.G., Korolkov B.M., Belov V.I., Semyakin A.A., Kornienko K.A., Trunov N.B. การทดสอบทางความร้อนเคมีของเครื่องกำเนิดไอน้ำ PGV-1000M พร้อม PDL ที่สร้างขึ้นใหม่และระบบจ่ายน้ำที่ทันสมัย ​​// รายงานประจำปีของ ENITs VNIIAES, 1999

5. Baranenko V.I., Gashenko V.A., Trubkina N.E., Bakirov M.B., Yanchenko Yu.A. ความน่าเชื่อถือในการปฏิบัติงานของท่อแลกเปลี่ยนความร้อนของเครื่องกำเนิดไอน้ำของหน่วยกำลังของ NPP ด้วย VVER // วัสดุของการสัมมนาที่ Kalinin NPP, 16-18 พฤศจิกายน 2542, หน้า 133-158

6. ระเบียบวิธีในการจัดการการเสื่อมสภาพของส่วนประกอบโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ที่มีความสำคัญต่อความปลอดภัย IAEA ชุดรายงานทางเทคนิค #338 เวียนนา, 1998.

7. บาราเนนโก วี.ไอ., บาคลาซอฟ เอส.เอ. การวิเคราะห์ความเสียหายในการปฏิบัติงานของคอนเดนเซอร์และเครื่องทำความร้อนแรงดันต่ำ การจัดทำตารางเวลาการเปลี่ยนอุปกรณ์ในระบบป้อนคอนเดนเสท VM.21.02.00.ทีโอ. FGUPVNIIAM. ม., 2546.

8. เช็กซัล วี.เค. (ไบนด์), โฮโรวิทซ์ เจ.เอส. แบบจำลองการกัดกร่อนแบบเร่งการไหลของเชกซัล-ฮอโรวิทซ์-พารามิเตอร์และอิทธิพล มุมมองปัจจุบันของอินเตอร์ ภาชนะรับความดันและท่อ: รหัสและมาตรฐาน เลขที่หนังสือ 409768. -1995.-ป. 231-243.

9. อุบัติเหตุที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ Sarri-2 // เทคโนโลยีนิวเคลียร์ในต่างประเทศ. -2530.- ฉบับที่ 10. -หน้า 43.

10. การแตกของท่อทุติยภูมิที่ Mihama Power Unit 3. นาย. ฮาจิเมะ อิโตะ// The Kansai Electric Power Co., Inc. การประชุม วาโนะ. 2548. 15 น.

11. ต. อินางากิ. กิจกรรม IAEA ที่เกี่ยวข้องกับการจัดการความชราและการดำเนินงานที่ปลอดภัยในระยะยาว รวมถึง FAC // การสัมมนาเกี่ยวกับการกัดเซาะ-การกัดกร่อน และการกัดกร่อนแบบไหลช่วย 6-8 พฤศจิกายน 2550, Obninsk, รัสเซีย

12. เจนส์ กุนนาร์ส ภาพรวมของการกัดเซาะ - การกัดกร่อน // สัมมนาเรื่องการกัดเซาะ - การกัดกร่อนและการกัดกร่อนแบบไหลช่วย 6-8 พฤศจิกายน 2550, Obninsk, รัสเซีย

13. จอห์น ปีเตอร์ราลิค สัมมนา FAC: ภูมิหลังทางทฤษฎี // สัมมนาหัวข้อ

15. Pipe Break ทำให้มีผู้เสียชีวิตที่ Surry // Nucl.Eng.Inter., 1987 v.32. หน้า 4

16. ถ.อีโอ 0571-2006. มาตรฐานความหนาที่อนุญาตขององค์ประกอบท่อที่ทำจากเหล็กกล้าคาร์บอนสำหรับโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ 44 หน้า

17. บากิรอฟ เอ็ม.บี., เคลชชุก เอส.เอ็ม., ชูบารอฟ เอส.วี., เนมีตอฟ ดี.เอส., ทรูนอฟ เอ็น.บี., โลฟเชฟ วี.เอ็น., กุทเซฟ ดี.เอฟ. การพัฒนาแผนที่แสดงข้อบกพร่องในท่อแลกเปลี่ยนความร้อนของเครื่องกำเนิดไอน้ำของ NPP ด้วย VVER 3-5 ตุลาคม 2549 FSUE OKB "GIDROPRESS"

18. คาริโตนอฟ ยู.วี., บริคอฟ เอส.ไอ., ทรูนอฟ เอ็น.บี. การพยากรณ์การสะสมของผลิตภัณฑ์ที่มีการกัดกร่อนบนพื้นผิวแลกเปลี่ยนความร้อนของเครื่องกำเนิดไอน้ำ PGV-1000M // วิศวกรรมพลังงานความร้อนหมายเลข 8, 2544, หน้า 20-22

19. รับประกันการทำงานที่ปลอดภัยและเชื่อถือได้ของเครื่องกำเนิดไอน้ำ PGV-1000 เอ็ด Aksenova V.I. // เอกสารการสัมมนาที่ Kalinin NPP, 16-18 พฤศจิกายน 2542, หน้า 78-132

20. Trunov N.B., Loginov S.A., Dragunov Yu.G. กระบวนการอุทกพลศาสตร์และเทอร์โมเคมีในเครื่องกำเนิดไอน้ำของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ด้วย VVER อ.: Energoatomizdat, 2001. - 316 ส.

21. บาราเนนโก วี.ไอ., โอเลนิก เอส.เจ\, บูดูคิน เอส.ยู., บากิรอฟ เอ็ม.บี., ยานเชนโก ยู.เอ., คอร์เนียนโก เค.เอ. รับประกันความน่าเชื่อถือในการปฏิบัติงานของเครื่องกำเนิดไอน้ำในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ด้วย VVER // Heavy Engineering.-2001, No. 8.-p.6-9.2001.- p.71-72.

22. Yovchev M. การกัดกร่อนของพลังงานความร้อนและอุปกรณ์พลังงานนิวเคลียร์ อ.: Energoatomizdat, 1988. - 222 น.

23. การวิเคราะห์ข้อมูลการปฏิบัติงานเกี่ยวกับการบำรุงรักษาระบบเคมีน้ำของวงจรทุติยภูมิที่หน่วยกำลังหมายเลข 1-4 ของ Balakovo NPP ในปี 2548 // M., VNIIAES, 2549

24. การวิเคราะห์ข้อมูลการปฏิบัติงานเกี่ยวกับการบำรุงรักษาระบบเคมีน้ำของวงจรทุติยภูมิที่หน่วยกำลังหมายเลข 1-4 ของ BlkNPP สำหรับไตรมาสที่สองของปี 2549 M. , VNIIAES, 2549

25. มาตรฐานการคำนวณความแข็งแกร่งของอุปกรณ์และท่อของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ (PNAE G-7-002-86) -ม.: Energoizdat, 1989.

26. นิกิติน วี.ไอ. ความเสียหายจากการกัดกร่อนต่อคอนเดนเซอร์กังหันไอน้ำและการกำหนดอายุการใช้งานที่เหลือของระบบท่อ // วิศวกรรมพลังงานความร้อน - 2544 - ลำดับ 11 กับ. 41-45.

27. วี.ไอ. บาราเนนโก, โอ.เอ. เบลยาคอฟ. การพยากรณ์อายุการใช้งานของท่อแลกเปลี่ยนความร้อนของคอนเดนเซอร์ของหน่วยกำลังหมายเลข 2 ของ Kalinin NPP // รายงานทางวิทยาศาสตร์และทางเทคนิค D. No. 2006/4.15.5/16473 p. 26 อิเล็คโตรกอร์สค์, 2549.

28. รายงานการวิจัย. ทดสอบเทคโนโลยีการซ่อมและฟื้นฟูท่อแลกเปลี่ยนความร้อนของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์โดยการเคลือบโพลีเมอร์ลงไป พื้นผิวด้านในท่อแลกเปลี่ยนความร้อน ม. 2546. อนุมัติแล้ว. เทค ผู้อำนวยการ NPO "ROKOR", Ph.D. เอบี อิลยิน. -22ส.

29. Gulina O.M., Semiletkina I.V. การกำหนดระยะเวลาแฝงของการทำลายการกัดเซาะ // การวินิจฉัยและการพยากรณ์ความน่าเชื่อถือขององค์ประกอบของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์: การรวบรวมผลงานทางวิทยาศาสตร์ของแผนกระบบควบคุมอัตโนมัติ - Obninsk: IATE - 1992. - ลำดับ 8. - หน้า 31 -34

30. กูลินา โอ.เอ็ม. การประมาณและพยากรณ์อายุการใช้งานของอุปกรณ์โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ // การวิจัยทางวิทยาศาสตร์ในสาขาพลังงานนิวเคลียร์ในมหาวิทยาลัยเทคนิคของรัสเซีย: การรวบรวมเอกสารทางวิทยาศาสตร์ อ.: MPEI, 1999.- หน้า 201-204.

31. ซบี.ซาซิเกฟ เจไอ S. , Kishyan A. A. , Romanikov Yu. I. วิธีการวางแผนและประมวลผลผลลัพธ์ของการทดลองทางกายภาพ ม., Atomizdat, 1978.

32. Antonovich A.V., Butovsky J.C. อิทธิพลของความเสียหายต่อระบบท่อคอนเดนเซอร์ต่อประสิทธิภาพของหน่วยกังหันของโรงไฟฟ้าพลังความร้อนและโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ // พลังงานและกระแสไฟฟ้า, 2544 ลำดับที่ 7 หน้า 29-34.

33. Nigmatulin B., Kozyrev M: พลังงานนิวเคลียร์ในรัสเซีย เวลาที่พลาดโอกาส.// กลยุทธ์ปรมาณู. วารสารอิเล็กทรอนิกส์. กรกฎาคม 2551 (www.proatom.ru)

34. เชอร์กาซอฟ วี. พลังงานนิวเคลียร์รัสเซีย: ทันสมัย ​​ปัญหา โอกาส (http://www.wdcb.ru/mining/doklad/doklad.htm")

35. รัสโซคิน เอ็น.จี. หน่วยเครื่องกำเนิดไอน้ำของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ อ.: Energoatomizdat, 1987. - 384 น.

36. บาราเนนโก วี.ไอ., โอเลนิก เอส.จี., บูดูคิน เอส.ยู., บากิรอฟ เอ็ม.บี., ยานเชนโก้ ยู.เอ., คอร์เนียนโก เค.เอ. รับประกันความน่าเชื่อถือในการปฏิบัติงานของเครื่องกำเนิดไอน้ำในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ด้วย VVER // วิศวกรรมหนัก - 2544 - หมายเลข 8 - หน้า 6-9

37. Trunov N.B., Denisov V.V., Dragunov Yu.G., Banyuk G.F., Kharitonov Yu.V. ประสิทธิภาพของท่อแลกเปลี่ยนความร้อนของ SG ของ NPP กับ VVER // วัสดุของการสัมมนาระดับภูมิภาคของ IAEA เรื่อง "ความสมบูรณ์ของท่อ SG" อุดมเลีย 27-30 พฤศจิกายน 2543 - หน้า 12-18

38. อิวานิซอฟ วี.เอฟ. ปัญหาของ VTK ที่ Kalinin NPP // เอกสารการสัมมนาที่ Kalinin NPP วันที่ 16-18 พฤศจิกายน 2542 - หน้า 55-57

39. กูลินา โอ.เอ็ม. การประเมินและพยากรณ์อายุการใช้งานของอุปกรณ์โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ /นั่ง. งานทางวิทยาศาสตร์"การวิจัยทางวิทยาศาสตร์ด้านพลังงานนิวเคลียร์ในมหาวิทยาลัยเทคนิคแห่งรัสเซีย" M. - สำนักพิมพ์ MPEI - 1999 - หน้า 201-204

40. Gulina O.M., Salnikov H.JI. การคาดการณ์ความน่าจะเป็นของอายุการใช้งานของท่อและภาชนะรับความดัน // Izvestia Vuzov พลังงานนิวเคลียร์, 2541.-ฉบับที่ 1.-ป.4-11.

41. Gulina O.M., Salnikov H.JI. วิธีการทำนายอายุการใช้งานของอุปกรณ์แลกเปลี่ยนความร้อนของ AS // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์ - 2550. - ฉบับที่ 3, ฉบับที่ 1. - หน้า 23-29.

42. จอห์น เพตราลิก. การกัดเซาะของผลกระทบจากของเหลวและการกัดเซาะของโพรงอากาศ // การดำเนินการสัมมนา FAC ออบนินสค์ รัสเซีย 6-8 พฤศจิกายน 2550

43. บาราเนนโก วี.ไอ., โอเลย์นิค เอส.จี., แมร์คูเชฟ วี.เอช. และอื่น ๆ ความน่าเชื่อถือในการปฏิบัติงานขององค์ประกอบโครงสร้างของเครื่องกำเนิดไอน้ำในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ด้วย VVER ประเด็นด้านวิทยาศาสตร์และเทคโนโลยีปรมาณู เซอร์ รับรองความปลอดภัยของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ - 2546 ฉบับ Z. - หน้า 85-100

44. Antonov A.V., Ostreykovsky V.A. การประเมินลักษณะความน่าเชื่อถือขององค์ประกอบและระบบโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ วิธีการรวมกัน. -ม.: Energoatomizdat, 1993.-368 หน้า

45. Skripnik V.M., Nazin A.E., Prikhodko Yu.G. การวิเคราะห์ความน่าเชื่อถือ ระบบทางเทคนิคขึ้นอยู่กับตัวอย่างที่ถูกเซ็นเซอร์ -ม.: วิทยุและการสื่อสาร, 2531: -289p.

46. ​​​​Severtsev N.A. , Yanishevsky I.M. ความน่าเชื่อถือของระบบสำรองที่มีการสำรองโหลดระหว่างการบำรุงรักษาเชิงป้องกันขององค์ประกอบสำรอง //ความน่าเชื่อถือและการควบคุมคุณภาพ -ม.: วิทยุและการสื่อสาร พ.ศ. 2538-หน้า 94-100

47. ทาราทูนิน วี.วี., เอลิซารอฟ เอ.ไอ., ปันฟิโลวา เอส.อี. การประยุกต์ใช้วิธีกราฟมาร์คอฟในปัญหาการกระจายข้อกำหนดด้านความน่าเชื่อถือ 5 รายงานทางเทคนิค - M.: VNIIEAS, 1997. -48 p.

48. V.V.Taratunin, A.I.Elizarov วิธีความน่าจะเป็นในการจัดการความน่าเชื่อถือของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์และหน่วยผลิตไฟฟ้า ระบบ: และอุปกรณ์แต่ละชิ้นในขั้นตอนการทำงาน - และการขยายเวลาที่ได้รับมอบหมาย: อายุการใช้งาน รายงานที่ NTS.- M.: VNIIAES, 1999. -57ส.

49. Taratunin V.V., Elizarov A.I. การประเมินความน่าเชื่อถือที่น่าจะเป็นของอุปกรณ์และระบบ! NPP โดยคำนึงถึงอายุและระบบบำรุงรักษาและซ่อมแซมในปัจจุบัน รายงานทางเทคนิค. Rosenergoatom.-M.: VNIIAES, 2000. -100 วินาที

50. RD-EO-0039-95. ข้อกำหนดด้านกฎระเบียบและระเบียบวิธีสำหรับการจัดการลักษณะทรัพยากรขององค์ประกอบหน่วยกำลัง AS.-M. , 1997

51. N. Davidenko, S. Nemytov, K. Kornienko, V. Vasiliev. ความสมบูรณ์ขององค์ประกอบของเครื่องกำเนิดไอน้ำ VVER ของความกังวล Rosenergoatom//

52. การดำเนินการของการประชุมเชิงปฏิบัติการระดับภูมิภาคของ IAEA เรื่อง “การย่อยสลายและการตรวจสอบเครื่องกำเนิดไอน้ำ”, แซงต์เดอนี, ฝรั่งเศส, 1999. เวียนนา: IAEA, 1999

53. Gulina O.M., Pavlova M.H., Polityukov V.P., Salnikov H.JI. การจัดการทรัพยากรที่เหมาะสมที่สุดของเครื่องกำเนิดไอน้ำจากโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์.- 2551.-หมายเลข4.~ หน้า. 25-30.

54. Gulina O.M., Kornienko K.A., Pavlova M.N. การวิเคราะห์การปนเปื้อนของท่อก๊าซเรือนกระจกและการประเมินระยะเวลาการชะล้างระหว่างกันโดยใช้กระบวนการแพร่ //ข่าวมหาวิทยาลัย. พลังงานนิวเคลียร์ พ.ศ. 2549.- ฉบับที่ 1.- หน้า 12-18.

55. Gulina O. M. , Ostreykovsky V. A. การพึ่งพาเชิงวิเคราะห์สำหรับการประเมินความน่าเชื่อถือโดยคำนึงถึงความสัมพันธ์ระหว่างน้ำหนักบรรทุกและความสามารถในการรับน้ำหนักของวัตถุ // ความน่าเชื่อถือและการควบคุมคุณภาพ - 1981. -หมายเลข 2.-ส. 36-41.

56. Gulina O.M., Ostreykovsky V.A., Salnikov H.J1. ลักษณะทั่วไปของแบบจำลอง "โซนที่ยอมรับพารามิเตอร์" และ "ความสามารถในการรับน้ำหนัก" เมื่อประเมินความน่าเชื่อถือของวัตถุ//ความน่าเชื่อถือและการควบคุมคุณภาพ-1982.-ฉบับที่ 2.-หน้า 10-14.

57. Igitov A.V., Gulina O.M., Salnikov H.JT. ปัญหาการเพิ่มประสิทธิภาพระดับเพื่อตรวจจับความผิดปกติในกระบวนการสุ่มที่สังเกตได้ // ข่าวสารมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์ - พ.ศ. 2552 ฉบับที่ 1 - หน้า 25-29

58. การนำไปปฏิบัติและการทบทวนโปรแกรมการจัดการอายุของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ IAEA ชุดรายงานความปลอดภัย #15 เวียนนา 1999 หน้า 35

59. ระเบียบวิธีในการจัดการอายุของส่วนประกอบโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ที่มีความสำคัญต่อความปลอดภัย IAEA ชุดรายงานทางเทคนิค #338 เวียนนา, 1998.

60. หลักการพื้นฐานสำหรับโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ ชุดความปลอดภัย เลขที่ 75-INSAG-3, สำนักงานพลังงานปรมาณูระหว่างประเทศ, เวียนนา, 1988; INSAG-8.

61. โควาเลวิช โอ.เอ็ม. การยืดอายุการใช้งานของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์//พลังงานปรมาณู ฉบับที่ 88 ฉบับที่ 1 มกราคม 2543

62. RD-EO-0039-95. ข้อกำหนดด้านกฎระเบียบและระเบียบวิธีสำหรับการจัดการลักษณะทรัพยากรขององค์ประกอบหน่วยพลังงาน NPP -ม., 1997.

63. RD EO" 0096-98 กฎระเบียบมาตรฐานสำหรับการจัดการลักษณะทรัพยากรขององค์ประกอบหน่วยพลังงาน AS M. , 1997

64. ทุตนอฟ ไอ.เอ. การจัดการกระบวนการชราของ NPP // เทคโนโลยีนิวเคลียร์ในต่างประเทศ-2000.-No.4.-p. 10-15.

65. สเตปานอฟ ไอ.เอ. ตรวจสอบอายุการใช้งานที่เหลือของอุปกรณ์ NPP ตามความแข็งแรงทางกลการกัดกร่อนของวัสดุโครงสร้าง // วิศวกรรมพลังงานความร้อน - พ.ศ. 2537 หมายเลข 5

66. ถ.EO-0085-97. การบำรุงรักษาและซ่อมแซมระบบและอุปกรณ์ของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ ระยะเวลามาตรฐานการซ่อมแซมระบบจ่ายไฟฟ้า -ม., 1997.

67. ถ.อีโอ0077-97. แนวปฏิบัติชั่วคราวในการคำนวณกำลังเดินเครื่องของหน่วยโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ ม., 1997

68. ซีกัล อี.เอ็ม. ออกแบบปัจจัยกำลังการผลิตเป็นตัวบ่งชี้ประสิทธิภาพการใช้กำลังการผลิตติดตั้งของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ // พลังงานปรมาณู.-2003.-t.94, ฉบับที่ 2. กับ. 110-114.

69. ที่ปรึกษา IAEA รายงานการประชุมเรื่องอายุและการจัดการชีวิตของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ // IAEA, เวียนนา, ออสเตรีย, สิงหาคม, 1989

70. Akiyama M. โครงการวิจัยผู้สูงอายุเพื่อการประเมินชีวิตพืช // ฝึกงาน NPP Aging Symp. 30 ส.ค. ถึง ก.ย. 1 พ.ย. 1988 เบเธสดา แมริแลนด์ สหรัฐอเมริกา

71. ซีกัล อี.เอ็ม. การจัดอันดับความเบี่ยงเบนจากการทำงานปกติของอุปกรณ์โรงไฟฟ้านิวเคลียร์ตามระดับอิทธิพลที่มีต่อปัจจัยการใช้กำลังการผลิตติดตั้ง // พลังงานปรมาณู - 2545. - ข้อ 92, หมายเลข 3.

72. Taratunin V.V., Tyurin M.N., Elizarov A.I. และอื่น ๆ การพัฒนาแบบจำลองทางคณิตศาสตร์เพื่อกระจายข้อกำหนดด้านความน่าเชื่อถือของส่วนประกอบหน่วยกำลัง กำลังเตรียมโค้ดคำนวณ /รายงาน - อ.: VNIIAES, 2002.

73. Gulina O.M., Zhiganshin A.A., Korniets T.P. ปัญหาหลายเกณฑ์ของการเพิ่มประสิทธิภาพอายุการใช้งาน // ข่าวสารมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์ - พ.ศ. 2545 - ฉบับที่ 4. - หน้า 12-15.

76. สหพันธรัฐรัสเซีย คณะกรรมการแห่งสหพันธรัฐรัสเซียเพื่อนโยบายการก่อสร้าง สถาปัตยกรรม และที่อยู่อาศัย หมายเลข VK 447 ลงวันที่ 21 มิถุนายน 2542 M. เศรษฐศาสตร์ 2543

77. โคมิซาร์ชิค ที.เอ็น., กริโบฟ วี.บี. ระเบียบวิธีในการวิเคราะห์ประสิทธิภาพเชิงเศรษฐศาสตร์เชิงเปรียบเทียบของโซลูชันวิศวกรรมทางเลือกเมื่อออกแบบแหล่งพลังงาน // วิศวกรรมพลังงานความร้อน - 2000. * - หมายเลข 8 - หน้า 58-62.

78. คาร์คอฟ เอ.เอ็น. พื้นฐาน เศรษฐกิจตลาด. กองทุนการเงิน ม., 2537.

79. คาซัคคอฟสกี้ โอ.ดี. พื้นฐานของทฤษฎีคุณค่าเชิงเหตุผล อ.: Energoatomizdat, 2000.

80. คาซัคคอฟสกี้ โอ.ดี. การคำนวณพารามิเตอร์ทางเศรษฐกิจของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ // พลังงานปรมาณู - 2544 - ข้อ 90 ฉบับที่ 4

81. คาร์คอฟ เอ.เอ็น. การประเมินทางเศรษฐกิจข้อเสนอการก่อสร้างโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ // เทคโนโลยีนิวเคลียร์ในต่างประเทศ - พ.ศ. 2545 - ลำดับที่ 2 - หน้า 23-26.

82. กูลีนา โอ.เอ็ม., จิกันชิน เอ.เอ., เชปูร์โก วี.เอ. การพัฒนาเกณฑ์ในการเพิ่มประสิทธิภาพอายุการใช้งานของหน่วยกำลัง // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์ - พ.ศ. 2544 - ฉบับที่ 2. - หน้า 10-14.

83. Gulina O.M., Zhiganshin A.A., Mikhaltsov A.V., Tsykunova S.Yu. ปัญหาการประเมินอายุการใช้งานของอุปกรณ์ NPP ภายใต้สภาวะความชรา // เทคโนโลยีนิวเคลียร์และการวัด - 2547 - ลำดับที่ 1 - หน้า 62-66

84. คาร์คอฟ เอ.เอ็น. การกำหนดราคาดุลยภาพในภาคพลังงานโดยพิจารณาจากต้นทุนที่มีส่วนลด พิมพ์ครั้งที่ IBRAE-98-07, M., 1998.

85. โอ. กูลินา, เอ็น. ซาลนิคอฟ ปัญหาหลายเกณฑ์ของการจัดการอายุการใช้งาน NPP // PSAM 7 ESREL 04 การประชุมนานาชาติเรื่องการประเมินและการจัดการความปลอดภัยที่น่าจะเป็น, 14-18 มิถุนายน 2547, เบอร์ลิน, เยอรมนี

86. Likhachev Yu.I. , Pupko V.Ya. ความแข็งแกร่งขององค์ประกอบเชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์/M.: Atomizdat, 1975.

87. Salnikov N.L., Gulina O.M., Kornienko K.A., Frolov S.A. และอื่น ๆ การประเมินความน่าเชื่อถือของเครื่องกำเนิดไอน้ำโดยวิธีการสรุปความเสียหาย (ชั่วคราวภายใต้สัญญาหมายเลข 2004/4.1.1.G.7.7/9224) // รายงานการวิจัย - Obninsk: IATE, 2004. - 71 p .

88. กูลินา โอ.เอ็ม. วิธีการวิเคราะห์การประเมินความน่าเชื่อถือของอุปกรณ์ภายใต้เงื่อนไขความเสียหายสะสม// ในการรวบรวม งานทางวิทยาศาสตร์ของภาควิชา ACS "การวินิจฉัยและการทำนายความน่าเชื่อถือขององค์ประกอบโรงไฟฟ้านิวเคลียร์" ออบนินสค์ - IATE.-1998. - ฉบับที่ 12. - น.56-59.

89. พล.อ. กันนาร์ส, อินสเปคต้า ภาพรวมของการกัดเซาะ-การกัดกร่อน // การดำเนินการสัมมนา FAC. ออบนินสค์ รัสเซีย 6-8 พฤศจิกายน 2550

90. จอห์น เพทราลิก. การกัดเซาะของผลกระทบจากของเหลวและการกัดเซาะของโพรงอากาศ // การดำเนินการสัมมนา FAC ออบนินสค์ รัสเซีย 6-8 พฤศจิกายน 2550

91. Bogachev A.F. การวิเคราะห์ข้อมูลเกี่ยวกับความเสียหายของเครื่องทำความร้อนแรงดันสูง p. k.d. จากริมน้ำ // วิศวกรรมพลังงานความร้อน.-1991.-ฉบับที่ 7.

92. ชูเบนโก-ชูบิน จิ A. , Shubenko A. JL, Kovalsky A. E. แบบจำลองจลนศาสตร์ของกระบวนการและการประเมินระยะฟักตัวของการทำลายวัสดุที่สัมผัสกับการไหลของหยด // วิศวกรรมพลังงานความร้อน 2530. - ลำดับที่ 2. - หน้า. 46 - 50.

93. เอ็น. เฮนเซล ดี.ซี. กรอสบี เอสอาร์ เอลลี่. การกัดเซาะ/การกัดกร่อนในโรงไฟฟ้า ประสบการณ์การไหลแบบเฟสเดียวและสองเฟส, การทำนาย, การจัดการ NDE // หน้า 109-116

94. การพังทลาย ไอโอดีนเอ็ด คุณปริศ. อ.: มีร์, 1982.

95. Kastner W., Hofmann P., Nopper H. การกัดเซาะการกัดกร่อนของโรงไฟฟ้า // รหัสการตัดสินใจสำหรับการลากวัสดุแบบโต้ตอบ VGB Kraftwerktechnik พ.ศ. 2533 - V. 70. - ลำดับที่ 11. - หน้า 806-815.

96. Gulina O.M., Salnikov H.JI. การสร้างแบบจำลองทำนายอายุการใช้งานท่อในกรณีที่เกิดความเสียหายจากการกัดเซาะ // ข่าวมหาวิทยาลัย. พลังงานนิวเคลียร์.-2538.-ฉบับที่ 3.-ป.40-46.

97. คิริลลอฟ พี. เจ. เอกสารบรรยายรายวิชา "ความร้อนและการถ่ายเทมวล (การไหลแบบสองเฟส)" ออบนินสค์: IATE, 1991.

98. ชูดาคอฟ เอ็ม.วี. วิธีการสร้างความมั่นใจในความน่าเชื่อถือของท่อส่งโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ภายใต้สภาวะการกัดเซาะของหยดกระทบ // Diss สำหรับระดับปริญญาเอก เซนต์ปีเตอร์สเบิร์ก 2548

99. Kastner V., Nopper H.Yu. Resner R. การป้องกันท่อจากการกัดเซาะการกัดกร่อน // พลังงานปรมาณู. 2536. - ต.75 ฉบับ. 4. -ป.286-294.

100. Gulina O.M1., Salnikov H.JI. การประเมินคุณลักษณะอายุการใช้งานของท่อส่งไอน้ำ VVER-440 ภายใต้เงื่อนไขการสึกหรอจากการกัดเซาะ-การกัดกร่อนการประชุมนานาชาติ U/VI "การฝึกอบรมด้านความปลอดภัยและบุคลากรของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์" บทคัดย่อของรายงาน ออบนินสค์ 4-8 ตุลาคม 2542

101. Egishyants S. A. , Gulina O. M. , Konovalov E. N. การประเมินการกระจายทรัพยากรเมื่อสรุปความเสียหาย // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์.-2540.- ฉบับที่ 1.- น. 18-21.

102. Gosselin S.R., เฟลมมิง เค.เอ็น. การประเมินศักยภาพความล้มเหลวของท่อผ่านการประเมินกลไกการย่อยสลาย // การประชุมนานาชาติด้านวิศวกรรมนิวเคลียร์ครั้งที่ 5, 26-30D997, เมืองนีซ, ฝรั่งเศส

103. Margolin B.Z., Fedorova B.A., Kostylev V.I. หลักการพื้นฐานสำหรับการประเมินความทนทานของตัวสะสม PGV-1000 และโอกาสในการทำนายอายุการใช้งานของตัวสะสมหมายเลข 1 ของ Kalinin NPP // วัสดุของการสัมมนาที่ Kalinin NPP, 16-18 พฤศจิกายน 2542.- หน้า 61-72.

104. Rassokhin N.G., Gorbatykh V.P., Sereda E.V., Bakanov A.A. การพยากรณ์อายุการใช้งานของอุปกรณ์พลังงานความร้อนภายใต้สภาวะการแตกร้าวของการกัดกร่อน // วิศวกรรมพลังงานความร้อน - พ.ศ. 2535 - ลำดับ 5 น.53-58.

105. Gulina O. M. , Salnikov N. JI. แบบจำลองสำหรับประเมินอายุการใช้งานของท่อ PG ภายใต้สภาวะการแตกร้าวจากการกัดกร่อนจากความเค้นและการกัดกร่อน // ข่าวมหาวิทยาลัย. พลังงานนิวเคลียร์. 2539. -ฉบับที่ 1.- น.16-19.

106. คาร์ซอฟ จี.พี., ซูโวรอฟ เอส.เอ., เฟโดโรวา วี.เอ., ฟิลลิปอฟ เอ.วี., ทรูนอฟ เอ็น.บี., บริคอฟ เอส.ไอ., โปปัดชุค วี.เอส. กลไกหลักของความเสียหายต่อท่อแลกเปลี่ยนความร้อนค่ะ ขั้นตอนต่างๆการทำงานของเครื่องกำเนิดไอน้ำรุ่น PGV-1000

107. การกัดกร่อนของโลหะในพื้นที่ของอุปกรณ์พลังงานความร้อน เอ็ด Gorbatykh V. P. M.: Energoatomizdat, 1992.

108. Gulina O.M., Salnikov H.JI. การคำนวณลักษณะทรัพยากรของอุปกรณ์ภายใต้เงื่อนไขของผลกระทบไม่เชิงเส้นของกระบวนการย่อยสลาย // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์.-2542. -หมายเลข 4. -หน้า 11-15.

109. บาราเนนโก V.I., Malakhov I.V., Sudakov A.V. เกี่ยวกับลักษณะของการสึกหรอของท่อจากการกัดเซาะ - การกัดกร่อนที่หน่วยพลังงานแรกของ NPP ของยูเครนใต้ // Teploenergetika.-1996.-หมายเลข 12.-p.55-60

110. Gulina O.M., Kornienko K.A., Frolov S.A. การพัฒนาและวิจัยแบบจำลองเพื่อทำนายอายุการใช้งานของเครื่องกำเนิดไอน้ำ // การประชุมระดับนานาชาติครั้งที่ 9 “การฝึกอบรมด้านความปลอดภัยและบุคลากรของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์”. เชิงนามธรรม. รายงาน ออบนินสค์ 24-28 ตุลาคม 2548

111. Nadinich B. การสร้างเกณฑ์สำหรับการฆ่าท่อแลกเปลี่ยนความร้อนในเครื่องกำเนิดไอน้ำของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ด้วยเครื่องปฏิกรณ์ VVER-440, VVER-1000 // วิศวกรรมพลังงานความร้อน - 1998. - ลำดับ 2 หน้า 68-70.

112. Gulina O.M., Kornienko K.A., Polityukov V.P., Frolov S.A. การประยุกต์วิธีการกรองคาลมานสุ่มเพื่อทำนายลักษณะทรัพยากรของเครื่องกำเนิดไอน้ำที่โรงไฟฟ้านิวเคลียร์//พลังงานปรมาณู- 2006.-t.101 (4).- หน้า 313-316

113. Salnikov H.JI., Gulina O.M., Kornienko K.A., Frolov S.A. เป็นต้น การวิเคราะห์ข้อมูลการปฏิบัติงานเกี่ยวกับสภาพทางเทคนิคของอุปกรณ์ KPT (ชั่วคราวภายใต้สัญญาหมายเลข 2004/4.1.1.1.7.7/9224) // รายงานการวิจัย Obninsk: IATE, 2004. - 68 p.

114. Kornienko K. A. การจัดการอายุการใช้งานขององค์ประกอบของระบบป้อนคอนเดนเสทของหน่วยกำลัง VVER ตามการวิเคราะห์ข้อมูลการปฏิบัติงาน วิทยานิพนธ์ระดับปริญญาของผู้สมัครสาขาวิทยาศาสตร์เทคนิค ออบนินสค์, 2550.

115. บาลากฤษนัน อ.วี. ทฤษฎีการกรองคาลมาน อ.: มีร์, 1988.168 น.

116. Shiryaev A. N. , Liptser R. Sh. สถิติของกระบวนการสุ่ม -ม.: Nauka, 2517. 696 หน้า

117. Kastner W., Hofinann P., Nopper H. โรงไฟฟ้าการกัดกร่อน-การกัดกร่อน // รหัสการตัดสินใจสำหรับการโต้ตอบการลากวัสดุ VGB Kraftwerktechnik พ.ศ. 2533 - ว. 70 ฉบับที่ 11 - หน้า 806-815

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

119. เคส N-480. ข้อกำหนดในการตรวจสอบการทำให้ผนังท่อบางลงเนื่องจากการกัดเซาะและการกัดกร่อนในเฟสเดียว ส่วนที่ 11 กอง ป.787-795.

120. หนังสือเดินทางรับรองซอฟต์แวร์ EKI-02 วันที่จดทะเบียน: 17/03/2546, วันที่ออก: 19/09/2546

121. หนังสือเดินทางรับรองซอฟต์แวร์ EKI-03 วันที่จดทะเบียน: 17/03/2546 วันที่ออก: 23/06/2546

122. บาราเนนโก V.I. มาลาคอฟ ไอ.วี. ซูดาคอฟ เอ.วี. เกี่ยวกับลักษณะของการสึกหรอของท่อจากการกัดเซาะ - การกัดกร่อนที่หน่วยพลังงานแรกของ NPP ของยูเครนใต้ // Teploenergetika - 1996 ลำดับที่ 12, - หน้า 55-60

123. บาราเนนโก วี.ไอ. กาเชนโก วี.เอ. โปลัคห์ วี.ไอ. และอื่น ๆ การวิเคราะห์การสึกหรอจากการกัดเซาะ - การกัดกร่อนของท่อส่งกำลังหมายเลข 2 ของ Balakovo NPP // Teploenergetika.- 1999.- ลำดับที่ 6.- หน้า 18-22

124. บาราเนนโก วี.ไอ. โอเลนิค เอส.จี. Yanchenko Yu.A. การใช้ซอฟต์แวร์คำนวณการสึกหรอจากการกัดเซาะ-การกัดกร่อนขององค์ประกอบ ระบบท่อ NPP//วิศวกรรมพลังงานความร้อน.-2003.-ฉบับที่ 11.-ส. 18-22.

125. บาราเนนโก วี.ไอ. โอเลนิค เอส.จี. Yanchenko Yu.A. และอื่นๆ การบัญชีสำหรับการสึกหรอจากการกัดเซาะ-การกัดกร่อนระหว่างการทำงานของท่อส่งโรงไฟฟ้านิวเคลียร์// วิศวกรรมพลังงานความร้อน.-2004.- ฉบับที่ 11.- หน้า 21-24.

126. บาราเนนโก วี.ไอ. โอเลนิค เอส.จี. ฟิลิโมนอฟ จี.เอ็น. และอื่น ๆ วิธีเพิ่มความน่าเชื่อถือของเครื่องกำเนิดไอน้ำที่หน่วยพลังงานของโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ด้วยเครื่องปฏิกรณ์ VVER//Teploenergetika.- 2548 ลำดับที่ 12 -ป. 23-29.

127. Baranenko V.I. , Yanchenko Yu.A. การแก้ปัญหาการลดการสึกหรอของอุปกรณ์และท่อส่งก๊าซจากการกัดกร่อนการกัดกร่อนในโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ทั้งในและต่างประเทศ // วิศวกรรมพลังงานความร้อน - 2550. - ลำดับ 5. - หน้า 12-19

128. โปรแกรมมาตรฐานสำหรับการตรวจสอบการปฏิบัติงานของสภาพของโลหะฐานและรอยต่อของอุปกรณ์และท่อของ NPP ด้วย VVER-1000 เอทีพีอี-9-03. 2546.

129. โปรแกรมมาตรฐานสำหรับการตรวจสอบสภาพของโลหะฐานและรอยต่อของอุปกรณ์และท่อของ NPP ที่มีเครื่องปฏิกรณ์ VVER-440 ระหว่างการทำงาน เอทีพีอี-2-2005.

130. โปรแกรมมาตรฐานสำหรับการตรวจสอบการปฏิบัติงานของสภาพของโลหะฐานและรอยต่อของอุปกรณ์และท่อของระบบที่มีความสำคัญด้านความปลอดภัยของหน่วยกำลัง NPP ด้วย RBMK-1000 เอทีพีอี-10-04. 2547.

131. โปรแกรมมาตรฐานสำหรับการตรวจสอบการปฏิบัติงานของสภาพของโลหะฐานและรอยต่อของอุปกรณ์และท่อของหน่วยผลิตไฟฟ้า Beloyarsk NPP พร้อมโรงงานเครื่องปฏิกรณ์ BN-600 ATPE-11-2006.

132. โปรแกรมมาตรฐานสำหรับการตรวจสอบการปฏิบัติงานของสภาพของโลหะฐานและรอยต่อของอุปกรณ์และท่อของระบบที่มีความสำคัญต่อความปลอดภัย หน่วยกำลังของ Bilibino NPP พร้อมโรงงานเครื่องปฏิกรณ์ EGGT-6 เอทีพีอี-20-2005.

133. การจัดการข้อมูล NDE จากการกัดเซาะและการกัดกร่อนจำนวนมากด้วย CEMS // Nucl. อังกฤษ อินเตอร์. พฤษภาคม 2533. - หน้า 50-52.

134. Baranenko V.I., Yanchenko Yu.A., Gulina O.M., Tarasova O.S. การควบคุมการปฏิบัติงานของท่อที่มีการสึกหรอจากการกัดเซาะ-การกัดกร่อน//Teploenergetika.-2009.-No.5.-p.20-27.

135. Baranenko V.I., Gulina O.M., Dokukin D.A. พื้นฐานระเบียบวิธีในการทำนายการสึกหรอจากการกัดเซาะ-การกัดกร่อนของอุปกรณ์ NPP โดยใช้การสร้างแบบจำลองโครงข่ายประสาทเทียม // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์ - 2551. - ลำดับที่ 1. - หน้า. 3-8.

136. เอฟ. วาสเซอร์แมน เทคโนโลยีประสาทคอมพิวเตอร์: ทฤษฎีและการปฏิบัติ แปลเป็นภาษารัสเซียโดย Yu. A. Zuev, V. A. Tochenov, 1992

137. K. Swingler “การประยุกต์ใช้โครงข่ายประสาทเทียม คู่มือการปฏิบัติ" แปลโดย Yu.P. มาสโลโบเอวา

138. Gulina O.M., Salnikov H.JI. การสร้างแบบจำลองทำนายอายุการใช้งานท่อส่งน้ำกรณีชำรุด // ข่าวมหาวิทยาลัย. พลังงานนิวเคลียร์. 2538.- ฉบับที่ 3.- หน้า 40-46.

139. Gulina O.M. , Filimonov E.V. แบบจำลองบูรณาการทั่วไปสำหรับการทำนายความน่าเชื่อถือของท่อส่งโรงไฟฟ้านิวเคลียร์ภายใต้ภาระความเมื่อยล้า // ข่าวมหาวิทยาลัย พลังงานนิวเคลียร์-2541.-เลขที่Z.-s. 3-11.

140. Kozin I.O., Ostrovsky E.I., Salnikov H.JI. เครื่องวิเคราะห์ช่วงเวลาแห่งการเปลี่ยนแปลงในลักษณะของกระบวนการสุ่มความถี่ต่ำ ใบรับรองเลขที่ 1322330

141. Tikhonov V.I. , Khimenko V.I. ค่าผิดปกติของวิถีของกระบวนการสุ่ม -ม.: Nauka, 2530. 304 น.

142. Gulina O.M., Andreev V.A. วิธีที่รวดเร็วในการทำนายการเติบโตของรอยแตกร้าวในท่อขนาดเส้นผ่านศูนย์กลางใหญ่ // ข่าวสารมหาวิทยาลัย. พลังงานนิวเคลียร์. 2543. - ฉบับที่ 3. - หน้า. 14-18.