Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Разработка автоматизированной системы контроля работоспособности оборудования: На примере оборудования Смоленской АЭС

Диссертация: Разработка автоматизированной системы контроля работоспособности оборудования: На примере оборудования Смоленской АЭС
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Научная новизна работы состоит в следующем: а) показана возможность автоматизации процесса управления сроком службы объектов ЯЭУ на этапе эксплуатацииб) разработан оригинальный метод построения регрессионных зависимостей во времени применительно к износу оборудования ЯЭУ на основе трехмерных адаптивных оценокв) предложена модифицированная физико-статистическая модель с использованием теории… Читать ещё >

Разработка автоматизированной системы контроля работоспособности оборудования: На примере оборудования Смоленской АЭС (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • ГЛАВА 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ ПО ТЕМЕ ИССЛЕДОВАНИЯ И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ
    • 1. 1. Организация сбора, учета, хранения и дальнейшего использования информации о работоспособности систем ЯЭУ в настоящее время
    • 1. 2. Тепломеханическое оборудование энергоблоков АЭС: старение, отказы и продление назначенного срока службы
    • 1. 3. Постановка задачи исследования
  • ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА КОМПЬЮТЕРНЫХ ЖУРНАЛОВ СБОРА ДАННЫХ О РАБОТОСПОСОБНОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ АЭС
    • 2. 1. Принципы построения
      • 2. 1. 1. Технология и предпосылки к автоматизации
      • 2. 1. 2. Схема контроля, оценки, прогнозирования и управления ресурсом АЭС
    • 2. 2. Создание компьютерных журналов с учетом специфики сбора данных на российских АЭС
      • 2. 2. 1. Общие положения и проектирование
      • 2. 2. 2. Порядок функционирования и развитие
      • 2. 2. 3. Интеграция компьютерного журнала в составе системы прогнозирования ресурса
    • 2. 3. Компьютерный журнал для контроля работоспособности оборудования Смоленской АЭС
    • 2. 4. Выводы по второй главе
  • ГЛАВА 3. РАЗРАБОТКА И ИССЛЕДОВАНИЕ МЕТОДОВ ОЦЕНКИ НАДЕЖНОСТИ ТЕПЛОМЕХАНИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ ЯЭУ
    • 3. 1. Обоснование выбора класса моделей прогнозирования ресурса
    • 3. 2. Методы оценивания регрессии в задаче построения моделей усталости конструкционных материалов
      • 3. 2. 1. Выбор параметров модели прогнозирования ресурса
      • 3. 2. 2. Построение моделей усталости параметрическим методом
      • 3. 2. 3. Построение моделей усталости непараметрическим методом
    • 3. 3. Метод диффузионных марковских процессов в задаче параметрической оценки надежности оборудования
    • 3. 4. Метод определения остаточного ресурса тепломеханического оборудования
    • 3. 5. Графоаналитические методы в задаче определения показателей безотказности и долговечности оборудования
      • 3. 5. 1. Метод номограммы
      • 3. 5. 2. Метод квадриграммы
    • 3. 6. Выводы по третьей главе
  • ГЛАВА 4. РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЯ НАДЕЖНОСТИ ТЕПЛОМЕХАНИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ ЯЭУ
  • НА ОСНОВЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ДАННЫХ
    • 4. 1. Программный комплекс «Ресурс» для решения задач оценки долговечности систем
    • 4. 2. Расчет характеристик надежности трубопроводов большого диаметра энергоблоков АЭС с реакторами РБМК
      • 4. 2. 1. Исходные данные
      • 4. 2. 2. Проведение статистического анализа
      • 4. 2. 3. Оценка моделей усталости конструкционных материалов
      • 4. 2. 4. Оценка показателей безотказности и долговечности
    • 4. 3. 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 промышленно развитых странах, в том числе и в России, приближаются к первому «промежуточному финишу» — постепенно заканчивается назначенный срок службы (НСС) энергоблоков (ЭБ) атомных станций (АС) с реакторами первых поколений. Например, в США примерно 50 АЭС вплотную подошли к этому рубежу, в Великобритании 14 реакторов проработали 25−30 лет, в России и странах СНГ 8 реакторов почти выработали свой НСС.

Согласно утвержденной 21 июля 1998 г. правительством РФ «Программе развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998;2005 годы и на период до 2010 года» на первом месте среди основных мероприятий стоит продление срока эксплуатации действующих АЭС. Это обусловлено прежде всего экономической необходимостью, особенно в нынешней ситуации, когда государство не может финансировать возведение новых АЭС. Анализ состояния основного оборудования ЭБ, в том числе реакторных установок, показал принципиальную возможность продления НСС по крайней мере на 5−10 лет за счет проведения соответствующего комплекса работ для каждого ЭБ. Затраты на эти работы, указано в «Программе», во много раз меньше доходов от дополнительно вырабатываемой электроэнергии, и тем более меньше затрат на сооружение новых АЭС.

Вопрос об эксплуатации за пределами установленных сроков службы напрямую связан с обеспечением надежности и безопасности АЭС. Обеспечение безопасной эксплуатации действующих ЭБ — центральная задача, которая решается выполнением долговременных мероприятий, предусмотренных в соответствующих планах реконструкции и модернизации. Ведь ввода в эксплуатацию реакторов нового типа с повышенной безопасностью можно ожидать только через 10−15 лет.

Перечисленные пути развития атомной энергетики России в ближайшей перспективе требуют разработки комплексного подхода к решению J проблем, связанных со старением реакторов, и реализации программ по обоснованию возможности продления сроков их службы.

В настоящее время в России сложился следующий подход к эксплуатации оборудования АС: эксплуатация до наступления предельного состояния в условиях и режимах применения, установленных в проектной и эксплуатационной документации. Решение вопроса о возможности его дальнейшего использования за пределами НСС не обеспечено необходимым объемом научно-исследовательских работ, проектно-конструкторскими разработками и нормативной документацией. Анализ перечня оборудования АС, подлежащего замене, модернизации и продлению срока службы, показывает, что процедура принятия решений по вопросам, напрямую связанным с эксплуатационной безопасностью АС, часто выполняется без грамотного учета накопленных данных эксплуатации, использования адекватных математических моделей и методов.

Таким образом, актуальность темы диссертации определяется необходимостью строгого обоснования продления НСС оборудования ЯЭУ на основе реальных данных эксплуатации с учетом поддержания ЭБ на заданном уровне безопасности. В работе эта проблема решается на основе системы накопления и дальнейшего использования статистических данных о техническом состоянии объектов и сооружений.

Целью работы является разработка единой автоматизированной системы контроля работоспособности оборудования АС и ее реализация для исследования надежности тепломеханического оборудования действующих ЯЭУ.

Основу проведенных исследований составляют методы теории построения автоматизированных систем, теории надежности, оценки остаточного ресурса оборудования АС, математической статистики, теории случайных процессов, численного анализа и теории обработки экспериментальных данных.

Научная новизна работы состоит в следующем: а) показана возможность автоматизации процесса управления сроком службы объектов ЯЭУ на этапе эксплуатацииб) разработан оригинальный метод построения регрессионных зависимостей во времени применительно к износу оборудования ЯЭУ на основе трехмерных адаптивных оценокв) предложена модифицированная физико-статистическая модель с использованием теории диффузионных процессов для случая, когда между несущей способностью и действующими нагрузками существует корреляционная зависимостьг) создан метод прогнозирования ресурса оборудования АС, отличающийся тем, что он учитывает не только проектные параметры и факторы нагружения, но и характеристики несущей способности, контролируемые во время эксплуатации исследуемого объектад) результаты теоретических исследований и моделирования на ЭВМ доведены до изобретения.

Практическая значимость работы заключается в том, что ^ а) для конкретных типов оборудования Смоленской АЭС построен и внедрен компьютерный журнал «Регистр», в основе которого использованы современные алгоритмы накопления, передачи и обработки информации о работоспособности систем ЯЭУб) создан банк данных по результатам ультразвуковой толщинометрии компонентов конденсатно-питательного и парового трактов АЭС с реактором РБМК-1000- в) разработаны и внедрены графоаналитические методы расчета долговечности систем с постепенными отказами, позволяющие оперативно проводить эффективный анализ технического состоянияг) на основе выработанных инженерных методик написан программный комплекс «Ресурс», применяемый для расчета надежности различных систем ЯЭУд) вычислены значения остаточного ресурса трубопроводов большого диаметра ЭБ № 1 и № 2 Смоленской АЭС, даны рекомендации по частоте проведения инспекционных проверок и продлению НСС изученных компонентов.

Основные положения, выдвигаемые автором на защиту: а) принципы создания автоматизированной системы сбора и анализа данных об отказах, наработках, техническом обслуживании и ремонте оборудования и систем АС на стадии эксплуатацииб) запатентованный метод прогнозирования остаточного ресурса тепломеханического оборудования ЯЭУв) разработанные модели и методы оценки показателей деградации, безотказности и долговечности конструкций и систем, характеризующихся постепенными отказамиг) методика исследования надежности трубопроводов большого диаметра питательного и парового трактов ЭБ с РБМК-1000 по данным многолетней эксплуатации и полученные результаты расчетов. и.

4.3. Выводы по четвертой главе.

Задачи, выполненные в данной части работы, перечислены ниже.

1. Математические модели и методы, представленные в главе 3, реализованы в виде отдельного блока «Диффузионные процессы» программного комплекса «Ресурс».

2. Собраны и обработаны статистические данные многолетней эксплуатации трубопроводов ЭБ № 1 и № 2 Смоленской АЭС.

3. На основе созданного программного обеспечения построены модели усталости конструкционных материалов и вычислены показатели безотказности и долговечности исследуемых объектов.

4. Проведено сравнение полученных значений показателей надежности для различных подходов и методик.

Результаты работ по исследованию надежности ТБД питательного и парового трактов ЯЭУ показывают, что а) наблюдаемые объекты подвержены заметному ЭКИ, при этом скорость сноса металла может достигать 1мм/годб) вследствие более жестких условий эксплуатации и неоптимальной конструкции гибы паропроводов свежего пара имеют прогнозируемый остаточный ресурс 2−3 года, тогда как для прямых участков труб конденсатно-питательного тракта этот показатель составляет в среднем 15−20 летв) каждый участок труб обладает индивидуальным ресурсом, который может значительно отличаться от среднестатистическогонеучет этого факта может привести к принятию необоснованных решений, связанных как с преждевременными заменами компонентов, не исчерпавших свой срок службы, так и с не выявлением аномально плохих компонентовг) весьма перспективным остается систематическое накопление статистической информации и создание БнД физико-механического состояния металла оборудования ЯЭУ, поскольку точность результатов научного прогнозирования зависит от собранного экспериментального материала и данных длительного наблюдения за однотипными объектами.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

Основными теоретическими и практическими результатами, полученными в работе, являются следующие.

1. Выполнена постановка задачи построения автоматизированной системы сбора, хранения, обработки и передачи данных о работоспособности оборудования российских АС, реализующей научно обоснованной подход к управлению ресурсом объектов.

2. Разработаны принципы и порядок проектирования АСКРО на базе КЖ. Построены организационная, функциональная, информационная и программная структуры системы. Предложен порядок развития АСКРО по горизонтали и вертикали. Проанализированы особенности создания и внедрения систем на российских АЭС.

3. Новый подход к прогнозированию ресурса ТМО ЭБ с учетом реальных динамических характеристик НС, регулярно контролируемых во время эксплуатации, доведен до патента на изобретение (№ 96 114 501/28).

4. Исследован математический вид моделей износа конструкционных материалов оборудования ЯЭУ. Разработан метод трехмерных АО для построения регрессионных моделей описания износа трубопроводов и сосудов давления, вычислены доверительные интервалы оценок.

5. Разработана модифицированная ФСМ надежности с применением диффузионных процессов, учитывающая корреляцию между НС и действующими нагрузками. Для вычисленного показателя безотказности найдены толерантные интервалы. Сформулированы детерминированный и вероятностный критерии оценки долговечности объектов с постепенными отказами.

6. Предложены графоаналитические методы (номограмма и квадри-грамма) проведения инженерного анализа технического состояния оборудования по расчетным данным.

7. Указанные модели и методы были алгоритмизированы и программно реализованы. Принципы разработки КЖ легли в основу системы «Регистр» для контроля работоспособности ТМО и АКРБ Смоленской АЭС. Методики расчета остаточного ресурса вошли в состав ППП «Ресурс», применяемого для оценки показателей надежности объектов ЯЭУ различных типов.

8. Объединение КЖ и программных комплексов позволило сформировать единую технологическую цепочку управления ресурсом ТМО, на основе которой были рассчитаны количественные оценки долговечности ТБД ЭБ с РБМК-1000 по данным многолетней эксплуатации. По результатам исследования даны рекомендации по частоте инспекционных проверок и продлению НСС изученных компонентов.

Рассмотренные в работе проблемы актуальны и носят межотраслевой характер. Опыт внедрения автоматизированных систем сбора и анализа эксплуатационных сведений по конструкциям и оборудованию ЭБ АС может быть распространен на другие дорогостоящие и высокоопасные промышленные объекты, в том числе тепловые электростанции на органическом топливе, нефтеи газохимические комплексы, магистральные трубопроводы и другие.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Аварии и инциденты на атомных электрических станциях / Под общей ред. С. П. Соловьева. Обнинск, 1992. — 300с.
  2. П.А. Продление срока службы оборудования и трубопроводов АЭС // Атомная техника за рубежом. 1995. — № 1. — с. З-б.
  3. A.B. Построение системы автоматизированного анализа надежности объектов ЯЭУ / Атомные электрические станции: Сб. статей // Под ред. Л. М. Воронина. М.: Энергоатомиздат, 1991. — вып.12. — с.132−139.
  4. A.B., Острейковский В. А. Оценивание характеристик надежности элементов и систем ЯЭУ комбинированными методами. М.: Энергоатомиздат, 1993. — 368с.
  5. В.И., Давиденко H.H. Эрозионно-коррозионный износ металла входных участков змеевиков подогревателей на АЭС // Атомная энергия. 1995. — т.78. — вып.2. — с.83−88.
  6. В.И., Нигматулин Б. И., Щедеркина Т. Е. и др. Эрозионно-коррозионный износ оборудования атомных электростанций // Атомная техника за рубежом. 1995. — № 8. — с.9−13.
  7. В.И., Пионтковский А. И., Туркин В. Е. и др. О характере эрози-онно-коррозионного износа трубопроводов на первом энергоблоке ЮжноУкраинской АЭС // Теплоэнергетика. 1996. — № 12. — с.55−60.
  8. Н.С., Жидков Н. П., Кобельков Г. М. Численные методы. М.: Наука, 1987. — 600с.
  9. П.Б. Методы адаптивного непараметрического оценивания в задачах надежности и безопасности ЯЭУ / Дис. канд. ф.-м.н. Обнинск: ИАТЭ, 1996. — 108с.
  10. П.Б., Островский Е. И. Адаптивное оценивание в трех классических задачах непараметрической статистики // Проблемы теории вероятностных распределений. 1998. — вып.17. — с.87−111.
  11. А.Ф. Анализ данных повреждаемости подогревателей высокого давления блоков СКД с водяной стороны // Теплоэнергетика. 1991. -№ 7. — с. 14−18.
  12. Дж., Козин Ф. Вероятностные модели накопления повреждений: Пер. с англ. М.: Мир, 1989. — 344с.
  13. А.Н. Некоторые аспекты эксплуатации информационной системы ИСКО АЭС // Новости атомной энергетики. 1989. — вып.З. — с.43−45.
  14. В.Ф. Системы гибридного интеллекта. М.: Машиностроение, 1990. — 448с.
  15. Е.С., Овчаров JI.A. Теория вероятностей и ее инженерные приложения. М.: Наука, 1988. — 480с.
  16. В.М., Зябрев С. С. Система анализа опыта эксплуатации АЭС // Теплоэнергетика. 1993. — № 8. — с.12−14.
  17. JI.M., Березин Б. Я., Кисиль И. М. Продление срока эксплуатации энергоблоков АЭС России // Теплоэнергетика. 1997. — № 8. — с.31−34.
  18. Временная методика расчета остаточного циклического ресурса оборудования на АЭС. М.: ВНИИАЭС, 1990.
  19. А.Ф. Вопросы обеспечения ресурса эксплуатации сосудов и трубопроводов реакторов действующих АЭС // Заводская лаборатория. -1997. вып.63. — № 2. — с.37−43.
  20. А.Ф., Бакиров М. Б., Шведов В. Е. и др. Опыт обеспечения безопасной эксплуатации трубопроводов реакторов АЭС / В сб. докладов международной конференции «Безопасность трубопроводов». М., 17−21 сент. 1995 г. — т.1. — с.57−67.
  21. И.И., Скороход A.B. Введение в теорию случайных процессов. -М.: Наука, 1977. 568с.
  22. В.П., Рассохин Н. Г., Середа Е. В. и др. Физико-химические аспекты надежности теплообменных труб из аустенитных хромоникелевых сталей // Теплоэнергетика. 1988. — № 12. — с.19−24.
  23. Г. Ф., Пичков С. Н. Оценка остаточного ресурса сосудов и трубопроводов потенциально опасных производств // Безопасность труда в промышленности. 1995. — № 9. — с.44−46.
  24. О.М., Сальников Н. Л. Построение модели прогнозирования ресурса трубопровода при эрозионном повреждении // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1995. — № 3. — с.40−46.
  25. О. Предотвращение эрозионно-коррозионного износа некоторых элементов энергоблоков // Мировая электроэнергетика. 1996. — № 3. -с.37−39.
  26. Г. И., Медведев Ю. И. Математическая статистика. М.: Высшая школа, 1984. — 248с.
  27. Инструкция по эксплуатационному контролю за состоянием основного металла и сварных соединений оборудования и трубопроводов КМПЦ, парового и конденсатно-питательного тракта АЭС с РБМК-1000, РБМК-1500: АИЭ-10−89. М.: ВНИИАЭС, 1988. — 80с.
  28. Исследование и разработка методических вопросов анализа надежности и безопасности действующих атомных станций // Острейковский В. А., Антонов A.B., Осецкий А. Ю. и др. Отчет о НИР №г.р.01.93.4 724. Обнинск: ИАТЭ, 1996. — 105с.
  29. А.И. Надежность ядерных энергетических установок: основы расчета. М.: Энергоатомиздат, 1987. — 344с.
  30. И.О., Сальников Н. Л. Расчет надежности уникальных объектов методами диффузионных процессов // Известия вузов. Приборостроение. 1984. — т.27. — № 11. — с.92−95.
  31. Методика расчета допустимых дефектов металла оборудования и трубопроводов во время эксплуатации АЭС. М.: ВНИИАЭС, 1989.
  32. Михайлов В. Д Вопросы управления качеством поставляемого на АЭС оборудования / Атомные электрические станции: Сб. статей // Под ред. Л. М. Воронина. М.: Энергоатомиздат, 1991. — вып.12. — с.95−103.
  33. Надежность атомных станций и их оборудования. Общие положения и номенклатура показателей: ГОСТ 26.291−91. М.: Изд-во стандартов, 1991.
  34. Надежность оборудования АЭС с блоками ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 / Годовой отчет за 1996 год. М.: МХО Интератомэнерго, 1997. — 262с.
  35. Надежность оборудования АЭС с блоками ВВЭР, РБМК и БН / Годовой отчет за 1996 год. М.: ВНИИАЭС, 1997. — 475с.
  36. Нормативно-методологические требования к управлению ресурсными характеристиками элементов АЭС: РД-30−0039−95. М.: ВНИИАЭС, 1995.
  37. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок: ПН АЭ Г-7−002−86. М.: Энергоатомиздат, 1989. — 525с.
  38. Оборудование и трубопроводы АЭС. Сварные соединения и наплавки. Правила контроля. М.: Энергоатомиздат, 1991. — 126с.
  39. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88): ПН АЭ Г-1−011−89. М.: Госатомэнергонадзор, 1989.
  40. А.Ю. Ведение журнала дефектов и состояния оборудования / В сб. докладов научно-технического семинара «Автоматизация системы контроля работоспособности оборудования». Сургут, 21−23 янв. 1998 г. -с.3−7.
  41. А.Ю., Острейковский В. А. Автоматизация контроля работоспособности оборудования атомных станций // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1998. — № 3. — с. 18−24.
  42. А.Ю., Острейковский В. А. О роли компьютерных журналов при автоматизации контроля технического состояния оборудования атомных станций // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1997. — № 2. — с.8−13.
  43. А.Ю., Острейковский В. А. Применение стохастических дифференциальных уравнений для оценки и прогнозирования ресурса трубопроводов атомных станций по эксплуатационным данным // Сб. тр. каф. АСУ № 10. Обнинск: ИАТЭ, 1995. — с.13−25.
  44. А.Ю., Острейковский В. А. Способ определения остаточного ресурса тепломеханического оборудования ЯЭУ. Заявка № 96 114 501/28 (26 690) // Изобретения России. 1999. — № 5−6.
  45. А.Ю., Островский Е. И. Применение адаптивного непараметрического оценивания в задаче построения моделей усталости конструкционных материалов тепломеханического оборудования ЯЭУ // Сб. тр. каф. АСУ № 12. Обнинск: ИАТЭ, 1998. — с.60−66.
  46. В.А. Концепция оценки и прогнозирования ресурса оборудования энергоблоков атомных станций // Сб. тр. каф. АСУ № 10. -Обнинск: ИАТЭ, 1995. с.5−12.
  47. В.А. Многофакторные испытания на надежность. М.: Энергия, 1978. — 152с.
  48. В.А. Старение и прогнозирование ресурса оборудования атомных станций. М.: Энергоатомиздат, 1994. — 288с.
  49. В.А. Теория и расчет надежности трубопроводов большого диаметра атомных станций. Обнинск: ИАТЭ, 1990. — 126с.
  50. В.А. Физико-статистические модели надежности элементов ЯЭУ. М.: Энергоатомиздат, 1986. — 200с.
  51. В.А., Захаренкова Л. А., Лобанов Ю. В. и др. Определение ресурса трубопроводов энергоблоков с РБМК-1000 по данным многолетней эксплуатации Смоленской АЭС / / Известия вузов. Ядерная энергетика. 1993. — № 2. — с.12−19.
  52. В.А., Сальников Н. Л. Вероятностное прогнозирование работоспособности элементов ЯЭУ. М.: Энергоатомиздат, 1990. — 416с.
  53. Оценка и прогнозирование ресурса трубопроводов большого диаметра энергоблоков № 1 и № 2 Смоленской АЭС по результатам эксплуатации // Острейковский В. А., Осецкий А. Ю., Захаренкова Л. А. и др. Отчет о НИР. Обнинск: ИАТЭ, 1996. — 170с.
  54. Положение о порядке расследования и учета нарушений в работе атомных станций: ПН АЭ Г-12−005−91. М.: Энергоатомиздат, 1991.
  55. Положение о порядке сбора, обработки и передачи информации о качестве и надежности оборудования атомных станций. М.: ВНИИ АЭС, 1987.
  56. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок: ПН АЭ Г-7−008−89. М.: Энергоатомиздат, 1990. — 190с.
  57. Проведение вероятностного анализа безопасности реконструируемых первых очередей АЭС с реакторами РБМК-1000 // Шиверский ЕА., Лоскутов Г. Ю., Минаев О. М. и др. Отчет о НИР №г.р.01.91.200IP. М.: НИКИЭТ, 1992. — 237с.
  58. A.C. Надежность машин. М.: Машиностроение, 1978. — 592с.
  59. Разработка компьютерного журнала регистрации отказов оборудования, обеспечивающего радиационный контроль на АЭС // Острейковский В. А., Осецкий А. Ю. Отчет о НИР. Обнинск: ИАТЭ, 1997. — 32с.
  60. Разработка математических методов оценки и прогнозирования ресурса оборудования ядерных установок с учетом риска от эксплуатации / / Острейковский В. А., Осецкий А. Ю. Отчет о НИР №г.р.О1.9.40. Обнинск: ИАТЭ, 1995. — 43с.
  61. Разработка методических вопросов нормирования, оценки и контроля надежности и безопасности оборудования и систем атомных станций // Острейковский В. А., Антонов A.B., Осецкий А. Ю. и др. Отчет о НИР №г.р.01.98.2 238. Обнинск: ИАТЭ, 1997. — 78с.
  62. В.В. Трубопроводы на АЭС: повышение их надежности и долговечности // Атомная техника за рубежом. 1993. — № 3. — с.3−8.
  63. A.A. Теория разностных схем. М.: Наука, 1977. — 656с.
  64. Система информации об инцидентах на атомных электростанциях / Серия изданий по безопасности, № 93. Вена: МАГАТЭ, 1990. — 119с.
  65. .С. Анализ надежности элементов с учетом влияния внешних воздействий / В кн.: Технические средства управления и вопросы их надежности. М.: Наука, 1974. — с.37−44.
  66. В.В., Тутнов A.A. Расчет вероятности начала хрупкого разрушения сосудов под давлением // Атомная энергия. 1988. — т.64. — вып.4. -с.188−194.
  67. H.H. Статистические решающие правила и оптимальные выводы. М.: Наука, 1972. — 520с.
  68. В.А. Исследование коррозионной стойкости различных конструкционных сталей в конденсатно-питательном тракте АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика. 1991. — № 7. — с.28−33.
  69. Bouchacourt М. Predicting flow accelerated corrosion (erosion-corrosion) damage in power plants with PWR / Proceed of specialists meeting organized by the International Atomic Energy Agency. Kiev, Sept.19−22 1994. -p.315−334.
  70. Broadhead B.L., Hopper C.M. Updated tool for nuclear criticality accident emergency response // Transactions of American Nuclear Society. 1995. -v.73. — p.218−220.
  71. Cave L. What are the costs and benefits of analyzing operational data? // Nuclear Engineering International. 1988. — v.33. — № 411. — p.22−23.
  72. Chexal B. et al. CHECWORKS computer program users guide / EPRI Report. 1993. — 37p.
  73. Consultancy on erosion-corrosion / Siemens KWU Report. 1993. — 44p.
  74. Counting the cost of cracking // Nuclear Engineering International. 1994. — № 476. — p.4.
  75. Deardorff A. Implementing new code requirements for erosion-corrosion // Nuclear Engineering International. 1992. — v.37. — № 455. — p.34−36.
  76. Document management // Energy Spectrum. 1996. — v.ll. — № 3. — p.42−44.
  77. Heuser F., Werner W. Final version of German phase В // Nuclear Engineering International. 1990. — v.35. — № 428. — p.17−18.
  78. Hofer K., Galperin A., Zehnder P. Conceptual design of an integrated information system for safety related analysis of nuclear power plants // Power Station International. 1994. — № 1. — p.1−28.
  79. Kastner W., Hofmann P., Nopper H. Erosion-corrosion in power plants decisionmaking code for contracting material degradation // Kraftwerktechnik. — 1990. — v.70. — № 11. — p.806−815.
  80. Mehta H.S., Patel N.T., Chexal B. Application of leak-before-break justification approach to BWR piping / Transactions of American Nuclear Society. 1989. — v.50. — p.617−622.
  81. Mikhopadhyay N.K. Methodology for on-line fatigue life monitoring: rain-flow cycle counting method / BARC Report. 1992. — p.1−18.
  82. Murphy G.A. Selected safety-related events // Nuclear Safety. 1991. -v.32. — № 1. — p.121−123.
  83. New incident at Millstone, USA // Notiziario dell’ENEA. 1991. — v.9. -№ 27. — p.97.
  84. Pipe break causes death at Surry // Nuclear Engineering International. -1987. v.32. — № 391. — p.4.
  85. Saarenheimo A., Eerikainen L., Keskinen R. Dynamic post-analysis of a feed-water pipe break at the Loviisa nuclear power plant // Rakenteid Mek. 1994. — v.27. — № 2. — p.41−55.
  86. K. 25 Jahre nach grundung von Isar-1 // AtomwirtschaftAtomtechnik. 1997. — v.42. — № 1. — p.19−22.
  87. Thomas J.A., Forsyth M. Performance trending, analysis, and reporting // Transactions of American Nuclear Society. 1995. — v.73. — p.310−312.
  88. Tulay M.P. Computerized engineering logic for procurement and dedication processes // Transactions of American Nuclear Society. 1996. — v.74. -p.273−274.
  89. Two year force lift for Borssele // Nuclear Engineering International. -1995. v.40. — № 495. — p.6.
  90. Основные формы ведения документации компьютерного журнала «Регистр"1. Классификаторы1. Тип к л.------табилитрон Стабисто’р Оптопарз1. Мост выпрямительный1. Тиристор1. Транзистор
  91. Матрице транзисторная Микппгаям!»!.'.'.'Я1. Ир*1'11. Характеристика:.:^^
  92. Рис.ГП. Форма ведения библиотеки классификаторов.1. Характеристика узла1. Тип (марка) — К ННИЙ
  93. Усилитель мощности |ПУИ-11Р. ¦ ¦ .¦. I ' -у! ¦1. ЗЙЙ.--→
  94. Номер чертежауэла |ЖШ5.035.3Э5г,".. .. .
  95. Проектный ресурсузла (часов) 72 000проектный срок едажбы узла (пет)ц1С ЛПА360 001. I ¦ ¦ Ц.
  96. Проектная наработка на отказ. узщ (часо8)
  97. Рис.П2. Форма учета характер и стик оборудования.1. Идентификатор элементов1. Элемент1. С <г, ,-, , — ътфяф*1. Г .•
  98. Наименование устрой ет, а аУстройство накопление и обработки информации Тип (марка) устройстваI
  99. Наименование узла |Блок трансформаторов1. Тип (марка) узла^ |БНН1
  100. Наименование элемента Тип (марка.) элемента• &bdquo-у, , &bdquo-&bdquo-резистор1. МЛТ-0.1г5 (Г ОСТ 7113−771. ГОСТ (ТУ) элемента-
  101. Количество однотипных элементов |1. Г~,.
  102. Дата ввода элемента в эксплуатацией:2гПИ .™ Ш Яаий.. Ш ж ¦: жУ .ж.
  103. Рис.ПЗ. Форма ведения идентификаторов оборудования.
  104. Журнал неисправностей узлов
  105. Номер неисправности Наименование узла1. Тип (марка) узла¦ 1 :
  106. Цата и время обнаружения Признак неисправностик Шт':ти-11. БНН-2<�Н1. V-" 01 06.9010:20:00ч-:.- Шг я. 1Щ1'-Ш4е горит лампочка контроля по Щканалу 1А-17
  107. Способ обнаружения (вид контроля) ¡-При испытаниях и измерениях1. Щт1. Смена 11.1.
  108. Последствия неисправности для узла |Вывод е ремонтюр ¡-¦йВв
  109. Дополнительная информация. |.
  110. Рис.П4. Форма учета отказов и неисправностей оборудования.
  111. Пополнительная информация по неисправностям узлов
  112. Состояние узла .в работе перед
  113. Номер акта ремонта ТЦ-1-Р
  114. СостоянЩщктемы .в работе до отказа1. Й-йй:: --:
  115. Режим ?а&оты ¡-Номинальный режим1. СИСТ6
  116. Ф.И.О. отписавшего ¡-Михайлов А.П.неисправность^. ï-i-:к
  117. Последствия для Без последствий устройства
  118. Ф.И.О. НС. допускающего ¡-Иванов П.П. «ремонту
  119. Ф И.О. руководителя Сидоров ММ. ремонтныхработсЭ1й- * ¡-Без последствий ?.-. — Заключение по итогамfî-r^fi:0106.90 12:00.001. Та.-1 LjXji-MHвывойайэработы '
  120. Сракустранения |0г.0630 неисправности1. Перенос срока устранения1. Основание первндед- ¦1.
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!