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

• Автор: Осецкий, Александр Юрьевич
• Шифр специальности: 05.13.07
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 1998
• Место защиты: Обнинск
• Количество страниц: 150 с. : ил.

ОГЛАВЛЕНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
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
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ
ПРИЛОЖЕНИЕ
ПРИЛОЖЕНИЕ
ПРИЛОЖЕНИЕ
ПРИЛОЖЕНИЕ
ПРИЛОЖЕНИЕ
ПРИЛОЖЕНИЕ
ВВЕДЕНИЕ
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 1998г. 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
Контроль

НТД на Классификатор
оборудование Г" ,. оборудования
1Щ1Щ щт
я ііізіш Г . **' 1 <ч
Классы по безопасности
Механизмы
старения
оборудования

Наработка, дефекты, повреждения, отказы, ТОиР оборудования

Предельные
состояния
оборудования
Компьютерный журнал контроля технического состояния
Документы
Оценка

Опенка работоспособности оборудования, систем, сооружений
ШШЯеШ у. ',1 і »

Расчет характеристик |+ надежности

Расчет ресурса

Методики
определения
характеристик
надежности
Методики оценки ресурса
ГІПП «Ресурс»

Комплекты выходной документации

Модернизация

Замена

Продление НСС

Сроки, процедуры, технологические операции
Рис.7. Схема контроля, оценки, прогнозирования и управления ресурсом ЭБ.