Перспективні напрями підвищення експлуатаційної надійності та забезпечення оперативного управління ресурсом головного обладнання АЕС

І. Г. Шараєвський, Т. С. Власенко, Л. Б. Зімін,
А. В. Носовський, Н. М. Фіалко, Г. І. Шараєвський

вул. Лисогірська, 12, Київ, 03028, Україна

DOI: doi.org/10.31717/2311-8253.21.3.1

Анотація

На основі узагальнення тенденцій розвитку водоохолоджуваних енергетичних ядерних реакторів, аналізу стану відповідних досліджень та власного досвіду сформульовано науково-практичні напрями та конкретизовано першочергові науково-технічні проблеми, пов’язані із забезпеченням надійності та продовженням термінів гарантованої експлуатації діючих та перспективних ядерних енергоустановок. Визначено основні недоліки існуючих систем контролю та діагностики перебігу складних багатофакторних нейтронно-фізичних, теплогідравлічних та вібраційних процесів, якими супроводжується експлуатація цих реакторів, включаючи їхнє найважливіше головне обладнання — активні зони, і показано принципову недосконалість цих систем та невідповідність їх зростаючим вимогам безпеки. Відзначено необхідність запровадження методів спектрального аналізу та штучного інтелекту для врахування флуктуаційних складових сигналів датчиків основних технологічних параметрів. Наголошено на необхідності зміни принципів побудови систем контролю та діагностики шляхом створення засобів автоматичної діагностики, здатних виявляти початкові фази потенційно небезпечних аномалій, що має полегшити інформаційно напружені умови праці персоналу, підвищити ефективність та економічність оперативних рішень та оптимізувати ремонтну політику із суттєвим продовженням ресурсу обладнання. Сформульовано вимоги до створюваного інтелектуального діагностичного функціоналу водоохолоджуваних реакторів, визначено напрями побудови математичних моделей, алгоритмічного та програмного забезпечення комп’ютерних комплексів автоматичного контролю та діагностики.

Ключові слова: водоохолоджувані енергетичні ядерні реактори, експлуатаційна безпека, автоматична діагностика, методи штучного інтелекту

Список використаної літератури

1. Світові тенденції розвитку конструкцій водоохолоджуваних реакторів із надкритичним тиском / І. Г. Шараєвський, Н. М. Фіалко, Л. Б. Зімін [та ін.] // Ядерна
енергетика та довкілля. — 2020. — № 2 (17). — С. 3–15.

2. Головні напрями російських розробок перспективних конструкцій водоохолоджуваних реакторів із надкритичним тиском / І. Г. Шараєвський, Н. М. Фіалко,
А. В. Носовський [та ін.] // Ядерна енергетика та довкілля. — 2020. — № 3 (18). — С. 34–41.

3. Проблемні питання теплогідравлічного розрахунку активних зон перспективних водоохолоджуваних реакторів з надкритичними параметрами / І. Г. Шараєвський, Н. М. Фіалко, А. В. Носовський [та ін.] // Ядерна енергетика та довкілля. — 2020. — № 4 (19). — С. 3–15.

4. Актуальні проблеми забезпечення теплогідравлічної надійності перспективних ядерних реакторів з надкритичними параметрами / І. Г. Шараєвський, Н. М. Фіалко, А. В. Носовський [та ін.] // Ядерна енергетика та довкілля. — 2021. — № 1 (20). — С. 27–38.

5. Рясный С. И. Управление ресурсом оборудования при инженерной поддержке эксплуатации АЭС / С. И. Рясный // Теплоэнергетика. — 2015. — № 5. — С. 39–43.

6. Теплофизика безопасности атомных электростанций / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко [и др.]. — Чернобыль : ИПБ АЭС НАН Украины, 2010. — 484 с.

7. Теплофизика аварий ядерных реакторов / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко [и др.]. — Чернобыль : ИПБ АЭС НАН Украины, 2012. — 528 с.

8. Теплофизика повреждений реакторных установок / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко [и др.]. — Чернобыль : ИПБ АЭС НАН Украины,
2013. — 528 с.

9. Теплофизика надежности активных зон / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко [и др.]. — Чернобыль : ИПБ АЭС НАН Украины, 2015. — 772 с.

10. Теплофизика ресурса ядерных энергоустановок / А. В. Носовский, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко [и др.]. — Чернобыль : ИПБ АЭС НАН Украины,
2017. — 624 с.

11. Коллакот Р. А. Диагностика повреждений / Р. А. Коллакот; пер. с англ.; под ред. П. Г. Бабаевского. — Москва: Мир, 1989. — 516 с.

12. Шараєвський І. Г. Розпізнавання передаварійних теплогідравлічних процесів у водоохолоджуваних ядерних енергетичних реакторах: автореф. дис. … д-ра
техн. наук / І. Г. Шараєвський. — Київ : ІПБ АЕС НАН України, 2010. — 48 с.

13. Самойлов О. Б. Безопасность ядерных энергетических установок / О. Б. Самойлов, Г. Б. Усынин, А. М. Бахметьев. — Москва : Энергоатомиздат, 1989. — 279 с.

14. Математична модель автоматичного розпізнавання латентних передаварійних станів системи механічного ущільнення валу головних циркуляційних насосів
АЕС / А. В. Носовський, Г. І. Шараєвський, Н. М. Фіалко [та ін.] // Ядерна енергетика та довкілля. — 2020. — № 1 (16). — С. 10–18

Повна стаття(PDF)