Комплексный метод верификации и валидации информационно-измерительной и управляющей системы для активной зоны водо-водяных реакторов




Скачать 381.11 Kb.
страница1/3
Дата04.05.2016
Размер381.11 Kb.
  1   2   3


На правах рукописи

Калинушкин Андрей Евгеньевич

Комплексный метод верификации и валидации информационно-измерительной и управляющей системы для активной зоны
водо-водяных реакторов.

Специальность: 05.11.16 - информационно-измерительные и управляющие системы (промышленность, наука и научное обслуживание).

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук.

Автор:

Москва – 2010

Работа выполнена в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт» г. Москва.



Научный руководитель:




доктор технических наук, начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт»

И. А. Тутнов.



Официальные
оппоненты:




доктор технических наук, директор научно-сертификационного учебного центра материаловедения и ресурса компонентов ядерной техники

М.Б. Бакиров

кандидат технических наук, заместитель начальника отдела ОАО «ОКБ «Гидропресс»

М.А. Подшибякин


Ведущая организация:





Научно-учебный комплекс МГТУ им Н.Э. Баумана Информатика и системы управления, г. Москва


Защита состоится «_21_» _февраля_ 2011 г. в _15_ час. _00_ мин. на заседании диссертационного совета Д 212.130.02 при НИЯУ «МИФИ» по адресу: 115409 Москва, Каширское шоссе, д. 31.


С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЯУ «МИФИ».
Отзыв на автореферат в двух экземплярах, заверенный печатью организации, прошу направить по адресу: 115409, Москва, Каширское шоссе, д. 31, Диссертационный совет НИЯУ «МИФИ»
Автореферат разослан "_19_"_____января______2011 г.

Ученый секретарь диссертационного совета,

д.т.н., профессор П.К.Скоробогатов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ



Актуальность темы исследования. Обоснование надежности и безопасности — важнейший этап всех мероприятий, проводимых на объектах использования атомной энергии (ОИАЭ). Ужесточение требований к качеству системной надежности и достижения заявленных характеристик информационно-измерительных и управляющих систем (ИИУС) в атомных и смежных с ней отраслях, в частности систем безопасности, предназначенных для снижения уровня вероятности аварий ядерных энергетических установок (ЯЭУ) с реакторами типа ВВЭР, изменили концепции предоставления доказательств о возможности применения любых информационных и технических средств в составе ЯЭУ. В целом изменения этих требований связаны с развитием системы международных и национальных стандартов по безопасности в атомной энергетике и по управлению качеством продукции и услуг. Поэтому повышение конкурентоспособности российских ЯЭУ на мировом рынке ОИАЭ требует применения как новых современных подходов к деятельности в области качества обоснований безопасности и надежности ядерной измерительной техники и технологий, так и перехода от систем обеспечения их потребительского качества к системам управления качеством ИИУС. Принимая во внимание актуальные для текущего момента задачи совершенствования методического сопровождения и технического регулирования создания и развития сложных ИИУС для ЯЭУ, комплексов и технологий контроля и испытания, задачи верификации и валидации новых образцов ИИУС для мониторинга и управления процессами эксплуатации ОИАЭ с ВВЭР должны быть решены комплексно.

В настоящее время наблюдается новый этап развития ЯЭУ и повышения доли атомной энергетики в общем топливно-энергетическом балансе России. Для текущего периода принята Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергетического комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года». В последнее время приняты в эксплуатацию новые ОИАЭ с ВВЭР: 3 энергоблок Калининской АЭС , 1 и 2 энергоблоки АЭС «Тяньвань» в Китае, 2 энергоблок Ростовской АЭС, осуществляется строительство других энергоблоков с ВВЭР в России и за рубежом. Основу этого развития обеспечивают проекты АЭС с реакторными установками типа ВВЭР повышенной безопасности, в том числе проект АЭС-2006. Если совершенствование АЭС с ВВЭР идет эволюционным путем, то современные системы контроля и управления безопасностью эксплуатации для российских и зарубежных ЯЭУ совершенствуются революционным путем. Наблюдается тенденция внедрения средств микропроцессорной техники в ИИУС для ЯЭУ последних поколений, что оказывает непосредственное влияние на безопасность ОИАЭ. Поэтому задачи создания новых методов и технических средств контроля качества и испытаний образцов ИИУС для ОИАЭ с ВВЭР; разработки методов, программного и информационного обеспечения для процессов отработки и испытаний образцов ИИУС для проекта АЭС-2006; исследования возможностей и путей совершенствования существующих и создания новых элементов, частей, образцов ИИУС для ОИАЭ с ВВЭР, улучшение их характеристик, разработка новых принципов и технических решений, их верификации и валидации имеют важное и существенное значение для текущего момента и на перспективу.

Одной из основных ИИУС, обеспечивающих безопасность, надежность и эффективность эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР, является система внутриреакторного контроля (СВРК). В настоящее время на базе современных достижений в области измерительной техники и информационных технологий осуществляется разработка и внедрение модернизированной СВРК (СВРК-М), обеспечивающей новое качество реализации традиционных функций и выполняющей новые функции внутриреакторного контроля и управления.

Очевидные преимущества, которые дает СВРК-М, сопровождаются трудностями, характерными для разработки и внедрения высокотехнологических и специфических технических систем. Важность СВРК как ИИУС для безопасности определяется тем, что СВРК является основной системой контроля и диагностики условий эксплуатации ядерного топлива в активной зоне реакторов ВВЭР. Комплексное подтверждение качества СВРК-М снижает вероятность неадекватных воздействий на объект управления, которые могут привести к нарушению условий эксплуатации ядерного топлива с вытекающими из этого радиационными последствиями. Поэтому тема настоящей диссертации и комплексная задача верификации и валидации технических решений, применяемых при разработке и внедрении на АЭС с ВВЭР ИИУС на базе микропроцессорной техники, является актуальной.


Степень разработанности темы. Кратко анализируя опыт создания ИИУС для мониторинга, диагностики и управления безопасностью ядерных реакторов и ЯЭУ, следует отметить, что Н.П. Алешину, В.М. Баранову, Ю.А. Волкову, В.Г. Дунаеву, В.М. Киселеву, Г.А. Котельникову, Е.М. Кудрявцеву, С.Д. Малкину, В.И. Митину, Г.А. Сарычеву, Г.Л. Серову, И.И.Черкашину, Ю.В. Шабалину, Г.В. Яковлеву, другим известным ученым удалось развить ряд научных направлений в сфере проблем верификации, апробации и валидации технических решений при создании и отработке новых образцов ИИУС для ОИАЭ. В них (направлениях) такие проблемы, как определенность и содержания норм: инспекционной экспертизы и обоснованности выбора верификационных критериев для подтверждения качества ИИУС ЯЭУ технологий, материалов и архитектуры аппаратно-программных средств безопасности ОИАЭ; полноты и достаточности обоснований и доказательств правильности результатов мониторинга состояния технических компонентов и инженерных систем ИИУС; представления доказательств их системной надежности, были рассмотрены в плоскости представления гарантий промышленной, прочностной, ядерной и радиационной безопасности. По мере накопления опыта эксплуатации, мониторинга качества и культуры безопасности сложных технических систем и промышленных объектов некоторые авторы обратились к более углубленному изучению методологии экспертизы качества проектов создания и эксплуатации ИИУС ЯЭУ. Многим исследователям удалось выделить объективные и субъективные причины использования оценочных критериев в экспертизе качества безопасности проектов и технологических процессов создания и эксплуатации ИИУС ЯЭУ или их отдельных компонентов. Однако, далеко не все точки зрения ученых и специалистов, не все существующие для текущего периода положения и принципы нормативного и методологического обеспечения управления качеством процессов и процедур создания и отработки ИИУС и других изделий ядерного приборостроения для представления гарантий их системной надежности, безопасности и экологической приемлемости, бесспорны. Применительно к теме диссертации многие существующие предложения и достижения текущего момента для решения задач верификации и валидации ИИУС, предназначенных для обеспечения безопасности процесса эксплуатации активной зоны реакторных установок водо-водяного типа не имеют комплексного характера, требуют переосмысления с учетом накопившегося опыта проектирования, сооружения и эксплуатации ядерных установок, созданных по российским проектам.

Объект диссертационного исследования. Объект исследования настоящей диссертации составляют процессы и процедуры, методы, методики и средства нормативного и методологического обеспечения для подтверждения качества создания и эксплуатации ИИУС ЯЭУ, новые методы и технические средства контроля и испытаний образцов ИИУС ЯЭУ, методы подтверждения качества аппаратно-программных измерительных и управляющих комплексов для ЯЭУ с ВВЭР, а также методы и методики программного и информационного обеспечения процессов отработки и испытаний образцов ИИУС для ЯЭУ с ВВЭР, методы анализа технического состояния и диагностики надежности ИИУС ЯЭУ в процессе их эксплуатации.

Предмет исследования. Предметом исследования являются ИИУС для мониторинга и управления процессами эксплуатации активной зоны ЯЭУ с ВВЭР, система методического обеспечения процессов управления качеством создания и отработки новых и совершенствования существующих образцов измерительной техники и управляющих систем для ЯЭУ.


  1   2   3


База данных защищена авторским правом ©ekonoom.ru 2016
обратиться к администрации

    Главная страница