Поваров Владимир Петрович Методология технического обеспечения безопасной эксплуатации ядерно-энергетических установок на примере АЭС с ВВЭР : Поваров Володимир Петрович Методологія технічного забезпечення безпечної експлуатації ядерно-енергетичних установок на прикладі АЕС із ВВЕР



  • Название:
  • Поваров Владимир Петрович Методология технического обеспечения безопасной эксплуатации ядерно-энергетических установок на примере АЭС с ВВЭР
  • Альтернативное название:
  • Поваров Володимир Петрович Методологія технічного забезпечення безпечної експлуатації ядерно-енергетичних установок на прикладі АЕС із ВВЕР
  • Кол-во страниц:
  • 284
  • ВУЗ:
  • НИЯУ МИФИ
  • Год защиты:
  • 2020
  • Краткое описание:
  • Поваров Владимир Петрович Методология технического обеспечения безопасной эксплуатации ядерно-энергетических установок на примере АЭС с ВВЭР

    ОГЛАВЛЕНИЕ ДИССЕРТАЦИИ

    доктор наук Поваров Владимир Петрович

    Введение



    Глава 1 АНАЛИЗ СУЩЕСТВУЮЩИХ МЕТОДОВ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ, ДИАГНОСТИКИ И УПРАВЛЕНИЯ ПОТЕНЦИАЛЬНО ОПАСНЫМИ ОБЪЕКТАМИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ



    1.1 Анализ существующих методов контроля, диагностики и управления потенциально опасными ядерно-энергетическими установками современных АЭС



    1.1.1 Концепция построения сети диагностических систем с использованием СКД



    1.1.2 Контроль акустического шума и влажности (контроль течей)



    1.1.3 Контроль флюктуаций сигналов РУ (СКВ)



    1.1.4 Контроль свободных предметов (СОСП)



    1.1.5 Контроль состояния электроприводной арматуры (КСДА)



    1.1.6 Контроль вибрационного состояния оборудования (АСВД, СТД ГЦНА и др.)



    1.1.7 Контроль выработки ресурса оборудования (САКОР)



    1.2 Анализ технологии построения систем поддержки оператора



    ядерного блока для обеспечения контроля, диагностики и упраления АЭС



    1.2.1 Концептуальная модель системы принятия решений для контроля, диагностики и управления АЭС



    1.2.2 Функциональная структура и алгоритмы системы



    поддержки оператора ядерного блока в реальном времени



    1.2.3 Интеграция системы многопараметрического контроля состояния оборудования в общую структуру управления АЭС



    1.3 Цель работы и задачи исследования



    ГЛАВА 2 СИСТЕМА МНОГОПАРАМЕТРИЧЕСКОГО НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ ЭКСПЛУАТАЦИОННОЙ



    ПОВРЕЖДАЕМОСТИ КРИТИЧЕСКИХ ЭЛЕМЕНТОВ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК АЭС



    2.1 Анализ эксплуатационной повреждаемости потенциально-опасного оборудования на примере ядерного блока



    2.1.1 Основные постулаты к анализу эксплуатационной повреждаемости критических элементов ядерных энергетических установок



    2.1.2 Формализованная структура состава ядерного блока АЭС



    2.2 Характеристика физических особенностей повреждаемости критических элементов ядерного блока



    2.2.1 Анализ физических особенностей эксплуатационной повреждаемости критических элементов



    2.2.2 Модель численного расчета параметров механического разрушения для пространственных трещин в критических элементах ЯЭУ



    2.3 Характеристика системы многопараметрического неразрушающего контроля эксплуатационной повреждаемости оборудования атомной электростанции



    2.3.1 Структура системы многопараметрического неразрушающего контроля



    2.3.2 Анализ остаточного ресурса оборудования на основе концепции непрерывного многопараметрического контроля и диагностики



    2.3.3 Концепция безопасной эксплуатации объектов ядерной энергетики на основе методологии непрерывного



    многопараметрического контроля и диагностики



    2.4 Модели и алгоритмы идентификации потенциально-опасных процессов в критических элементах ядерного блока



    2.4.1 Модели нестационарных процессов в критических элементах



    2.4.2 Моделирование нелинейного трехмерного напряженно -деформированного состояния методом конечных элементов



    2.4.3 Моделирование напряженно-деформированного состояния критических элементов методом суперэлементов



    2.4.4 Алгоритм численной реализации расчетов напряженно-деформированного состояния комбинированным методом



    Выводы



    ГЛАВА 3 СИСТЕМА ПОДДЕРЖКИ ПРИНЯТИЯ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ В УСЛОВИЯХ АВАРИЙНЫХ СИТУАЦИЙ ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ ОБЪЕКТОВ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ



    3.1 Структура системы поддержки принятия решений



    3.2 Анализ контролируемых физических параметров и устранение неполноты данных



    3.3 Краткосрочное прогнозирование динамики параметров объекта



    на основе ANFIS-подобной модели



    3.4 Модель системы принятия решений на основе текущих и прогнозных значений



    3.5 Алгоритмы обучения и модификации параметров модели прогнозирования



    Выводы



    ГЛАВА 4 СПЕЦИАЛИЗИРОВАННЫЙ ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС ПОДДЕРЖКИ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЙ ОПЕРАТОРОМ ЯДЕРНОГО БЛОКА НА ОСНОВЕ ДАННЫХ НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ И ДИАГНОСТИКИ



    4.1 Структура программного программного комплекса



    4.2 Подсистема устранения неполноты информационных данных



    4.3 Подсистема прогнозирования



    4.4 Подсистема поддержки принятия решений



    Выводы



    ГЛАВА 5 РЕЗУЛЬТАТЫ ПРАКТИЧЕСКОЙ АПРОБАЦИИ СИСТЕМЫ МНОГОПАРАМЕТРИЧЕСКОГО НЕРАЗРУШАЮЩЕГО КОНТРОЛЯ И ДИАГНОСТИКИ В РЕАЛЬНЫХ УСЛОВИЯХ ЭКСПЛУАТАЦИИ НА НВ АЭС



    5.1 Контроль фактической эксплуатационной нагруженности



    зоны СС №111-1 5ПГ-4



    5.1.1 Состав системы контроля термо-деформационной нагруженности



    5.1.2 Анализ результатов контроля термо-деформационной нагруженности



    5.1.3 Анализ результатов контроля перемещений элементов



    ПГ-ГЦТ



    5.2 Расчетно-экспериментальный анализ нагруженности зоны



    СС № 111-1 5ПГ-4



    5.2.1 Расчетные режимы и параметры нагружения



    5.2.2 Разработка конечноэлементной модели циркуляционной



    петли № 4 энергоблока № 5 НВАЭС



    5.2.3 Оценка влияния вклада основных параметров нагружения в напряженно-деформированное состояние СС №



    5.3 Ультразвуковой контроль эксплуатационной повреждаемости



    зоны СС №111-1 5ПГ-4



    5.3.1 Система ультразвукового контроля и мониторинга СС №111-1



    5.3.2 Анализ физических параметров в системе ультразвукового контроля



    5.3.3 Обобщенные результаты ультразвукового контроля по дефектам



    СС №111 за весь период эксплуатации ПГ



    5.4 Акустико-эмиссионный контроль зоны СС №111-1 приварки «горячего» коллектора к патрубку ПГ-4 энергоблока №5 НВАЭС



    5.4.1 Задачи метода контроля акустической эмиссии при мониторинге зоны СС №111



    5.4.2 Анализ АЭ событий в зоне СС №111-1 5ПГ-4 в период проведения пуско-наладочных операций и выхода энергоблока



    на мощность



    5.4.3 Обработка физических параметров АЭ непрерывного контроля зоны СС №111-1 приварки «горячего» коллектора к патрубку



    ПГ-4 энергоблока №5 НВАЭС в период работы на мощности и останова РУ



    5.5 Система контроля стратификации дыхательного трубопровода компенсатора давления



    5.6 Контроль защитной оболочки(контаймента)



    ЗАКЛЮЧЕНИЕ



    СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ



    ПРИЛОЖЕНИЕ1 Графики относительного изменения деформаций и поля



    напряжений в зоне СС № 111-1 5 ПГ4



    ПРИЛОЖЕНИЕ 2 Визуализация приведенных напряжений в корпусе ПГ . . 249 ПРИЛОЖЕНИЕ 3 АКТЫ, ПАТЕНТЫ, СВИДЕТЕЛЬСТВА
  • Список литературы:
  • -
  • Стоимость доставки:
  • 230.00 руб


ПОИСК ДИССЕРТАЦИИ, АВТОРЕФЕРАТА ИЛИ СТАТЬИ


Доставка любой диссертации из России и Украины