close

Вход

Забыли?

вход по аккаунту

?

Автоматизация процесса перегрузки топлива ядерного реактора на быстрых нейтронах

код для вставкиСкачать
На правах рукописи
Кольцов Вячеслав Александрович
АВТОМАТИЗАЦИЯ ПРОЦЕССА ПЕРЕГРУЗКИ ТОПЛИВА
ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
05.04.11 – Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов
атомной промышленности
05.13.06 – Автоматизация
производствами
и
управление
технологическими
Автореферат диссертации на соискание учёной степени
кандидата технических наук
Нижний Новгород – 2018
процессами
и
Работа выполнена в федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении
высшего образования «Нижегородский государственный технический университет
им. Р.Е. Алексеева»
Научный руководитель:
Дмитриев Сергей Михайлович, доктор технических наук, профессор
Официальные оппоненты:
Чебышов Сергей Борисович, доктор технических наук, профессор, главный конструктор
Акционерного Общества «Специализированный научно-исследовательский институт
приборостроения» (АО «СНИИП»)
Цикунов Александр Георгиевич, кандидат технических наук, ведущий научный сотрудник
Акционерного общества «Государственный научный центр Российской Федерации - Физикоэнергетический институт им. А.И. Лейпунского» (АО «ГНЦ РФ - ФЭИ»)
Ведущая организация:
Акционерное общество «Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт
энергетических технологий «АТОМПРОЕКТ»» (АО «Атомпроект»), г. Санкт-Петербург
Защита диссертации состоится « 20 » июня 2018 г. в 10 час. 00 мин. на заседании
объединённого диссертационного совета Д 999.001.02 на базе Акционерного общества
«Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения им. И.И. Африкантова», по адресу: 603074,
г. Нижний Новгород, Бурнаковский проезд, 15.
С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке и на сайте Акционерного общества
«Опытное
Конструкторское
Бюро
Машиностроения
им.
И.И.
Африкантова»
http://www.okbm.nnov.ru/dsovet/.
Автореферат разослан «
» __________ 2018 г.
3
ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ
Актуальность работы. В связи с ограниченными запасами изотопа природного урана235, которые по прогнозам учёных могут закончиться до конца текущего века, а также
постоянным увеличением объёмов отработавшего ядерного топлива, в настоящее время мир
переживает вторую волну интенсивного развития технологий быстрых реакторов (бридеров),
позволяющих использовать в качестве топлива не только уран-235, но и уран-238, плутоний239, смешанное уран-плутониевое топливо (МОКС-топливо). Все ведущие ядерные державы
(Россия, Китай, Индия, Франция, Япония, Южная Корея, США) включились в процесс
совершенствования бридерных технологий. Для подтверждения лидерства в этом направлении
(реакторы БР-1, БР-2, БР-10, БОР-60, БН-350, БН-600) в России спроектирован и построен
реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-800 (энергоблок № 4
Белоярской АЭС) и в настоящее время проектируется коммерческий реактор повышенной
мощности БН-1200 (планируемое место сооружения – энергоблок № 5 Белоярской АЭС).
Операции по перегрузке топлива являются потенциально опасными (с точки зрения
ядерной и радиационной безопасности) и зависят от человеческого фактора. Неверные действия
оператора при управлении перегрузкой ядерного топлива реактора могут привести к аварийным
ситуациям, влекущим за собой поломку оборудования и объекта транспортирования, а также
потенциальную угрозу переоблучения персонала. Поэтому важнейшее значение приобретает
правильное распределение функций между автоматикой и человеком, создание математических
моделей мехатронного комплекса, работающих в реальном масштабе времени, а также создание
информационно-алгоритмического обеспечения принятия решений оператором.
Вместе с тем значительный вклад в повышение коэффициента использования
установленной мощности (КИУМ) АЭС должны дать мероприятия, связанные с оптимизацией
алгоритмов управления транспортно-технологическим оборудованием (ТТО) и действий
оператора, направленные, в первую очередь, на уменьшение времени перегрузочной кампании
не в ущерб безопасности операций.
Степень разработанности темы. По состоянию на сегодняшний день всего в мире было
создано 17 реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Однако, в связи с
серьёзными инженерно-физическими проблемами при их эксплуатации, большинство из них
были остановлены и проекты закрыты. Только в России уже 37 лет действует промышленный
энергетический реактор БН-600 (блок № 3 Белоярской АЭС) и 2 года БН-800 (блок № 4
Белоярской АЭС). В связи с этим, в настоящей работе используются сравнительные материалы
по комплексам перегрузки топлива отечественных реакторов большой мощности типа ВВЭР и
БН. Этими проблемами активно занимаются АО ГНЦ РФ «Физико-энергетический институт
им. А.И. Лейпунского» (г. Обнинск), АО «Опытное конструкторское бюро машиностроения им.
И.И. Африкантова» (г. Н. Новгород), ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), Южный Федеральный
университет (г. Таганрог), АО «Диаконт» (г. Санкт-Петербург), АО «Атомпроект» (г. СанктПетербург), АО «НПО автоматики им. академика Н.А. Семихатова» (г. Екатеринбург) и др.
Вопросы данной тематики отражены в работах Васильева Б.А., Тимофеева А.В., Победоносцева
А.Б., Лотова В.Н., Жильникова Д.В., Коробкина В.В., Любимова М.А., Милова В.Р., Шиберта
Р.Л., Дмитриева С.М., Терехова Д.В., Дунаева В.И., Маргуловой Т.Х., Сырова А.А.,
Федосовского М.Е. и др.
Цели и задачи работы. Целью диссертационной работы является автоматизация
процесса перегрузки топлива ядерного реактора на быстрых нейтронах, направленная на
повышение эффективности и безопасности реализации технологических операций.
Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие основные задачи:
4
− на основе сравнительного анализа принципов построения существующих
мехатронных комплексов по перегрузке топлива корпусных энергетических реакторов большой
мощности разработать вариант построения комплекса с обеспечением минимального
технического риска при выполнении ядерно-опасных работ;
− для минимизации времени перегрузочных операций провести анализ и обосновать
выбор языка моделирования сложных систем для описания и оптимизации технологических
алгоритмов;
− разработать математические модели основного технологического оборудования с
целью обеспечения режима «Тренажёр» и обеспечения точности позиционирования
инерционных механизмов в рабочем режиме;
− проанализировать методы построения экспертных систем обнаружения нештатных
ситуаций для сложных объектов автоматизации и разработать структуру и алгоритмы
функционирования системы применительно к объекту автоматизации;
− разработать методологию визуализации и 3D-модели технологического процесса
перегрузки топлива, недоступного для непосредственного наблюдения персоналом АЭС.
Научная новизна. Научная новизна работы состоит в следующем:
− обоснован принцип построения мехатронного комплекса (МК), отличающийся
впервые введённым диверсным каналом передачи блокировочных сигналов, позволяющим
исключить влияние потери сигналов в локальной вычислительной сети и тем самым
минимизировать технический риск при выполнении ядерно-опасных работ;
− с помощью универсального языка моделирования выполнено формальное описание
технологических процессов перегрузки топлива ядерного реактора, которое в отличие от
известных способов позволило оптимизировать технологические алгоритмы управления
транспортно-технологическим оборудованием с учётом параллелизма выполнения операций;
− автором разработана математическая модель для описания кинематики и динамики
инерционных механизмов на примере барабана свежих сборок, отличающаяся от известных
учётом его изменяющихся во времени динамических характеристик с целью обеспечения
точности позиционирования;
− разработана архитектура экспертной системы распознавания нештатных ситуаций
мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива и алгоритм её реализации,
отличающаяся тем, что в условиях неопределённости (недостатка информации) применён
математический аппарат нечёткого логического вывода, позволяющий сократить время поиска
причины неисправности;
− впервые предложена методология трёхмерной визуализации и разработаны 3D-модели
технологического процесса перегрузки топлива для ведения удалённого мониторинга
технологического процесса, как в режиме реального времени, так и в режиме «Тренажёр»,
позволяющие повысить безопасность технологических операций в условиях невозможности
визуального контроля за процессом перегрузки топлива в реакторах на быстрых нейтронах.
Объект исследования. Объектом исследования является мехатронный комплекс
обращения с топливом реакторной установки на быстрых нейтронах БН-800.
Предмет исследования. Предметом исследования является автоматизация процесса
перегрузки ядерного топлива реакторной установки БН-800.
Теоретическая и практическая значимость работы. Диссертационная работа
выполнена в рамках плановой тематики ФГУП «ФНПЦ НИИИС им. Ю.Е. Седакова» и АО
«ОКБМ Африкантов». Основные технические решения, методы и средства, предложенные в
диссертации, реализованы при создании мехатронного комплекса перегрузки топлива реактора
БН-800 Белоярской АЭС в виде системотехники, аппаратуры, математического,
5
информационного и программного обеспечения. Предложенные решения позволяют расширить
функциональные возможности МК при выполнении ядерно-опасных работ по перегрузке
топлива реактора, сократить общее время выполнения процесса перегрузки, повысить
безопасность работ при обращении с топливом.
МК реакторного отделения передан в опытно-промышленную эксплуатацию на
энергоблоке (ЭБ) № 4 Белоярской АЭС (Акт № 04.UJA.ЦТАИ.0000.А.А.333.ПК.Б-1.М, утв.
Главным инженером БАЭС от 18.05.2014 г.). В июле 2014 г. закончена загрузка топлива в
активную зону, произведён физический пуск и выход на минимально-контролируемый уровень
мощности реактора БН-800. В августе 2016 года ЭБ №4 выведен на уровень мощности ≈ 100%.
В июне 2017 г. на ЭБ №4 успешно проведена первая плановая перегрузка ядерного топлива
(заменены 202 ТВС, 15 стержней СУЗ, 15 гильз СУЗ, пусковой источник нейтронов).
Методология и методы исследования. Методы исследования, примененные в работе,
базируются на физике ядерных реакторов, теоретической механике, теории надёжности, теории
нечёткой логики, компьютерном моделировании.
Основные положения, выносимые на защиту:
1. Функциональная структура мехатронного комплекса и обобщённый алгоритм
управления транспортно-технологическим оборудованием обращения с топливом реакторной
установки БН-800.
2. Нотационные модели мехатронного комплекса перегрузки топлива ядерного
реактора.
3. Математическая модель барабана свежих сборок.
4. Функциональная структура и алгоритмическое обеспечение экспертной системы
поддержки оператора.
5. Методология и модели трёхмерной визуализации технологического процесса
перегрузки топлива.
Функциональная структура мехатронного комплекса и обобщённый алгоритм
управления транспортно-технологическим оборудованием обращения с топливом реакторной
установки БН-800, нотационные модели мехатронного комплекса перегрузки топлива ядерного
реактора, математическая модель барабана свежих сборок, функциональная структура и
алгоритмическое обеспечение экспертной системы поддержки оператора, а также методология
трёхмерной визуализации технологического процесса перегрузки топлива, выносимые на
защиту, выполнены автором лично. Модели трёхмерной визуализации технологического
процесса перегрузки топлива реализованы с участием коллектива сотрудников под
руководством автора.
Связь темы диссертации с научно-техническими программами. Работа выполнялась
в рамках научно-технической части программ:
− «Энергетическая стратегия России на период до 2030 года»;
− Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на
период 2010 – 2015 годов и на перспективу до 2020 года».
Степень достоверности и апробация результатов. Достоверность полученных
результатов обеспечивается корректным использованием математического аппарата,
проведением полигонных испытаний, пуско-наладочными работами, испытаниями и опытнопромышленной эксплуатацией комплекса на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС.
Основные результаты работы доложены и обсуждены на 5 отраслевых и международных
научно-технических конференциях:
6
1. XVII Международная научно-техническая конференция «Информационные системы
и технологии» ИСТ-2011 / НГТУ. – Нижний Новгород, апрель 2011. (Почётный диплом за
высокий научно-технический уровень доклада).
2. VIII
Международная
научно-техническая
конференция
«Безопасность,
эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2012 / ОАО «ВНИИАЭС». – Москва,
май 2012.
3. Российская конференция с международным участием «Технические и программные
средства систем управления, контроля и измерения - УКИ-12». / ИПУ РАН. – Москва, 16 – 19
апреля 2012 г.
4. Отраслевая конференция «Ядерное приборостроение – 2013: Аппаратурное
обеспечение. Совершенствование специализированных систем контроля и управления
реакторными установками». / ОАО «СНИИП». – Москва, 24 – 25 апреля 2013 г.
5. Международная научно-техническая конференция «Полувековое обеспечение
безопасности АЭС с ВВЭР в России и за рубежом» - г. Нововоронеж, 24 – 26 сентября 2014 г.
По теме диссертации опубликовано 25 работ в печатных изданиях, 8 из которых – в изданиях
ВАК, рекомендованных для защиты кандидатских и докторских диссертаций.
Структура и объём работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения,
изложенных на 155 страницах, включающих 78 рисунков, 13 таблиц, списка сокращений и
условных обозначений, списка литературы из 60 наименований, 8 приложений.
ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ
Во введении обосновывается актуальность работы, формируется цель и основные
направления исследования, изложены научная новизна, практическая ценность и достоверность
полученных результатов.
В первой главе приведено краткое описание ТТО БН-800, определены основные
требования к МК, произведён анализ существующих решений по системам управления
перегрузкой топлива реакторов ВВЭР и БН, сформулированы предложения по реализации
аппаратных и программных средств МК ТТО БН-800, проведён анализ надёжности и
безопасности перегрузочных операций.
В состав оборудования перегрузки реакторной установки БН-800 (рисунок 1) входят три
поворотные пробки, один внутриреакторный механизм перегрузки, два наклонных элеватора,
подковообразные герметичные боксы с перегрузочными машинами, внереакторные барабанхранилище свежих сборок и барабан-хранилище отработавших сборок, заполненный натрием,
перегрузочная машина свежих сборок и перегрузочная машина склада свежего топлива. Кроме
того, в состав оборудования обращения со сборками активной зоны входят перегрузочные
контейнеры и комплекс оборудования для обращения со сборками активной зоны в водяном
бассейне выдержки (захваты, чехлы, стеллажи). В отличие от ранее запущенных в
эксплуатацию реакторов, система перегрузки данного реактора рассчитана на обращение с
уран-плутониевым топливом.
7
Рисунок 1 – Состав оборудования перегрузки топлива РУ БН-800
Под сборками понимаются тепловыделяющие сборки активной зоны, зоны
воспроизводства, сборки стальной и борной защиты и другие элементы активной зоны,
имеющие конфигурацию ТВС.
Ввиду большого количества технологических операций по обращению с топливом в
работе рассматривается только автоматизация перегрузочных операций в реакторном
отделении в соответствии с рисунком 1 (от комплекса загрузки барабана свежих сборок до
бассейна выдержки).
При создании МК устанавливаются следующие основные требования (критерии):
− обеспечение ядерной и радиационной безопасности при проведении операций по
перегрузке ядерного топлива;
− структура МК и его размещение должны учитывать размещение оборудования по
помещениям АЭС;
− минимизация влияния отказа по общей причине на работоспособность и
технический риск системы;
− сигналы защит и блокировок должны иметь приоритет над командами управления;
− степень автоматизации функций управления и быстродействие системы должны
обеспечивать выполнение операций по перегрузке топлива за минимально возможное время с
учетом существующих ограничений;
− высокая точность позиционирования механизмов (отклонение от заданной
координаты не должно превышать 3 мм на расстоянии до 10 м);
− эксплуатационный персонал должен иметь возможность централизованного
контроля за процессом перегрузки с возможностью автоматизированного получения
рекомендаций по выходу из нештатных ситуаций.
Далее в работе проведён анализ существующих систем контроля и управления
механизмами перегрузки (СУМП) для реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и БН-600 с учётом их
плановой модернизации в процессе эксплуатации, а также предложена структурнофункциональная схема МК для реактора БН-800 (рисунок 2).
8
АРМ – автоматизированное рабочее место;
К – дискретный датчик; L – индуктивный датчик; М – электродвигатель;
Enc – энкодер, ПЛК – программируемый логический контроллер; СИАЗ – система
индустриальной антисейсмической защиты.
Рисунок 2 – Структурная схема МК
В данной структуре сочетаются принципы построения систем управления перегрузкой
топлива ядерных реакторов с учётом развития современной программно-аппаратной базы
систем промышленной автоматизации, позволяющей добиваться заданных требований по
назначению и надёжности с минимальными затратами. В основу новой структуры заложен
принцип 3-х канальной структуры, содержащей основной канал управления, защит и
блокировок, диверсный канал защит и блокировок и аварийный канал защит.
Аналогичная схема реализована в настоящее время в качестве основы для построения
МК перегрузки топлива для реактора на быстрых нейтронах БН-800 энергоблока № 4
Белоярской АЭС.
Для повышения надёжности МК и обеспечения безопасности перегрузочных операций автор
предлагает введение диверсного канала передачи блокировочных сигналов на исполнительный
механизм (ИМ).
Все технологические защиты, ограничения и блокировки (ТЗОБ) действуют по принципу
первоначально «всё запрещено» и только после проверки отсутствия всех типов блокировок
движение того или иного механизма или группы механизмов при параллельной работе в
автоматическом режиме и поступления команды от оператора центрального пункта
диспетчерского управления (ЦПДУ) движение разрешается. При этом при работе МК
приоритеты обработки сигналов технологических защит, ограничений и блокировок (ТЗОБ)
выше приоритетов команд управления. Основной канал передачи межмашинных блокировок –
это канал обмена между устройствами связи с объектом (УСО) и рабочей станцией (РС) по
стеку протоколов Ethernet TCP/IP. Однако, несмотря на «гарантированную» доставку данных по
данному протоколу в промышленных применениях нередко наблюдались процессы пропадания
данных и/или превышение времени реакции свыше допустимых пределов, связанные с
лавинообразным изменением трафика локальной вычислительной сети (ЛВС) в критических
режимах. Для исключения подобной ситуации (например, при попытке/ошибке оператора
задать недопустимую команду и сбое при этом программного обеспечения), непосредственно
связанной с безопасностью технологических операций, предложен диверсный канал передачи
сигналов межмашинных блокировок.
9
Диверсный канал предназначен для передачи сигналов межмашинных блокировок
между УСО с помощью проводных линий связи без применения сети Ethernet и
соответствующего программного обеспечения (принцип физического разнообразия).
Более детальная структурная схема МК с диверсным каналом передачи информации
приведена на рисунке 3.
Рисунок 3 – Структурная схема МК с диверсным каналом
Обобщённый алгоритм управления оборудованием ТТО представлен на рисунке 4.
Рисунок 4 – Обобщённый алгоритм управления оборудованием ТТО
Технологическая программа перегрузки реактора (загрузки, отмывки) готовится
инженерами-физиками АЭС с использованием специализированной системы подготовки
10
данных и вводится в СКУ ТТО на электронном энергонезависимом носителе и/или по ЛВС
АЭС.
Отличительной особенностью алгоритма управления оборудованием ТТО является
наличие математической модели (ММ) и экспертной системы.
Математическая модель МК содержит математические модели поведения (статические
модели) и математические модели движения (динамические модели). Математические модели
поведения функционируют на компьютерах АРМ. Математические модели движения
функционируют на ПЛК в штатном режиме и на АРМ в режиме «Тренажёр».
Экспертная система получает информацию от штатных датчиков через основной
управляющий модуль, определяет наличие нештатной ситуации, распознаёт её, формирует и
выдаёт советы оператору по оптимальному переводу МК из нештатной в штатную ситуацию.
Модуль переключения режимов по команде оператора переводит систему из
управляющего режима в режим «Тренажёр», который функционирует на тех же программнотехнических средствах, что и сама система управления, с использованием математических
моделей управляемого оборудования, но без воздействия на исполнительные механизмы.
Анализ надёжности МК проводился методом построения деревьев отказов с
применением принципа деградации методов управления исполнительными механизмами
(автоматический, автоматизированный, дистанционный, местный, ручной) с обоснованием
минимально необходимых аппаратных средств, подлежащих резервированию.
Анализ влияния отказов МК на ядерную и радиационную безопасность проводился
методом прогнозирования причин возможного нарушения барьеров безопасности и их
последствий при перегрузке топлива, включая образование критической массы. Доказано, что
предложенными схемотехническими и программными средствами полностью исключается
возможность самопроизвольного перемещения механизмов («самоход»), включая случай
полной потери электропитания (перемещение под собственным весом).
Во второй главе представлены методы моделирования МК и ТТО, приведены примеры
моделирования и проведена оптимизация алгоритмов с целью сокращения времени проведения
перегрузочных операций и обеспечения точности позиционирования инерционных механизмов.
В работе проведён анализ наиболее широко используемых в России и за рубежом в
настоящее время систем компьютерного моделирования сложных объектов (ADAMS, EASY5,
MATLAB, Simulink, Stateflow, ГРАФСЕТ, NX и др.). По результатам анализа предложен язык
UML, как наиболее полно отвечающий поставленным задачам по моделированию структурносложных гибридных систем.
Кроме того, проведён анализ множества инструментальных средств для моделирования
и разработки приложений на языках XML (eXtensible Markup Language) и С++ на основе
нотаций UML (StarUML, Sun Java Studio Enterprise, IBM Rational Rose, Visual Paradigm for UML,
Enterprise Architect и др.).
Возможность генерации из модели UML в код XML позволила осуществить
автоматический процесс создания конфигурационных файлов программ перегрузки топлива
ядерного реактора.
Используя данную технологию, инженеры-физики могут представлять исходные данные
программ перегрузки ТВС в виде диаграмм классов и впоследствии осуществлять
автоматическое преобразование в код XML, читаемый основной управляющей программой.
Из 15-ти возможных типов диаграмм моделирования, определённых в UML 2, для
моделирования МК перегрузки топлива ядерного реактора определены 6 типов:
− иерархия моделей МК – диаграмма управления моделями (раскрывает структуру и
взаимосвязи всех моделей МК);
11
− диаграмма использования МК – диаграмма, содержащая наиболее общее
представление функционального назначения системы, которая отвечает на вопрос: «что делает
система во внешнем мире?»;
− диаграмма классов МК – диаграмма, содержащие компоненты управляемого
оборудования и компоненты системы управления, а также ассоциации и зависимости между
оборудованием;
− диаграмма последовательности – диаграмма, содержащая описание поведения
системы во времени методом обмена сообщений (команда/выполнение команды) между
классами;
− диаграмма синхронизации – диаграмма, представляющая собой особую форму
диаграммы последовательности, на которой главное внимание уделяется групповому
изменению состояний управляемого оборудования во времени. Данная диаграмма позволяет
проводить анализ и оптимизацию процесса по времени выполнения;
− диаграмма деятельности – диаграмма, описывающая дискретное поведение
элементов МК при выполнении какого-либо технологического алгоритма или группы
алгоритмов, например, извлечение ОТВС из активной зоны.
В результате анализа диаграмм последовательности, синхронизации и деятельности
определён возможный параллелизм выполнения операций.
Выявленный после анализа параллелизм позволяет сократить время цикла перегрузки
топлива ядерного реактора на 5 мин за счет параллельного перемещения элеваторов загрузки и
выгрузки во время извлечения сборки из активной зоны (при условии, что захватное устройство
находится вне зоны элеваторов).
Предложенное автором моделирование на языке UML позволяет:
1. Общаться на одном детерминированном языке при проектировании и эксплуатации
МК различным специалистам (физики, проектировщики, системотехники, конструкторы,
технологи, схемотехники, программисты, наладчики, эксплуатирующий и ремонтный персонал)
из различных организаций.
2. Вводить, верифицировать, хранить и отслеживать технологические программы по
перегрузке сборок.
3. Создавать, хранить и отслеживать алгоритмы дискретных состояний МК и их переходов.
4. Проводить оптимизацию технологических процессов с учётом возможного
параллелизма выполнения операций.
5. Автоматически генерировать XML-файлы для использования в основной
управляющей программе.
6. Автоматически восстанавливать UML-диаграммы из XML-файлов (верификация).
Следующий класс моделей, применяемых в МК, – это модели движения.
В качестве целевых (желаемых) профилей движения (для обобщенных скоростей)
перегрузочных устройств топлива ядерного реактора типа БН рассматриваются:
трапециевидный, трапециевидный одноступенчатый и трапециевидный двухступенчатый.
В работе в основном рассматривается наиболее часто применяемый
трапециевидный одноступенчатый профиль движения (рисунок 5), который используется
для «тяжёлых» (с точки зрения массы) механизмов. Для данных ИМ критичным
параметром является точность позиционирования механизма.
12
τ1
τ2
τ3 τ4
τ5
Рисунок 5 – Целевой трапециевидный одноступенчатый профиль движения
Формальное описание трапециевидного одноступенчатого профиля движения можно
представить в виде:
 • t
 q2
 τ1
•
q 2
 •
•
•
•
t − t2
q (t ) = q 2 − ( q 2 − q 4 )(
)
τ3

•
q 4
•
•
t − t4
q 4 − q 4 (
)

τ5
где




при t1 ≤ t ≤ t 2 ; 

при t 2 ≤ t ≤ t3 ; 


при t3 ≤ t ≤ t 4 ;

при t 4 ≤ t ≤ t5 , 

,
при 0 ≤ t ≤ t1 ;
•
q(t ) – обобщенная скорость в произвольный момент времени t .
В качестве примера разработки математической модели технологического объекта
управления (ТОУ) в работе рассмотрена модель инерционного механизма - барабана свежих
сборок (БСС). Масса пустого (без сборок) ротора БСС составляет около 16 т., а полностью
заполненного сборками – порядка 41 т.
Для загрузки ТВС в БСС выполнены гнезда, которые расположены в три ряда. В каждом
ряду расположено по 78 гнезд.
Наведение БСС на канал загрузки происходит через 7 гнезд: с гнезда №1 на гнездо №8,
затем на гнездо № 15 и т.д. Вращение ротора БСС происходит против часовой стрелки.
Вращение ротора БСС при наведении с гнезда №1 на гнездо №8, затем на гнездо №15 и
т. д. формируется в соответствии с целевым профилем движения. В каждом ряду гнезда
расположены равномерно, поэтому в штатном режиме наведения всех гнезд используется один
и тот же профиль.
Для БСС используется трапециевидный одноступенчатый целевой профиль
(см. рисунок 5). Формальное описание трапециевидного одноступенчатого профиля движения
можно представить в виде:
13
• t
ϕ 2
 τ1
•
ϕ 2
 •
•
•
•
t −t
ϕ (t ) = ϕ 2 − ( ϕ 2 − ϕ 4 )( 2 )
τ3

•
ϕ 4
•
•
t − t4
ϕ 4 − ϕ 4 (
)

τ5




при t1 ≤ t ≤ t 2 ; 

при t 2 ≤ t ≤ t3 ; 


при t3 ≤ t ≤ t 4 ; 

при t 4 ≤ t ≤ t5 ,

,
при 0 ≤ t ≤ t1 ;
•
ϕ (t ) – угловая скорость ротора БСС в произвольный момент времени;
t – время, отсчет которого ведется от начала движения рассматриваемого механизма в
соответствующей перегрузочной операции;
индексы 1, 2, 3, 4 и 5 соответствуют различным режимам движения механизма: 1 –
где
•
разгон, 2 – движение на основной скорости ϕ 2 , 3 – переход на доводочную скорость, 4 –
•
движение на доводочной скорости ϕ 4 , 5 – торможение и останов.
В процессе перегрузочных операций ТВС при наведении ячейки на канал загрузки
возможны ошибки наведения. Если эти ошибки не компенсировать, то накопленная ошибка в
какой-то момент времени не позволит провести загрузку ТВС в соответствующую ячейку БСС.
Это можно сделать за счет формирования вторичного целевого профиля движения. При этом
необходимо менять площадь профиля на величину численно равную ошибке наведения по углу.
Это определяется тем, угол поворота барабана находится за счет интегрирования функции
целевого профиля, а геометрический смысл интеграла - это площадь подынтегральной
функции. Для случая недобега площадь увеличивается на величину ошибки наведения, а в
случае перебега соответственно уменьшается.
Для вторичного целевого профиля движения по сравнению с основным меняется только
время начала окончательного торможения и время наведения в соответствии с приведенной
выше процедурой. Эта процедура позволяет лишь компенсировать ошибку наведения, которая
была получена на предыдущем шаге наведения. Для определения влияния массы подгружаемых
в БСС сборок на точность позиционирования необходимо исследовать динамические
характеристики БСС.
БСС имеет одну степень подвижности и соответственно механическая система одну
степень свободы. Для описания движения воспользуемся аппаратом уравнений Лагранжа
второго рода. За обобщенную координату примем угол поворота ротора БСС. Соответствующее
уравнение Лагранжа второго рода запишем в виде:
d ∂T
•
dt ∂ϕ
где:
−
∂T
= Q,
∂ϕ
T – кинетическая энергия механической (электромеханической) системы;
•
ϕ – угловая скорость;
ϕ – угол поворота;
14
Q – обобщенная сила.
Используя известные выражения для обобщённой силы и кинетической энергии,
дифференциальное уравнение вращательного движения БСС можно переписать в виде:
•
dϕ
J
= M ( t ) + M ( F f ) + M ( F e ).
dt
,
где:
J – приведенный момент инерции массы;
•
ϕ – угловая скорость БСС;
M (t ) – момент действующих сил;
M ( Ff ) – момент сил F f трения;
e
M ( F e ) – момент внешних F сил.
Приведенный момент инерции массы БСС определим суммой двух составляющих:
J = J emp + ∆ J ,
J
где
тара);
emp
– приведенный момент инерции массы незаполненного БСС (empty – порожняк,
∆ J – переносный момент инерции массы ТВС относительно оси вращения барабана,
который меняется в процессе загрузки стержней.
Дифференциальное уравнение перепишем в виде:
(J
emp
+ ∆J )ϕ = M − M .br
••
Момент действующих сил M
принимаем постоянным на промежутке времени
br
коррекции движения. Тормозной момент M - величина постоянная.
Дифференциальное уравнение движения:
••
ϕ = c.
Здесь принято обозначение:
с=
M − M br
(J emp + ∆J ).
Динамическая модель БСС:
•
ϕ = C1 + ct .
С
учетом
начальных
условий:
при
•
•
t = 0 ϕ = ϕ 0 , ϕ =ϕ 0 ,
постоянная
•
интегрирования в этом уравнении C1 =ϕ 0 .
Математическую модель БСС в режиме торможения можно представить в виде:
•
ϕ d = f (t ),
•
•
ϕ =ϕ br + Pt ,
где
•
•
ϕ d ─ соответствует целевому профилю движения; ϕ br ‒ угловая скорость в начале
окончательного торможения;
15
P=
M u ∏ ni − M br
(J
i
emp
+ ∆J )
─ правая часть уравнений динамики с учетом управляющего
воздействия, определяемого невязками по углу поворота, угловой скорости и угловому
ускорению; M u ─ управляющий момент; ∏ ni ‒ передаточные отношения.
i
Для определения угла начала торможения можно воспользоваться следующей формулой:
1
1
Km
ϕ br =ϕ f ± ∆ϕ f + ω 4 2  (1 + 2
),
2
M
 ε5 
K = K1 (
2l1 2
2l
2l
) + K 2 ( 2 )2 + K 3 ( 3 )2 ,
D
D
D
где
ϕ f ─ желаемый угол наведения ячейки под канал загрузки;
∆ϕ f ─ ошибка наведения на предыдущем шаге;
ω4 ─ доводочная угловая скорость ротора барабана;
ε5 ─ угловое ускорение ротора барабана при торможении;
D ─ диаметр барабана:
K ─ коэффициент загрузки БСС;
m – масса сборки;
l1 , l 2 , l 3 – расстояние от оси вращения БСС до соответствующего ряда сборок;
K 1 , K 2 , K 3 ─ количество загруженных сборок в соответствующем ряду;
M ─ масса барабана.
На рисунке 6 представлена зависимость угла начала торможения от коэффициента
загрузки (для случая ∆ϕ f = 0).
Рисунок 6 - Влияние загрузки БСС на угол начала торможения
Значение коэффициента загрузки ноль соответствует случаю незаполненного БСС, а
единица – при полной загрузке.
Результаты экспериментальных исследований с учётом модели динамической
подстройки угла начала торможения приведены на рисунках 7, 8.
16
0
562
844,4
1405,2
1399,8
1400,8
1401
1402,4
1402,8
1399
1400,8
1397,8
1397,4
1400,2
1401,2
1396,8
1399,4
1401
1397,4
1400,6
1399,4
1399,4
1399,8
1400,4
1399
1403
1404
1401
1399
1402
1274
995
711
430
347
320
223,4
0
БСС: перемещение от гнезда №1 до гнезда №8
Координата, град
1600
1400
1200
Скорость, об/мин
0
0,279095
0,628545
1,75126
2,43263
3,81606
4,50651
5,22167
5,91888
6,59983
7,27401
7,97037
8,65448
9,34218
10,0971
10,055
12,1107
13,4773
14,8869
17,6398
19,0475
21,1164
21,795
23,1883
23,1883
25,262
25,9339
27,3177
28,0092
29,4102
30,0911
30,76698
31,384
31,8776
32,00623
32,1911
32,2056
32,3145
1000
800
600
400
200
0
0
5
10
15
20
25
30
35
Точность наведения 0,4' (требуемая точность 3,5')
Координата гнезда №8 - 32,307692
Координата останова - 32,3145
Рисунок 7 – График зависимости БСС «скорость - координата»
Движение БСС от гнезда №1 к гнезду №8
1600
1400
Скорость, об./мин .
1200
1000
800
600
400
200
0
0
10
20
30
Время, сек.
40
50
60
70
Рисунок 8 – График зависимости БСС «скорость - время»
Таким образом, получены аналитические выражения для кинематических и
динамических характеристик БСС. Предложен подход к формированию имитационной модели
программного наведения БСС, которая может быть использована для имитационного
моделирования, прогнозирования ошибок наведения и соответствующей коррекции в
17
автоматическом режиме. Предложена формула для определения угла начала торможения в
зависимости от загрузки барабана ТВС.
В итоге разработанные математические модели движения исполнительных механизмов
позволяют:
− содержать, отслеживать, формировать и оптимизировать целевые профили движения
ИМ по времени и координате;
− реализовывать расчётные алгоритмы элементарных движений ИМ на уровне УСО
(ПЛК) в режиме on-line, обеспечивающие необходимую точность позиционирования ИМ с
учётом их динамических характеристик.
В третьей главе рассмотрены вопросы создания интеллектуальной экспертной системы,
позволяющей выявить нештатную ситуацию в процессе перегрузки и определить способы
перевода работы МК в штатный режим.
Для оценки состояния перегрузочных операций, проводимых ТТО, использовалась
теория нечёткой логики. Структура экспертной системы приведена на рисунке 9.
Структура нечеткой модели приведена на рисунке 10.
Правила обнаружения
нештатных ситуаций
(блок 4)
Правила
классификации
нештатных ситуаций
(блок 5)
Признаки
X1
База данных советов
оператору
(блок 6)
Обнаружение
нештатной
ситуации
(блок 1)
XN
Распознавание класса
нештатной ситуации
(блок 2)
Совет оператору
(блок 3)
Совет оператору
Y
Нечеткая модель
Рисунок 9 – Структура экспертной системы
x
Фаззификатор
Нечеткая база знаний
Советующая
подсистема
Модуль нечеткого
вывода
Дефаззификатор
Совет
y
Функции
принадлежности
Рисунок 10 – Структура нечеткой модели
В качестве примера в работе рассматривается прототип экспертной системы для механизма
перегрузки. В состав измерительного комплекса механизма перегрузки входят датчики, показания
которых позволяют оценивать усилия, возникающие в процессе перегрузочных операций. Для каждого
датчика силы считается известной его индивидуальная передаточная функция u = f (G ) , где u –
18
выходной электрический сигнал датчика (напряжение), G – внешнее воздействие (модуль силы
тяжести груза). Для определения усилия P , действующего на захват, по выходному напряжению
можно воспользоваться инверсной передаточной функцией P = ϕ (u ) .
В процессе перегрузочных операций на захват может действовать множество усилий
{F0 , F1 ,..., FK , Fmax } , которые устанавливаются при настройке системы. Усилия для K видов
поднимаемых изделий задаются через их массы Fk = m k g , k = 1, K . Усилие F0 оценивается на
порядок меньше, чем наименьшее усилие изделия F1 . Усилие Fmax оценивается на порядок
больше, чем наибольший усилие изделия FK .
При функционировании ТТО возможны различные ситуации, оценку которых можно
проводить на основании сравнения внешних сил с установленными. Для заданной
совокупности усилий, ранжированных в порядке возрастания их величины, и определяемых
ситуаций, в результате работы инженера по знаниям со специалистами предметной области
формируются нечеткие правила:
Если {Условие}, то {Ситуация = <тип ситуации>, Усилие = <Величина усилия>},
которые составляют основу базы знаний.
В качестве функции принадлежности использована трапециевидная функция ( см.
рисунок 11), центром которой является значение заданного усилия. При определении четкого
значения усилия перегружаемого изделия используется алгоритм Мамдани.
Рисунок 11 – Графическое представление алгоритма Мамдани
Пример интерфейса экспертной системы определения состояния механизма перегрузки
приведён на рисунке 12. Размещение базы знаний в подгружаемом файле обеспечивает
возможность легкой корректировки и пополнения БЗ с использованием стандартных
инструментальных средств.
19
Рисунок 12 – Интерфейс экспертной системы
В четвёртой главе рассмотрены вопросы создания трёхмерной динамической
визуализации хода выполнения технологических процессов, применяемой как для отображения
на АРМ оперативного персонала, так и для обучения персонала в режиме «Тренажёр».
При создании МК одним из основных требований является возможность
централизованного контроля процесса перегрузки эксплуатационным персоналом из пунктов
дистанционного управления.
Для выполнения этого требования, а также с учётом того, что перегрузка топлива
происходит под слоем натрия (визуально не видима операторам), необходимо обеспечить
эффективный человеко-машинный интерфейс между робототехническим комплексом и
операторами пунктов дистанционного управления (ПДУ). Данная задача решается как
традиционными для АСУ ТП методами – управлением (выдачей команд на автоматическое
выполнение последовательности операций) с помощью трекболов, отображение процесса – с
помощью 2D-видеокадров на мониторах автоматизированных рабочих мест (АРМ) ПДУ, так и
математическим моделированием процесса перегрузки с 3D-визуализацией объектов на АРМ
ПДУ в режиме реального времени (см. рисунок 13).
Рисунок 13 – 3D-модель реальной схемы размещения оборудования
перегрузки топлива в реакторном отделении в составе видеокадра
20
Трехмерная сцена, в составе видеокадра, содержащая модели ТОУ технологического
процесса (рисунок 13) анимируется, отображая реальное состояние объектов, взаимодействие
между ними, порядок перемещения. При этом могут быть использованы различные методы для
визуализации: изменение цвета объекта в зависимости от его состояния (например, опасные или
аварийные объекты могут окрашиваться в красный цвет), изменение графического образа в
зависимости от текущего состояния объекта, перемещение объектов по трехмерное сцене,
масштабирование объектов.
Разработана методика визуализации фрагментов технологического процесса перегрузки
реактора на быстрых нейтронах на основе обработки последовательности векторов состояния
ТОУ.
Под вектором состояния понимается вектор, содержащий полную информацию о
состоянии системы. Вектор состояния θ (n) = [θ1 (n),...,θ q (n)]T включает совокупность
показателей q датчиков в момент дискретного времени n . В системе визуализации он
преобразуется в составной вектор состояния модели ТОУ W (n) = [w 1 (n),..., w L (n)] , где L –
количество элементов модели, при этом каждый l-й элемент модели w l (n) = [ x, y, z, α , β , γ ]T .
Трехмерные модели объектов технологического оборудования подготовлены в среде
Autodesk 3dsMax (ранее 3DStudioMAX) – полнофункциональной профессиональной
программной системе, предназначенной для создания и редактирования трёхмерной графики и
анимации.
В результате разработки создана методика и программный продукт, предназначенный
для функционирования в составе программного обеспечения МК, позволяющий:
− осуществлять трёхмерную динамическую визуализацию фрагментов процесса
перегрузки топлива в реальном масштабе времени;
− производить оперативное изменение выбора фрагмента наблюдения, его масштаба,
угла обзора, режима прозрачности и т.п.;
− обнаруживать и исключать коллизии технологического процесса в нештатных
(аварийных) ситуациях;
− производить эффективное обучение персонала АЭС в режиме «Тренажёр» на
штатном оборудовании СКУ ТТО без воздействия на исполнительные механизмы.
В пятой главе предложена методология испытаний МК и его составных частей с целью
обеспечения наибольшей готовности оборудования и программного обеспечения к вводу в
эксплуатацию на площадке АЭС.
Отличительной особенностью данной методологии является то, что в сравнении с
реакторами БН-600 и ВВЭР, где отдельные механизмы ТТО, как правило, испытывались
совместно с нештатными (лабораторными) пультами управления, а МК впервые собирался и
испытывался на месте эксплуатации, позволяет существенно сэкономить время и повысить
качество ПНР и ввода в эксплуатацию РУ за счёт проведения:
− приёмочных (межведомственных) испытаний машин и механизмов ТТО совместно с
фрагментами МК ТТО, отвечающими за их управление, на стендах заводов-изготовителей ТТО
(ОКБМ, НМЗ, КировЭнергоМаш) с отладкой алгоритмов управления и программного
обеспечения;
− комплексных испытаний МК в НИИИС с программными имитаторами ТТО;
− интеграционных испытаний МК в НИИИС в части взаимодействия МК – СВБУ
(система верхнего блочного уровня) и смежными подсистемами (КЭ СУЗ, АСУЗ-УСБИ, УСБТ,
СРК, СИАЗ).
21
Далее
проводится
технико-экономическая
оценка,
которая
демонстрирует
положительный эффект, полученный в результате оптимизации по времени процесса
перегрузки топлива ядерного реактора БН-800.
После оптимизации технологических алгоритмов процесса перегрузки топлива ядерного
реактора удалось выявить процессы, которые возможно осуществить параллельно и тем самым
сократить время цикла перегрузки одной тепловыделяющей сборки (ТВС) на 5 мин.
Условное время сокращения перегрузки за две плановые перегрузки ТВС в течение года
(420 шт.) составит 35 ч.
Таким образом, условный экономический эффект составит:
Е = 32,5·880000·35/100 ≈ 10 млн. руб. в год,
где: 32,5 – стоимость 1 кВт*ч электроэнергии (в копейках) для АЭС с реакторами БН;
880000 – плановая мощность реактора БН-800 (кВт);
35 – время сокращения продолжительности перегрузки в течение года (ч);
100 – коэффициент перехода от копеек к рублям.
Рассчитана также прогнозируемая количественная оценка предложенных решений на
примере коэффициента использования установленной мощности (КИУМ).
В результате условного сокращения времени продолжительности перегрузки в течение
года (35 ч) возможно повышение КИУМ на 0,4 %.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
В диссертационной работе решена актуальная научно-техническая задача по
автоматизации процесса перегрузки топлива ядерного реактора на быстрых нейтронах,
направленная на повышение эффективности и безопасности технологических операций.
Основные полученные результаты:
− проведён сравнительный анализ принципов построения существующих
мехатронных комплексов по перегрузке топлива корпусных энергетических реакторов большой
мощности, разработана функциональная структура МК перегрузки топлива реактора на
быстрых нейтронах и алгоритм её функционирования, содержащая диверсный канал передачи
блокировочных сигналов, позволяющий исключить влияние потери сигналов в локальной
вычислительной сети и тем самым минимизировать технический риск при выполнении ядерноопасных работ;
− проведён анализ и обоснован выбор универсального языка моделирования сложных
систем для формализации технологических процессов перегрузки топлива, применение
которого способствовало повышению качества разработки мехатронного комплекса,
сокращению времени подготовки технологических программ по перегрузке активной зоны и
оптимизации технологических алгоритмов управления транспортно-технологическим
оборудованием с учётом параллелизма выполнения операций;
− разработаны математические модели для описания кинематики и динамики
инерционных механизмов, позволяющие оптимизировать параметры движения механизмов с
целью обеспечения точности позиционирования, а также для симуляции исполнительных
механизмов в режиме «Тренажёр»;
− проанализированы методы построения экспертных систем обнаружения нештатных
ситуаций для сложных объектов автоматизации и разработана структура экспертной системы
распознавания нештатных ситуаций мехатронного комплекса с применением математического
аппарата нечёткого логического вывода, позволяющего сократить время поиска причины
неисправности;
− предложена методология трёхмерной визуализации и разработаны 3D-модели
технологического процесса перегрузки топлива для ведения удалённого мониторинга
22
технологического процесса, как в режиме реального времени, так и в режиме «Тренажёр»,
позволяющие повысить безопасность технологических операций в условиях невозможности
визуального контроля за процессом в реакторах с натриевым теплоносителем.
Полученные в диссертационной работе результаты отвечают требованиям новизны,
теоретической и практической значимости.
Разработанные в ходе выполнения работы решения, обеспечивающие комплексную
автоматизацию сложных инженерных систем, могут быть использованы при создании
реакторной установки БН-1200, создании и модернизации реакторных установок с другими
типами реакторов, а также в тех отраслях промышленности, где необходимы ответственные
решения, связанные с обеспечением безопасности человека и окружающей среды.
Список основных работ по теме диссертации
Основные результаты работы, опубликованные в сборниках трудов:
а) входящие в список журналов, рекомендованных ВАК:
1. Кольцов, В.А. Формирование целевых профилей движения для управления
транспортно-технологическим оборудованием / В.А. Кольцов, В.Р. Милов, Р.Л. Шиберт //
Датчики и системы. 2013. № 7. С. 45 – 47.
2. Кольцов, В.А. Экспертная система оценки состояния элементов транспортнотехнологического оборудования в процессе перегрузочных операций / В.Г. Баранов, В.А.
Кольцов, В.Р. Милов, В.Е. Гай, Д.В. Милов // Информационно-измерительные и управляющие
системы. 2013. № 7, т. 11. С. 67 – 71.
3. Кольцов, В.А. Динамическая модель процесса перегрузки для управления
манипуляционным роботом / В.А. Кольцов, В.Р. Милов, Р.Л. Шиберт // Информационноизмерительные и управляющие системы. 2013. № 7, т. 11. С. 72 – 76.
4. Кольцов, В.А. Человеко-машинный интерфейс системы управления перегрузкой
топлива реактора на быстрых нейтронах / В.А. Кольцов, С.Б. Миронычев, П.В. Сайчев //
Ядерные измерительно-информационные технологии. 2013. № 3, С. 48 – 57.
5. Кольцов, В.А. Моделирование процесса перегрузки топлива ядерного реактора на
быстрых нейтронах / В.А. Кольцов // Ядерные измерительно-информационные технологии.
2014. № 1, С. 24 – 34.
6. Кольцов, В.А. Обеспечение безопасности операций при перегрузке топлива ядерного
реактора на быстрых нейтронах / С.М. Дмитриев, В.А. Кольцов // Ядерные измерительноинформационные технологии. 2014. № 2-3, С. 67 – 75.
7. Кольцов, В.А. Способ верификации моделей технических систем на основе
интеллектуального анализа процессов / Н.Н. Акимов, В.А. Кольцов, В.Р. Милов, А.В. Бухнин,
А.А. Куранов // Информационно-измерительные и управляющие системы. 2015. № 13, т. 11. С.
19 – 25.
8. Кольцов, В.А. Аспекты обеспечения кибербезопасности АСУ ТП АЭС / Н.Н. Акимов,
С.М. Дмитриев // Информационно-измерительные и управляющие системы. 2017, № 8, т. 15. С.
7 – 13.
б) монографии (в соавторстве):
1. Кольцов, В.А. Интеллектуальные информационные системы: мониторинг,
проектирование / под ред. В.Г. Баранова, В.Р. Милова // Монография. М: Радиотехника, 2014.
2. Кольцов, В.А. Методы проектирования информационно-управляющих и
телекоммуникационных систем / под ред. В.Р. Милова, В.Г. Баранова // Монография. М:
Радиотехника, 2016.
3. Кольцов, В.А. Комплекс работ по созданию первой управляющей системы верхнего
блочного уровня АСУ ТП для АЭС «Бушер» на основе отечественных информационных
23
технологий / Н.Э. Менгазетдинов, М.Е. Бывайков, М.А. Зуенков, В.Г. Промыслов, А.Г.
Полетыкин, В.Н. Прокофьев, И.Р. Коган, А.С. Коршунов, М.Е. Фельдман, // www.ipu.ru .
Электронная монография. ИПУ РАН. 2013. IBSN 978-5-91450-130-0.
в) свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ:
1. Кольцов, В.А. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ. №
2013619753. «Программа трёхмерной визуализации процесса перегрузки топлива реактора на
быстрых нейтронах» / В.Г. Баранов, В.Р. Милов, В.А. Кольцов, В.В. Мусонов, Ю.С. Егоров,
С.Б. Миронычев. 14 октября 2013 г.
г) работы в трудах конференций и научных журналах:
1. Кольцов, В.А. Автоматизация перегрузки топлива ядерного реактора на быстрых
нейтронах / В.А. Кольцов, В.Н. Лотов, А.Б. Победоносцев, А.В. Тимофеев // Труды НГТУ им.
Р.Е. Алексеева. 2012. № 4 (97). С. 142 – 147.
2. Кольцов, В.А. НИИИС в атомной энергетике: история, действительность, планы на
будущее / В.Н. Лотов, В.А. Кольцов // Атомный проект. 2010. № 8, С. 30 – 31.
3. Кольцов, В.А. Автоматизация контроля и управления электротехническим
оборудованием атомной электростанции / В.В. Бибиков, В.А. Кольцов, В.А. Насташенко, С.П.
Харченко // Атомный проект. 2013. № 15, С. 66 – 68.
4. Кольцов, В.А. Визуализация процесса перегрузки ядерного топлива / Ю.С. Егоров,
В.А. Кольцов, М.А. Любимов, В.Р. Милов, В.В. Мусонов, А.Б. Победоносцев // Клуб 3D.
Инновационное проектирование. НИАЭП. 2013. № 8, С. 112 – 120.
5. Кольцов, В.А. Принципы построения системы контроля и управления механизмами
транспортно-технологического оборудования перегрузки топлива ядерного реактора / В.А.
Кольцов, В.Н. Лотов, А.Б. Победоносцев, А.В. Тимофеев // XVII Международная научнотехническая конференция «Информационные системы и технологии» ИСТ-2011 / НГТУ. –
Нижний Новгород, апрель 2011. С. 170. (Почётный диплом за высокий научно-технический
уровень доклада).
6. Кольцов, В.А. Система контроля и управления механизмами транспортнотехнологического оборудования перегрузки топлива ядерного реактора / В.А. Кольцов, А.Б.
Победоносцев // VIII Международная научно-техническая конференция «Безопасность,
эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2012 / ОАО «ВНИИАЭС». – Москва,
май 2012. С. 277.
7. Кольцов, В.А. Система контроля и управления перегрузки топлива реактора на
быстрых нейтронах // Российская конференция с международным участием «Технические и
программные средства систем управления, контроля и измерения - УКИ-12». Стендовый
доклад. / ИПУ РАН. – Москва, 16 – 19 апреля 2012 г.
8. Кольцов, В.А. Человеко-машинный интерфейс системы управления перегрузкой
топлива реактора на быстрых нейтронах // Отраслевая конференция «Ядерное приборостроение
– 2013: Аппаратурное обеспечение. Совершенствование специализированных систем контроля
и управления реакторными установками». / ОАО «СНИИП». – Москва, 24 – 25 апреля 2013 г.
9. Кольцов, В.А. Новое поколение оборудования и программного обеспечения для
создания систем верхнего уровня АСУ ТП // Международный форум «Атомная энергия для
устойчивого развития – NDExpo-2014». Санкт-Петербург, 17 – 19 июня 2014 г. С. 135 – 139.
10. Кольцов, В.А. Перспективные разработки программно-технических средств для
АСУ ТП АЭС // Международная научно-техническая конференция «Полувековое обеспечение
безопасности АЭС с ВВЭР в России и за рубежом» - г. Нововоронеж, 24 – 26 сентября 2014 г.
С. 303 – 308.
24
11. Кольцов, В.А. Автоматизированная система управления технологическими
процессами Белорусской АЭС / Н.Н. Акимов, В.В. Бибиков, В.А. Кольцов, В.Н. Лотов // I
Международная научно-техническая конференция «Автоматизированные системы управления
технологическими процессами АЭС и ТЭС» / Труды БГУИР г. Минск, 25 – 27 февраля 2015 г.
с. 9 – 12.
12. Кольцов, В.А. Система регистрации важных параметров эксплуатации АСУ ТП
Белорусской АЭС 1,2 / Н.Н. Акимов, В.А. Кольцов, И.Ю. Лепехин // I Международная научнотехническая конференция «Автоматизированные системы управления технологическими
процессами АЭС и ТЭС» / Труды БГУИР. г. Минск, 25 – 27 февраля 2015 г. с. 86 – 89.
13. Кольцов, В.А. Принципы построения программно-технического комплекса сбора
информации с электротехнического оборудования энергоблока АСУ ТП Белорусской АЭС /
Н.Н. Акимов, В.А. Кольцов, С.П. Харченко // I Международная научно-техническая
конференция «Автоматизированные системы управления технологическими процессами АЭС и
ТЭС» / Труды БГУИР. г. Минск, 25 – 27 февраля 2015 г. с. 211 – 212.
14. Кольцов, В.А. Базовая программная платформа «СКАДА АТОМ-НН» для
ответственных применений в промышленности // II Международный форум – выставка
«Импортозамещение. Высокие технологии для устойчивого развития – NDExpo-2015», г.
Нижний Новгород, 14 – 16 апреля 2015 г. с. 113.
Документ
Категория
Без категории
Просмотров
3
Размер файла
1 134 Кб
Теги
ядерного, быстрый, нейтрона, топливо, автоматизация, процесс, реактора, перегрузка
1/--страниц
Пожаловаться на содержимое документа