Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Методы оценки и прогнозирования надежности аппаратуры контроля радиационной безопасности по данным многолетней эксплуатации энергоблоков атомных станций

Диссертация: Методы оценки и прогнозирования надежности аппаратуры контроля радиационной безопасности по данным многолетней эксплуатации энергоблоков атомных станций
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Рис.В. 1. Защитные барьеры на пути распространения радионуклидов Актуальность темы диссертации определяется необходимостью системного анализа данных при проектировании и эксплуатации систем АКРБ АС с целью определения характеристик надежности этого оборудования. Так как без знаний характеристик надежности оборудования обеспечение работоспособности и безопасности АС сверх установленных при… Читать ещё >

Методы оценки и прогнозирования надежности аппаратуры контроля радиационной безопасности по данным многолетней эксплуатации энергоблоков атомных станций (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • СПИСОК ПРИНЯТЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ И СОКРАЩЕНИЙ
  • ГЛАВА 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ ПО ТЕМЕ ИССЛЕДОВАНИЯ И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ…'
    • 1. 1. Обзор литературы по надежности
  • АКРБ АС
    • 1. 2. Постановка цели и задачи исследования надежности
  • АКРБ АС
  • ГЛАВА 2. СИСТЕМНЫЙ АНАЛИЗ РАБОТОСПОСОБНОСТИ АКРБ ПО СТАТИСТИЧЕСКИМ ДАННЫМ МНОГОЛЕТНЕЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ АС
    • 2. 1. Структура и функции
  • АКРБ АС как объекта исследования надежности
    • 2. 2. Общая характеристика эксплуатационных данных
  • АКРБ АС
    • 2. 3. Статистические данные об отказах устройств
  • АКРБ АС
    • 2. 4. Классификация эксплуатационных данных по причинам отказов в устройствах
  • АКРБ АС
    • 2. 5. Выводы по второй главе
  • ГЛАВА 3. МОДЕЛИ ОЦЕНКИ И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ НАДЕЖНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ АКРБ АС
    • 3. 1. Классические методы расчета показателен надежности
    • 3. 2. Ядерная оценка параметра потока отказов
    • 3. 3. Разработка модели оценки надежности систем с учетом неоднородности потока отказов
    • 3. 4. Выводы по третьей главе
  • ГЛАВА 4. СИСТЕМНЫЙ АНАЛИЗ РЕЗУЛЬТАТОВ РАСЧЕТА НАДЕЖНОСТИ АКРБ
    • 4. 1. Определение показателей надежности АКРБ классическими методами
    • 4. 2. Оценка параметра потока отказов с помощью ядерных оценок
    • 4. 3. Расчет показателей надежности при неоднородном потоке отказов
    • 4. 4. Определение периодов профнластнки
    • 4. 5. Определение ЗИП
    • 4. 6. Описание системы сбора
    • 4. 7. Выводы по четвертой главе

Ядерная энергетика играет немаловажную роль в общемировой энергетической отрасли и, скорее всего, сохранит свои позиции в XXI веке. Однако ядерные энергетические установки (ЯЭУ) в России и в других странах мира, приблизились к первому «промежуточному финишу» — постепенно заканчивается назначенный срок службы энергоблоков (ЭБ) атомных станций (АС) с реакторами первых поколений. Например, к 2005 г. США примерно 50 ЭБ АС вплотную подошли к этому рубежу, в Великобритании 14 реакторов проработали 25−30 лет, в России и странах СНГ 8 реакторов почти выработали свой назначенный срок службы.

Согласно утвержденной 21 июля 1998 г. правительством РФ «Программе развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998;2005 годы и на период до 2010 года» [79] на первом месте среди основных мероприятий стоит продление срока эксплуатации действующих АС. Ввод в эксплуатацию реакторов нового типа с повышенной безопасностью можно ожидать только через 5−10 лет. Анализ состояния основного оборудования ЭБ показал принципиальную возможность продления ресурса оборудования, по крайней мере, на 5−10 лет за счет проведения соответствующего комплекса работ для каждого ЭБ. Затраты на эти работы, как указано в [79], во много раз меньше доходов от дополнительно вырабатываемой электроэнергии, и тем более меньше затрат на сооружение новых АС.

Вопрос об эксплуатации оборудования за пределами назначенных сроков службы напрямую связан с обеспечением надежности и безопасности АС. Обеспечение безопасной эксплуатации действующих ЭБ — центральная задача, которая решается выполнением долговременных мероприятий, предусмотренных в соответствующих планах реконструкции и модернизации.

Таким образом, пути развития атомной энергетики России в ближайшее время требуют разработки комплексного подхода к решению проблем, связанных с реализацией программ по обоснованию возможности продления сроков их службы. В настоящее время в России оборудование АС эксплуатируется до наступления назначенных сроков службы в условиях и режимах применения, установленных в проектной и эксплуатационной документации. Решению проблемы о возможности дальнейшего использования ЭБ АС должно обеспечиваться необходимым объемом научно — исследовательских работ, проектно конструкторских разработок и нормативной документацией. Для сбора такого рода информации в настоящее время на АС на каждое нарушение в работе оборудования составляется акт расследования. Оформление акта расследований нарушений в работе АС осуществляется в соответствии с «Положением о порядке расследования и учета нарушений в работе атомных станций» [6]. По результатам обработки актов расследования составляются отчеты, которые содержат краткую информацию о надежности оборудования по видам оборудования и заводам изготовителям этого оборудования, производится сравнение проектных и фактических показателей надежности оборудования, перечень мероприятий по повышению качества и надежности оборудования. Анализ перечня оборудования АС, подлежащего замене, модернизации и продлению срока службы, показывает, что процедура принятия решений по вопросам, напрямую связанным с эксплуатационной безопасностью АС.

Для АС при рассмотрении аспектов радиационной безопасности взята за основу концепция так называемых защитных барьеров.

На рис.В.1 представлены защитные барьеры в том порядке, который характерен для нормальной эксплуатации АС. Такими барьерами для ЭБ с ВВЭР и РБМК являются:

• оболочки твелов;

• оборудование первого контура;

• оборудование технологических контуров;

• оборудование спецводоотчистки;

• герметичная оболочка и боксы;

• саншлюзы зоны строгого режима.

• строения, хранилища отходов;

• проходные АС, вентруба, сбросной канал.

Для эффективного систематического и непрерывного контроля целостности защитных барьеров служит аппаратура контроля радиационной безопасности (АКРБ), которая обеспечивает получение информации о радиационной обстановке в различных помещениях АС, в санитарно защитных зоне и зоне наблюдения, а также данных индивидуального контроля облучения персонала [10].

Развитие атомной энергетики и тиражирование однотипных АС привело к появлению объектно-ориентированной группы штатных технических средств контроля радиационной обстановки — аппаратуры контроля радиационной безопасности.

Рис.В. 1. Защитные барьеры на пути распространения радионуклидов Актуальность темы диссертации определяется необходимостью системного анализа данных при проектировании и эксплуатации систем АКРБ АС с целью определения характеристик надежности этого оборудования. Так как без знаний характеристик надежности оборудования обеспечение работоспособности и безопасности АС сверх установленных при проектировании сроков эксплуатации невозможно. Поэтому целью работы является решение проблемы оценивания и прогнозирования характеристик надежности сложных систем при неоднородном потоке отказов на примере АКРБ АС. Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

1. Выполнить системный анализ данных об отказах оборудования АКРБ различных ЭБ АС с целью их классификации и систематизации;

2. Произвести анализ существующих методов определения характеристик надежности;

3. Разработать метод обработки данных для получения характеристик надежности при неоднородном потоке отказов;

4. Определить значения характеристик надежности АКРБ по данным многолетней эксплуатации ЭБ АС.

Научная новизна работы состоит в следующем:

1. Впервые выполнено обобщение, системный анализ и классификация разнородных статистических данных об отказах оборудования различных по структуре систем АКРБ и опыту их многолетней эксплуатации на разных АС.

2. Разработан метод расчета характеристик надежности объектов при неоднородном потоке событий, основанный на новом алгоритме построения нормализующей функции потока отказов.

3. Впервые по эксплуатационным данным выполнен расчет и прогнозирование характеристик надежности АКРБ, ранее рассчитываемых лишь на основе модельных данных на этапе проектирования.

Перспективы использования полученных результатов связаны с методикой оценки и прогнозирования показателей надежности АКРБ АС. Разработанное методическое обеспечение позволяет применять его не только для АКРБ АС, по и другого оборудования со схожей структурой и спецификой эксплуатации.

Личное участие автора в получении научных результатов, изложенных в диссертации. Все научные результаты, положенные в основу диссертации, получены автором самостоятельно.

Практическая значимость заключается в возможности использования разработанной методики, программного обеспечения и результатов расчета характеристик надежности в процессе анализа опыта эксплуатации стареющего оборудования АКРБ принятия решений о его замене или восстановлении.

Достоверность результатов исследования обеспечена корректным использованием математического аппарата и подтверждается сравнением показателей надежности, рассчитанных разными методами — классическими и новым, предложенным автором.

Апробация роботы. Основные результаты диссертации докладывались на конференции и методике: «Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. VII Международной конференции, г. Обнинск, 8−11 октября 2001 г. — Обнинск" — «Методика оценки технического состояния и определения остаточного ресурса аппаратуры систем радиационного контроля атомных станций РД Э0−0519−2005: — М.: Министерство РФ по атомной энергииКонцерн «Росэнергоатом»».

Основные положения, выдвигаемые на защиту:

Результаты анализа и классификация разнородных данных об отказах АКРБ АС, основанная на качественном разделении АКРБ на различные типы, выделении отдельных блоков и устройств, входящих в состав АКРБ, и на разделении причин отказов АКРБ;

Метод определения характеристик надежности сложных систем при неоднородном потоке отказов, основанный на нормализующей функции потока отказов;

Результаты сопоставления характеристик надежности АКРБ, рассчитанных при неоднородном потоке отказов известными методами и методом, выносимым на защиту;

Результаты расчета характеристик надежности оборудования АКРБ АС по данным их многолетней эксплуатации на Балаковской АЭС, позволившие уточнить существующие паспортные данные о надежности, рассчитанные на этапе проектирования.

4.7. Выводы по четвертой главе.

1. Выполнен расчет характеристик надежности по эксплуатационным данным для отдельных типов устройств АКРБ Балаковской АЭС для которых статистика отказов за время эксплуатации в течении 11 лет весьма представительна.

2. Вычисление значения параметра потока отказов со (1/ч) произведено как по устройствам отдельной АКРБ, так и по устройствам для всего АКРБ в целом. Данные расчета для АКРБ Балаковской АЭС приведены в таблицах ииже.

Блок 1. Период наблюдений 11 лет.

Наименование Кол. устройств Кол. отказов ИЗЕ 01 ¡-естные методы гармулы 3.16) Неоднородный поток Ядерная оценка.

УДЖГ-14Р1 23 169 3.54Е-05 7.60Е-05 1,69Е-04 7.60Е-05 7,63Е-05.

УДПГ-ОЗР 12 128 5,00Е-05 1,11 Е-04 2,41 Е-04 1,11 Е-04 1,11 Е-04.

УСС 4 210 5,53Е-04 5.45Е-04 1.11Е-03 5.47Е-04 5.45Е-04.

УДГБ-08 18 307 1,07 Е-04 1,77 Е-04 3.28Е-04 1,78 Е-04 1.77Е-04.

БДАБ 6 200 1.99Е-04 3,46 Е-04 6.65Е-04 3.47Е-04 3,46Е-04.

УДГБ-05 4 72 6.87Е-05 1.87Е-04 4.32Е-04 1.88Е-04 1.87Е-04.

БВИ-12 20 343 1,13 Е-04 1.78Е-04 3.28Е-04 1.78Е-04 1,78 Е-04.

УБПБ-03 3 56 6.33Е-05 1,94 Е-04 4.49Е-04 1.95Е-04 1.98Е-04.

УДЖГ-04 3 19 1,51Е-05 6.57Е-05 1.78Е-04 6.59Е-05 8.76Е-05.

Блок 2. Период наблюдений 10 лет.

Наименование Кол. Устройств Кол. отказов Изе (.

УДЖГ-14Р1 23 117 2.50Е-05 6.28Е-05 1.40Е-04 6.14Е-05 6.45Е-05.

УДПГ-ОЗР 12 83 3,11 Е-05 8.54Е-05 2,03 Е-04 8,34Е-05 8.70Е-05.

УСС 4 177 4.37Е-04 5.46Е-04 1,06Е-03 5.36Е-04 5.46Е-04.

УДГБ-08 18 245 1.09Е-04 1.68Е-04 3,06 Е-04 1.60Е-04 1.83Е-04.

БДАБ 6 91 7,15Е-05 1,87 Е-04 4,28Е-04 1,80Е-04 1.87Е-04.

УДГБ-05 4 24 1.53Е-05 7.40Е-05 2.04Е-04 7.22Е-05 7.40Е-05.

БВИ-12 20 338 1,29Е-04 2.09Е-04 3,65Е-04 2.00Е-04 2.09Е-04.

УБПБ-03 3 28 3.68Е-05 1.15Е-04 2.77Е-04 1.10Е-04 1.25Е-04.

УДЖГ-04 3 14 6.59Е-06 5.76Е-05 1,76 Е-04 6.67Е-05 5.92Е-05.

Блок 3. Период наблюдений девять лет.

Наименование Кол. Устройств Кол. отказов Известные методы (формулы 3.16) Неоднородный поток Ядерная оценка.

УДЖГ-14Р1 23 169 4.95Е-05 1.02Е-04 2,04 Е-04 1,00 Е-04 1,02 Е-04.

УДПГ-ОЗР 12 95 4.16Е-05 1.10Е-04 2,54 Е-04 1.10Е-04 1,10Е-04.

УСС 4 168 6.72Е-04 5,81 Е-04 1.27Е-03 5.80Е-04 5.80Е-04.

УДГБ-08 18 136 5.73Е-05 1.05Е-04 2,11 Е-04 1.00Е-04 1,08Е-04.

БДАБ 6 125 1.46Е-04 2,88Е-04 5.78Е-04 2.90Е-04 2.88Е-04.

УДГБ-05 4 38 4,51 Е-05 1,31 Е-04 3.20Е-04 1.30Е-04 1,31 Е-04.

БВИ-12 20 604 3,50Е-04 4.18Е-04 8.03Е-04 4.20Е-04 4.18Е-04.

УБПБ-03 3 46 1.02Е-04 2.12Е-04 4,64 Е-04 2.10Е-04 2,12Е-04.

УДЖГ-04 3 16 7,85Е-06 7.38Е-05 2.30Е-04 7.40Е-05 7.38Е-05.

Блок 4. Период наблюдений четыре года.

Наименование Кол. устройств Кол. отказов Известные методы (формулы 3.16) Неоднородный поток Ядерная оценка.

УДЖГ-14Р1 23 76 4,58Е-05 9,43Е-05 1,87 Е-04 9.40Е-05 9.43Е-05.

УДПГ-ОЗР 12 43 4.04Е-05 1,02 Е-04 2.28Е-04 1.00Е-04 1,02 Е-04.

УСС 4 53 1,95 Е-04 3,78 Е-04 7.34Е-04 3,80Е-04 3,78Е-04.

УДГБ-08 18 32 1.43Е-05 5,07Е-05 1,31 Е-04 5.10Е-05 5,41 Е-05.

БДАБ 6 30 7.88Е-05 1.43Е-04 3,22Е-04 1.40Е-04 1.43Е-04.

УДГБ-05 4 15 3,94 Е-05 1,07 Е-04 2,28 Е-04 1.10Е-04 1.14Е-04.

БВИ-12 20 200 1.90Е-04 2.85Е-04 4,73Е-04 2,90Е-04 2.85Е-04.

УБПБ-03 3 8 1,24 Е-05 7,61 Е-05 1.60Е-04 7.65Е-05 7,61 Е-05.

УДЖГ-04 3 5 8.06Е-06 4.76Е-05 1.25Е-04 4,80Е-05 5.07Е-05.

Всего по четырем блокам. Период наблюдений одиннадцать лет.

Наименование Кол. устройств Кол. отказов Известные методы (формулы 3.16) Неоднородный поток Ядерная оценка.

УДЖГ-14Р1 92 531 5.04Е-05 8.19Е-05 1,37 Е-04 6.00Е-05 5,99Е-05.

УДПГ-ОЗР 48 349 5.55Е-05 8,63Е-05 1.86Е-04 7.58Е-05 7.55Е-05.

УСС 16 608 4.38Е-04 5.19Е-04 9.44Е-04 3,96 Е-04 3.94Е-04.

УДГБ-08 72 720 8.70Е-05 1,51 Е-04 2,03Е-04 1,04 Е-04 1,04 Е-04.

БДАБ 24 446 1.57Е-04 2,51 Е-04 4,31 Е-04 1,94 Е-04 1.93Е-04.

УДГБ-05 16 149 4,68Е-05 1,11 Е-04 2.55Е-04 9,71 Е-05 9,65Е-05.

БВИ-12 80 1485 1.86Е-04 2,37 Е-04 3.56Е-04 1.93Е-04 1.93Е-04.

УБПБ-03 12 138 5.95Е-05 1.52Е-04 3.40Е-04 1,20 Е-04 1,22 Е-04.

УДЖГ-04 12 54 1.33Е-05 5.39Е-05 1.52Е-04 4.70Е-05 5,71 Е-05.

3. В результате исследования оказалось, что полученные оценки интенсивности отказов, используя оценки по выборкам, метод ядерных оценок и метод неоднородного потока отказов показали, что они отличаются незначительно. Что свидетельствует о достоверности значений получаемых предложенным методом и возможности использования данного метода при невозможности расчета характеристик надежности другими методами-.

4. Большой интерес представляет собой сравнение полученных характеристик надежности устройств АКРБ с расчетными при проектировании. Полученные характеристики надежности отдельных устройств позволяют выполнить сравнение с расчетными паспортными данными, так у УДГБ-05 средняя наработка на отказ по паспорту составляет 40 000ч т. е. (интенсивность отказа составляет 25*10'6 1/ч), а рассчитанные в диссертации оценки (средние значения) интенсивности отказов колеблются от 74 до 188 *10″ 6 1/ч т. е. интенсивность по эксплуатационным данным существенно ниже чем при проектировании..

5. Следует отметить, что в силу отмеченных в главе третьей особенностей статистических данных многолетней эксплуатации АКРБ даже при весьма представительном общем числе отказов результаты обработки эксплуатационных данных для Бала-ковской АЭС не гарантируют достоверного описания неизвестных показателей или закономерностей. Эти результаты необходимо рассматривать только лишь как более-менее удачную аппроксимацию соответствующих характеристик..

6. В главе представлен метод расчета коэффициента готовности для неоднородного потока отказов и способ определения периодов профилактик. Используя данный метод были получены значения коэффициента готовности и соответствующие ему периоды профилактики..

7. Рассчитаны количественные оценки ЗИП методом гарантирующего запаса, а также используя стоимостной метод для отдельных блоков и устройств АКРБ. Использовались модель гарантирующего запаса и стоимостная модель расчета ЗИП..

8. В главе предложена информационная система, учитывающая особенности оборудования АКРБ, которая позволяет как производить ввод информации об эксплуатации блоков, устройств и ЭРИ АКРБ, так и производить расчет показателей надежности этого оборудования..

Заключение.

1. Действительные значения показателей качества таких структурно сложных объектов, какими являются системы АКРБ, существенно отличаются от рассчитанных на стадиях проектирования. Фактические значения показателей надежности, оборудования АКРБ рассчитанные на этапе проектирования, не только отличаются от расчетных, но и изменяются с течением времени. Они имеют свои особенности для одних и тех же типов объектов, эксплуатируемых в различных условиях, претерпевают колебания, зависящие от времени, характера выполняемых на объекте работ..

2. Собран и классифицирован обширный статистический материал об отказах оборудования систем АКРБ АС с пяти атомных станций. Общий объем статистики о работоспособности систем АКРБ АС составляет 30 676 единиц. Такой объем статистических данных о функционировании АКРБ подвергнут анализу впервые в практике атомной энергетике в нашей стране и за рубежом. Естественно, что собранные данные позволяют оценить полную картину результатов проектирования и эксплуатации такой важной системы для безопасности АЭС какой является АКРБ и позволяют дать обоснованные рекомендации конструкторам и эксплуатационному персоналу по дальнейшему совершенствованию методов проектирования, техническому обслуживанию и ремонту АКРБ..

3. Статистическая информации о работоспособности оборудования АКРБ энергоблоков АЭС представляет собой данные об отказах устройств определенного типа. При этом извлечь информацию о том, какое конкретное устройство (с конкретным заводским номером) из этой совокупности отказало в данный момент времени на данном ЭБ АЭС пракгически невозможно. Данные об отказах АКРБ представляют собой информацию о количестве отказов объекта за некоторый временной интервал. В этой ситуации оценка показателей надежности АКРБ возможна только через ведущую функцию или же через параметр потока отказов..

4. Проанализирована природа возникновения неоднородных потоков отказа АКРБ. Представлен метод оценивания показателей надежности для неоднородного потока отказов. Разработан новый алгоритм построения нормализующей функции потока отказов АКРБ..

5. Выполнен расчет характеристик надежности по эксплуатационным данным для отдельных типов устройств АКРБ Балаковской АЭС для которых статистика отказов за время эксплуатации в течение 11 лет весьма представительна..

6. В работе предложена информационная система, учитывающая особенности оборудования АКРБ, которая позволяет как производить ввод информации об эксплуатации блоков, устройств и ЭРИ АКРБ, так и производить расчет показателей надежности этого оборудования..

Показать весь текст

Список литературы

  1. Альбом специального оборудования АЭС с серийными блоками ВВЭР-1000. Раздел 2.4. Контрольно измерительные приборы и автоматика, ЭВМ. М., 1989 г.
  2. A.B. Построение системы автоматизированного анализа надежности объектов ЯЭУ/ Атомные электрические станции: Сб. статей // Под ред. Л. М. Воронина. -Энергоатомиздат, 1991.-вып.12. -с.132−139.
  3. A.B. Стратегии функционирования систем АЭС и подходы к оптимизации периодов между очередными профилакгиками. //Журнал «Ядерная энергетика» известия вузов. № 6, 1996, с.40−44.
  4. A.B., Острейковский В. А. Оценивание характеристик надежности элементов и систем ЯЭУ комбинированными методами. М.: Энергоатомиздат, 1993. -368с.
  5. A.B., Острейковский В. А. Оценка надежности системы с учетом результатов аналитического исследования ее компонентов // Надежность и контроль качества № 7. -М.: 1981 .- с 59−63.
  6. A.B., Пляскин A.B. К вопросу расчета надежности системы с ограниченным количеством запасных элементов. //Известия вузов. Ядерная энергетика. 2000. -№ 2.-с. 12−23.
  7. A.B., Пляскин A.B. Расчет показателей надежности систем с ограниченным количеством запасных элементов. Сборник научных трудов кафедры АСУ № 13. -Обнинск: ИАТЭ, 1999.
  8. A.B., Пляскин A.B., Чепурко В. А. Оптимизация числа запасных элементов оборудования, важных для безопасности АЭС. Методы менеджмента качества № 8.-М.: 2001.-С.27−30.
  9. Аппаратура контроля радиационной безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК / В. С. Жернов, Ю. Э. Залманзон, В. Я. Парышев и др- под ред. В. В. Матвеева. М.: Энергоатомиздат, 1987.- 160 с.
  10. Ф., Франкен П. Надежность и техническое обслуживание. М.: Радио и связь, 1988. -357с.
  11. Е.Ю. Модели технического обслуживания сложных систем. М.: Высшая школа, 1982. — 231 с.
  12. Е.Ю., Воскобоев В. Ф. Эксплуатация авиационных систем по состоянию. М.: Транспорт, 1981.
  13. Е.Ю., Заболоцкий Ю. Н., Шпилев K.M. Оптимальное управление при эксплуатации сложных систем по состоянию./УОсновные вопросы теории и практики надежности. М: Советское радио, 1980. с.73−81.
  14. Р., Прошан Ф. Статистическая теория надежности. М.: Наука, 1984. -328с.
  15. Н.С. Численные методы.- М.: Наука, 1975 г. -631 с.
  16. Н.С., Жидков Н. П., Кобельков Г. М. Численные методы. М.: Наука, 1987,-бООс.
  17. Е.И., Казарцев В. А., Кравцов В. Ф. Определение оптимального распределения затрат на комплектование ЗИП сложных систем с частичными отказами. //Надежность и контроль качества, 1987.- с.63−67.
  18. Ю.Э. Методы решения вырожденных систем обыкновенных дифференциальных уравнений. -Н.: Наука, Сибирское отделение, 1988. -158с.
  19. Ю.Ф., Острейковский В. А. Статистический анализ надежности объектов по ограниченной информации. — М.: Энергоатомиздат, 1995. -240с.
  20. В. Ф. Крутицкая Н.Ч., Медведев Г. Н. и др. Математический анализ в вопросах и задачах. М: Высшая школа, 1993. — 480с.
  21. А.Н. Некоторые аспекты эксплуатации информационной системы ИСКО АЭС // Новости атомной энергетики. 1989 г. -вып.З. — с 43−45.
  22. И.С., Чепурко В. А. Неоднородный поток отказов и восстановлений. // Сборник научных трудов кафедры АСУ, вып. № 14, Обнинск: ИАТЭ 2003, — -с. 36−43.
  23. Временная методика расчета остаточного циклического ресурса оборудования на АЭС. -М.: ВНИИАЭС, 1990.
  24. В.Б., Грабовецкий В. П. Оценка надежности нерезервированной и резервированной восстанавливаемой аппаратуры при ограниченном количестве восстановлений. -М.: Советское радио, 1966.-281с.
  25. И.Н., Чуварыгин Б. В. Расчет и оптимизация комплектов запасных элементов радиоэлектронных систем. -М.: Радио и связь, 1984 г.-269с.
  26. ГОСТ 12.2.007.0−75 Система стандартов безопасности. Изделия электротехнические. Общие требования безопасности. -М.: Изд-во Стандартов, 1975.
  27. ГОСТ 24 563–81. Изделия электротехнические. Расчет и требования к комплектации ЗИП. -М.: Изд-во Стандартов, 1981.
  28. ГОСТ 263 440–84 Аппаратура ядерного приборостроения для атомных станций. Основные положения. -М.: Изд-во Стандартов, 1984.
  29. ГОСТ 27.002−89. Надежность в технике. Термины и определения. -М.: Изд-во Стандартов, 1990.
  30. ГОСТ 27 452–87 Аппаратура контроля радиационной безопасности на атомных станциях. Общие технические требования. -М.: Изд-во Стандартов, 1987.
  31. ГОСТ 29 075–91 Системы ядерного приборостроения для атомных станций. Общие требования. -М.: Изд-во Стандартов, 1991.
  32. Гройсберг Л. Б, Нестерук А. К. Состав ЗИП, оптимальный по комплексному показателю надежности//Надежность и контроль качества. -М.: Радио и связь, 1987.-С.25−29.
  33. A.C., Веденеев Ю. З., Елкин В. М. Надежность электрорадиоизделий при хранении. Серия Надежность и качество. М.: Энергоатомиздат, 1983 г. — 160с.
  34. Де Грот. Оптимальные статистические решения. М., Мир, 1974 г., — 491с.
  35. В.К., Северцев H.A. Основные Вопросы эксплуатации сложных систем. -М.: Высшая школа, 1976.
  36. И.О. Стандартизация расчетов надежности: расчет безотказности изделий с резервом. //Надежность и контроль качества, (11-й выпуск) М.: Радио и связь, 1995.- с.67−72.49.
  37. Ю.Г., Хетагуров Я. А., Проектирование информационно-вычислительных комплексов. М: Высшая школа, 1987.- 200с.
  38. В.Е., Аскенов К. В. Оптимальные политики обслуживания, максимизирующие коэффициент готовности. //Научный вестник МГТУ ГА № 32, Москва 2000, с.83−87.
  39. Изделия ядерного, радиоизотопного приборостроения и радиационной техники. Надежность. Прогнозирование количественных показателей на этапах проектирования. РД 95 9888−90.
  40. Инструкция по эксплуатации АКРБ-03 блока № 1 ХАЭС, 2002 г- 7 с.
  41. Инструкция по эксплуатации аппаратуры комплекса радиационной безопасности «ГОРБАЧ-1″, 1988 г, Курская АЭС 192 с.
  42. Инструкция по эксплуатации аппаратуры контроля радиационного контроля „Горбач“ второй очереди САЭС, 2001 г., Смоленская АЭС- 94 с.
  43. Инструкция по эксплуатации аппаратуры контроля радиационного контроля „Горбач“ первой очереди САЭС, 2000 г., Смоленская АЭС- 84 с.
  44. Инструкция по эксплуатации аппаратуры контроля радиационной безопасности зд.428 на базе АКРБ-08, 1999 г., Ленинградская АЭС- 24 с.
  45. К., Ламберсон Л. Надежность и проектирование систем. Перевод с английского, под редакцией И. А. Ушакова М.: Мир, 1990.-608с.
  46. Н.Б., Кисилев А. И., Смирнов В. В. и др. Статистическое оценивание интервалов замен стареющих элементов. //Научный вестник МГТУ ГА № 19, Москва 1999, с.91−95.
  47. В.А., Шнурков П. В. Оптимальные процедуры проверки при произвольном распределении времени распределении времени индикации отказов.// Основные вопросы теории и практики надежности. -М.: „Советское радио“, 1980. с.93−97.
  48. А.И. Надежность ядерных энергетических установок. Основы расчета. Под редакцией В. А. Острейковскош. — М: Энергоатомиздат, 1987. -237с.
  49. Г. Математические методы статистики.- М., Мир, 1975 г.
  50. М.Л. Интегральные уравнения. Введение. Учебное пособие.- 2-е изд. -М.: Эдиториал УРСС, 2006.-304 с.
  51. МЛ., Киселев А. И., Макаренко Г. И. Обыкновенные дифференциальные уравнения. Издание 5. -М.: Эдиториал УРСС, 2005.-284 с.
  52. Л.И. Основы расчета обеспечения электронной аппаратуры запасными элементами. М.: Советское радио, 1970.-301с.
  53. А.И., Судов Е. В., Чубарова Е. В. Методика и имитационная модель для расчета оптимального количества запасных частей, обеспечивающего требуемый уровень готовности сложного технического объекта. — М, 2003 г, с 64−71.
  54. В.Д. Вопросы управления качеством поставляемого па АЭС оборудования / Атомные электрические станции: Сб. статей // Под ред. Л. М. Воронина. — Энергоатомиздат, 1991.-вып.12. е.95−10.
  55. Морозов А. Г, Острейковский В. А., Саакян С. П. О работоспособности элементов АКРБ АС по эксплуатационным данным: Международная конференции „Безопасность ядерной энергетики и подготовка кадров“, Обнинск, 2001 г.
  56. Морозов А.Г.,. Острейковский В. А, Саакян С. П. Характеристика работоспособности блоков АКРБ 06 Смоленской АЭС: Сб. тр. каф. АСУ № 14. Обнинск: ИАТЭ, 2001 .
  57. Надежность атомных станций и их оборудования. Общие положения и номенклатура показателей: ГОСТ 26.291−91. М.: Издательство стандартов, 1991.
  58. Надежность и эффективность в технике: Справочник. Т.2./ Под ред. В. Н. Кузнецова и Е. Ю. Барзиловича. -М.: Машиностроение, 1987.-280с.
  59. А.Г., Чепурко В. А. Об учете неоднородности потока отказов: Сб. тр. каф. АСУ № 15. Обнинск: ИАТЭ, 2004, с. 19−31 .
  60. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88): ПН АЭ Г-1−001−89. -М.: Энергоатомиздат, 1991. -126с.
  61. А.Ю., Острейковский В. А. Автоматизация контроля работоспособности оборудования атомных станций // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1998. № 3. — с 18−24.
  62. А.Ю., Острейковский В. А. О роли компьютерных журналов при автоматизации контроля технического состояния атомных станций // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1997. № 2. — с 8−13.
  63. Острейковский В. А Эксплуатация атомных станций. -М.: Энергоатомиздат, 1999.928 с.
  64. В.А. Основы теории надежности автоматизированных систем управления атомными станциями. Обнинск: ИАТЭ, 1998.-236с.
  65. В.А. Основы теории надежности. Конспект лекций по курсу „Надежность автоматизированных систем обработки информации и управления атомными станциями“, — Обнинск: ИАТЭ, 1998.-236с.
  66. В.А. Старение и прогнозирование ресурса оборудования атомных станций.- М.: Энергоатомиздат, 1994 288с.
  67. В.А., Саакян С. П. Кибернетика и вычислительная техника: методология и история/Лечебное пособие, Обнинск-Сургут, 2005.-76с.
  68. В.А., Саакян С. П. Надежность, эргономика и качество АСО-ИУУ/Учебное пособие, Обнинск-Сургут, 2005.-68с.
  69. В.А., Саакян С.П.Анализ состояния эксплуатации системы сбора» и обработки данных о надежности оборудования АС: Сб. тр. каф. АСУ № 13. Обнинск: ИАТЭ, 1999 с.74−80.
  70. Е.И., Портпягина Н. Ю. Контроль и профилактика аварийной защиты ЯЭУ.//Надежность ядерных энергетических установок. Сборник научных трудов № 3 кафедры АСУ. Обнинск 1988. -с.15−19.
  71. А.И. Максимизация функция прибыли контролируемых систем. Диагностика и прогнозирование надежности элементов ядерных энергетических установок.// Сборник научных трудов № 2 кафедры АСУ Обнинск 1989. -с.46−50.
  72. Перечень оборудования АЭС с блоками ВВЭР-1000. МХО Интератомэнерго -М: Энергоатомиздат, 1998.
  73. Положение о порядке расследования и учета нарушений в работе атомных станций: ПН АЭ Г-12−005−91. М.: Энергоатомиздат, 1991.
  74. Положение о порядке сбора и обработки и передачи информации о качестве и надежности оборудования атомных станций. Минатомэнерго СССР. -М. НПО Энергия ВНИИАЭС, 1987, 30 с.
  75. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998−2005 годы и на период до 2010 года. -М., 1998.
  76. А. JI. Элементы теории надежности для проектирования технических систем. -М.: Советское радио, 1967.-264с.
  77. A.JI. Элементы теории надежности технических систем/ под ред. И. А. Ушакова.-М.: Сов. Радио, 1978. -280с.
  78. К. Модели надежности и чувствительности систем. Перевод с немецкого, под редакцией Б. А. Козлова. М.: Мир, 1979. -207с.
  79. Д.Н., Иванов A.C. Фадеев В. З. Надежность машин. М.: Высшая школа, 1988.-240с.
  80. Я.А., Савельев Б. А., Шапиро 3.JI. Надежность и эффективность унифицированных устройств систем автоматического управления электроприводами. М.: Инфор-мэлектро, 1976.
  81. , И.А. Надежность, живучесть и безопасность корабельных электроэнергетических систем /И.А.Рябинин, Ю. М. Парфенов.— Л.: BMA, 1997.— 430 с.
  82. И.А. Надежность и безопасность сложных систем /И.А.Рябинин. — СПб.: Политехника 2000. -248 с.
  83. С.П. Анализ работоспособности и надежности элементов АКРБ: Международная конференция «Безопасность ядерной энергетики и подготовка кадров», Обнинск, 2001 г
  84. С.П. Об одной стратегии пополнения ЗИП: Сб. тр. Каф. АСУ № 14. Обнинск: ИАТЭ, 2001.
  85. С.П., Острейковский В. А., Чепурко В. А. Метод обработки статистических данных о надежности оборудования в процессе эксплуатации// Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика.№ 3 Выпуск 1, 2007 г.- с.30−37.
  86. H.A., Япишевский И. М. Надежность дублированной системы с нагруженным резервом при проведении предупредительных профилакгик резервного элемента. //Надежность и контроль качества, М.: Радио и связь, 1995.-С.94−100.
  87. Система информации об инцидентах на атомных электростанциях/Серия изданий по безопасности, № 93.- Вена: МАГАТЭ 1990.-119с
  88. В.М., Назин А. Е., Приходько Ю. Г. Анализ надежности технических систем по цензурированным выборкам. -М: Радио и связь, 1988. -299с.
  89. Скуратове&trade- М.Н., Свичар А. Е., Семенюк В. В. Надежность и сроки ремонта энергетических объектов. //Журнал «Энергетика и электрификация» № 4, 1994, с.36−37.
  90. Словарь кодов для заполнения форм 1, 5, 6 ИСКО АЭС. МХО Интератомэнерго Москва, 1991.
  91. СП АС-03. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций.-М., 2003.
  92. Справочник по общим моделям анализа и синтеза надежности энергетики. // Под ред. Ю. Н. Руденко. М.: Энергоатомиздат, 1994. -272с.
  93. В. В., Елизаров А. И. Вероятностная оценка надежности оборудования и систем АЭС с учетом старения и действующей системы ТОиР. // Отчет ВНИИАЭС, 1999, с. 125.
  94. В.В., Елизаров А.И, Панфилова С. Э. Применение метода марковских графов в задачах распределения требований к надежности. Технический отчет- М.: ВНИИЭАС, 1997. -48с.
  95. В.В., Елизаров А. И. Вероятностная оценка надежности оборудования и систем АЭС с учетом старения и действующей системы ТОиР, Технический отчет. Росэнергоатом.- М.:ВНИИАЭС, 2000. -100с.
  96. В.В., Елизаров А. И. Проблема долговечности энергоблоков АЭС и ее нормативно-методическое обеспечение. Доклад на НТС Минатом РФ. М.: ВНИИАЭС, 2000. -40с.
  97. В.В., Кутьков В. А. и др. Основы радиационного контроля на АЭС. Москва-Обнинск: концерн «Росэнергоатом»: М:, 2005, 268 с.
  98. И.А. Вероятностные модели надежности информационно- вычислительных систем. М.: Радио и связь, 1991.-132с
  99. В.А. Ядерная оценка параметра потока отказов. // Сборник научных трудов кафедры АСУ, вып. № 15, Обнинск 2004, — с 19−31.
  100. Ю.Тхыонг Н. К. Метод расчета оптимального комплекта запасных частей. //Надежность и контроль качества-М: Радио и связь, 1987.- с.43−47.
  101. Cave L. What are the costs and benefits of analyzing operational data? // Nuclear Engineering International. 1988. — v.33. -411. p.22−23.
  102. Combes J.-P., Noel R. Lifetime of Nuclear Power Plant: an Economic Challenge. Framotome, Symp. 1989, 18 October 1989, p. 97.
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!