WWW.KONF.X-PDF.RU
БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА - Авторефераты, диссертации, конференции
 

Pages:   || 2 | 3 | 4 |

«ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДОВ СТАТИСТИЧЕСКОГО АНАЛИЗА ДЛЯ РАСЧЕТНОГО ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ...»

-- [ Страница 1 ] --

ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

На правах рукописи

Козлачков Александр Николаевич

ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДОВ СТАТИСТИЧЕСКОГО АНАЛИЗА ДЛЯ

РАСЧЕТНОГО ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ

УСТАНОВОК

Специальность 05.14.03 – «Ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»



Диссертация на соискание учной степени кандидата технических наук

Научный руководитель Кандидат технических наук, В. Н. Сиряпин Подольск

ОГЛАВЛЕНИЕ

Введение

Глава 1. Обзор используемых средств и методов обоснования безопасности реакторных установок с ВВЭР и основные положения диссертационной работы

1.1 Традиционный консервативный детерминистический подход............. 6

1.2 Многовариантные расчеты. Анализы неопределенности

1.3 Сопряженные коды с моделью трехмерной нейтронной кинетики реактора

1.4 Надежность аварийной защиты реактора

1.5 Основные положения диссертационной работы

Глава 2. Анализ аварий с применением многовариантных расчетов и методов статистической обработки данных

2.1 Описание исследуемого аварийного процесса

2.2 Методика многовариантных расчетов и применяемые расчетные коды

2.3 Неопределенность момента обесточивания в рассматриваемой аварии

2.4 Неопределенность комплекса входных параметров

2.5 Статистическая обработка результатов расчета

2.6 Выводы ко второй главе

Глава 3. Анализ неопределенности и чувствительности при использовании сопряженных кодов с моделью трехмерной нейтронной кинетики реактора

3.1 Постановка задачи

3.2 Консервативный расчет аварии

3.3 Анализ неопределенности и чувствительности

3.4 Выводы к третьей главе

Глава 4. Обоснование надежности аварийной защиты реактора в части выполнения критериев безопасности с применением статистических методов исследования

4.1 Постановка задачи

4.2 Основные подходы расчетного моделирования

4.3 Выбор и описание аварийного режима

4.4 Совместное использование детерминистического и вероятностного подходов

4.5 Оценка вероятности нарушения критериев безопасности по процедуре Монте-Карло с использованием поверхности отклика........... 96

4.6 Обработка результатов для различного количества отказов ОР СУЗ

4.7 Оценка консервативности и точности результатов

4.8 Выводы к четвертой главе

Глава 5. Применение искусственных нейронных сетей для исследования надежности аварийной защиты реактора

5.1 Развитие искусственных нейронных сетей

5.2 Устройство искусственного нейрона и нейронных сетей................. 124

5.3 Частный случай нейронной сети

5.4 Нейронные сети с несколькими слоями

5.5 Алгоритм обучения искусственной нейронной сети

5.6 Способность искусственной нейронной сети оценивать результаты динамического процесса при плавном изменении параметров............... 133

5.7 Плавные и резкие процессы

5.8 Моделирование резких переходных процессов при помощи искусственной нейронной сети

5.9 Выводы к пятой главе

Заключение

Литература

ВВЕДЕНИЕ

Одним из важнейших аспектов проектирования реакторных установок (РУ) является расчетное обоснование безопасности при переходных процессах.

Необходимо достичь разумного баланса между технико-экономическими показателями энергоблока (мощность, эффективность использования ядерного топлива, длительность топливной кампании) и его безопасностью. Этому способствует дальнейшее совершенствование расчетного обоснования безопасности.

Тема диссертации связана с разработкой и внедрением новых методик в расчетное обоснование безопасности РУ с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Эти методики основаны на проведении многовариантных расчетов и последующей обработке полученных данных с использованием математической статистики.





Актуальность темы диссертации определяется необходимостью дальнейшего развития атомной энергетики и повышением конкурентоспособности энергоблоков российских проектов, в том числе, в части обеспечения их безопасности.

Представлены исследования различных вопросов анализа неопределенности и чувствительности на примере некоторых значимых аварийных режимов РУ с ВВЭР. Такие расчетные анализы обладают рядом преимуществ по сравнению с традиционными: определяют исходные параметры, которые наиболее существенно влияют на результаты;

устанавливают вероятностные запасы безопасности; позволяют подтвердить консервативность традиционных детерминистических анализов безопасности.

Сопоставлены различные методы статистической обработки расчетных данных:

непараметрическая оценка (формула Уилкса), построение функции распределения вероятности, нахождение поверхности отклика и использование ее в процедуре Монте-Карло.

Основная часть диссертации посвящена исследованию надежности системы управления и защиты реактора. Разработана методика, которая заключается в обработке результатов многовариантных расчетов и получении различных математических моделей, способных адекватно описывать взаимосвязь между входными данными и результатами. Эта методика используется для общего анализа надежности и позволяет определить условную вероятность нарушения приемочных критериев безопасности при протекании аварии с отказами различного количества органов регулирования системы управления и защиты реактора.

Большая часть расчетного моделирования переходных процессов выполнена при помощи современных сопряженных кодов с моделью трехмерной нейтронной кинетики и неполным перемешиванием теплоносителя в камерах реактора.

ГЛАВА 1. ОБЗОР ИСПОЛЬЗУЕМЫХ СРЕДСТВ И МЕТОДОВ

ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК С

ВВЭР И ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ДИССЕРТАЦИОННОЙ РАБОТЫ

1.1 Традиционный консервативный детерминистический подход Анализы безопасности играют важную роль на различных этапах жизненного цикла атомной электростанции (АЭС): проектирование, ввод в эксплуатацию, эксплуатация, изменение проекта, продление срока службы.

Целью анализов безопасности является подтверждение того, что существующие барьеры могут предотвращать неконтролируемый выброс радиоактивных веществ в окружающую среду, как при нормальной эксплуатации, так и при ее нарушениях.

Оценка безопасности проводится путем анализа переходных процессов при помощи компьютерных кодов [1] и сравнения результатов с соответствующими приемочными критериями безопасности.

Общие требования к анализам безопасности РУ изложены в российских нормативных документах [2 – 4].

Нестационарные режимы делятся на различные категории: нормальная эксплуатация, предаварийные ситуации, проектные аварии (ПА) и запроектные аварии (ЗПА).

В требованиях к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной станции (АС) с реактором типа ВВЭР [5] определяется классификация исходных событиях по функциональному воздействию на реакторную установку:

– увеличение теплоотвода от первого контура;

– уменьшение теплоотвода от первого контура;

– уменьшение расхода теплоносителя первого контура;

– изменение реактивности и распределения энерговыделения;

– увеличение массы теплоносителя первого контура;

– уменьшение, включая потерю, массы теплоносителя первого контура;

– потеря теплоносителя второго контура;

– потеря источников энергоснабжения;

– ложная работа систем.

Все исходные данные (конструктивные, эксплуатационные и др.), используемые в расчетных моделях, известны с определенной точностью.

Варьирование этих параметров в заданных пределах влияет на результаты расчета. До недавнего времени в практике расчетного обоснования безопасности применялся только детерминистический расчетный анализ, при котором используются единственные, заранее определенные входные параметры. Детерминистические анализы могут быть реалистичными или консервативными.

Консервативный. Изначально выбираются такие входные параметры и условия работы РУ, которые заведомо приводят к наихудшим последствиям.

Системы нормальной эксплуатации учитываются только в том случае, если их работа ухудшает последствия. Такой подход традиционно используется при анализе ПА.

Реалистичный. Все системы, которые не отказали в результате постулируемых исходных событий, доступны для использования. Начальное состояние выбирается наиболее вероятным. Реалистичный подход используется при анализе ЗПА.

В руководстве Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) [6] представлено деление подходов расчетного обоснования РУ на основании:

– расчетных кодов (консервативных или реалистичных);

– начальных и граничных условий;

– работоспособности систем.

–  –  –

Опция 1 основана на использовании консервативных кодов. Следует пояснить, что это такое. Каким бы ни был расчетный код, он непременно включает приближенные эмпирические модели, корреляции и интерполяционные процедуры, т. е. некоторые приближения с различной степенью точности. В консервативных кодах вся неопределнность учитывается по принципу консерватизма, и результат расчта является наихудшим из всех возможных с точки зрения безопасности РУ. Иными словами, консервативные коды включают определнный пессимизм оценок.

Однако иногда это достигается за счт нефизичных предположений. Самыми известными представителями консервативных кодов на Западе является группа Вестингаузовских расчтных кодов: SATAN-VI, WREFLOOD, LOCTA-IV и COCO [7 – 10].

Консервативные коды используются в случае, если:

– недостаточно знаний для понимания и описания физических процессов;

– экспериментальная база ограничена.

Консервативные коды обладают следующими преимуществами:

– быстродействие и, соответственно, малые временные затраты на расчеты;

– наличие большого опыта использования консервативных кодов.

Вместе с тем имеются и некоторые недостатки:

– консерватизм отдаляет от представления реального протекания физических процессов и поведения систем реакторной установки;

– возможно получение чрезмерных запасов безопасности;

– то, что является консервативным для одних аварий (или сценариев протекания аварии), может не являться таковым для других.

В опции 2 используются реалистичные коды (или коды наилучшей оценки). В англоязычной литературе применяется термин «best estimate». В кодах этого класса основным принципом является «физичность» или «реалистичность» описываемых явлений и процессов. Это означает, что включаемые в код модели и корреляции не содержат ни пессимизма, ни оптимизма.

Основные принципы перехода от консервативных кодов к реалистичным в практике лицензирования АЭС были отмечены, например, на конференции OECD в Анкаре [11].

В качестве примеров можно представить широко известные коды такого типа – ATHLET [12, 13], CATHARE [14] и RELAP5 [15, 16]. Следует также отметить российские коды КОРСАР/ГП [17] и ТРАП-97 [18].

Реалистичные коды используются в случае, если:

– физические процессы достаточно хорошо изучены и описаны;

– существует обширная экспериментальная база.

Преимущества реалистичных кодов:

– получение реалистичных результатов при расчете переходных процессов;

– широкий круг применения, в том числе при проектировании и проведении вероятностного анализа безопасности (ВАБ).

Недостатки реалистичных кодов:

– требуется тщательная верификация [19];

– невязки расчетных моделей должны быть учтены;

– некоторые процессы до сих пор плохо изучены, что затрудняет определение запасов безопасности;

– «эффект пользователя» (user-effect) в реалистичных расчетных кодах может быть значительным.

В настоящее время наиболее широко используются расчетные анализы, соответствующие опции 2. Они предназначены для определения приемлемого баланса между безопасностью и эффективностью АЭС и играют важнейшую роль в повышении продуктивности действующих АЭС, например при:

– повышении тепловой мощности реактора [20];

– изменении топливного цикла;

– увеличении времени топливной кампании [21];

– продлении срока эксплуатации АЭС.

Часто под термином «консервативный расчет» подразумевают именно вторую опцию (на основании используемых консервативных начальных и граничных условий).

1.2 Многовариантные расчеты. Анализ неопределенности

Как расчетные методики, так и вычислительная техника постоянно развиваются. В последнее время все большее значение приобретают многовариантные расчеты с анализами неопределенности и чувствительности.

Анализ неопределенности выполняется для численной оценки границ неопределенностей выходных параметров. Анализ чувствительности – для оценки влияния неопределенности входных параметров на выходные параметры.

Совершенно очевидно, что в природе нет физических явлений, в которых не присутствовали бы в той или иной мере элементы неопределенности. Случайные отклонения и погрешности измерения неизбежно сопутствуют любому исследуемому явлению [22, 23]. При расчетном моделировании переходных процессов в реакторной установке мы также сталкиваемся с различного рода неопределенностями. Например, при проведении расчетного исследования какой-либо аварии на номинальной мощности следует учитывать погрешность определения мощности и погрешность ее выставления. Т. е. фактически, в начале постулируемого исходного события реакторная установка может работать на мощности в пределах от 96 % до 104 % от номинальной. Также имеются погрешности и для других начальных параметров: расход теплоносителя через активную зону, температура питательной воды парогенератора, давление теплоносителя первого контура и другие. Исходные данные для анализов безопасности принимаются с некоторыми отклонениями от номинальной величины, как в положительную, так и в отрицательную сторону.

Имеют место технологические погрешности изготовления элементов РУ. Например, при изготовлении твэлов диаметр топливной таблетки, внутренний и внешний диаметры оболочки твэла могут варьироваться в пределах установленных допусков.

Важный источник неопределенностей – неточное знание физических процессов, которые описываются расчетным кодом. Например, величина критического теплового потока, характеризующая режим теплообмена и оказывающая большое влияние на результаты, определяется экспериментально [24] с дальнейшей аппроксимацией полученных данных. В связи с этим важно учитывать неопределенности, которые возможны при проведении эксперимента и при аппроксимации данных.

В авариях с течью из второго контура важно учитывать неопределенность теплообмена через трубный пучок парогенератора. При разрыве паропровода происходит постепенное снижение уровня в аварийном парогенераторе. Теплообмен через трубный пучок постепенно становится неэффективным, так как часть трубок не омываются теплоносителем второго контура. Но как показывают опыты, теплопередача начинает ухудшаться не сразу, а лишь когда уровень в парогенераторе падает более чем на 1 м [25]. Это можно объяснить различными явлениями, например эффектом выноса капель над уровнем, в результате чего трубный пучок оказывается смоченным водой.

Как бы то ни было, это явление с одной стороны является важным, так как влияет на уровень захолаживания теплоносителя первого контура при аварии, с другой стороны – недостаточно изучено. Поэтому имеет место некоторая неопределенность, которую необходимо учитывать.

Список неопределенностей можно продолжить. Таким образом, при расчетном моделировании переходных процессов в реакторных установках необходимо учитывать большое число возможных отклонений входных параметров.

Как отмечалось выше, при выполнении расчетов для анализов безопасности применяется консервативный подход. Все входные параметры задаются с такими отклонениями, которые заведомо приводят к наихудшим результатам с точки зрения критериев безопасности. Но такой подход имеет ряд недостатков.

Следует учитывать, что реакторная установка – сложный объект, где имеет место множество физических явлений, а все параметры тесно взаимосвязаны. Например, большая проводимость газового зазора в твэлах ведет к лучшему охлаждению топлива и уменьшению его температуры. В свою очередь, уменьшение температуры топлива способствует увеличению мощности (ввиду отрицательного коэффициента реактивности), а, следовательно, к большему разогреву зоны. Поэтому бывает сложно прогнозировать, какую неопределенность следует принять в расчете для получения наиболее консервативного протекания аварии. А часто случается и такое, что с точки зрения одного критерия безопасности следует принимать какой-либо входной параметр с положительным отклонением, с точки зрения другого критерия – этот же параметр с отрицательным отклонением.

Следует выделить еще один минус консервативного подхода – он не дает количественного показателя запасов по безопасности.

С развитием вычислительных мощностей стало возможным проведение многовариантных расчетов. Все более широкое применение находит анализ неопределенности и чувствительности, который дает более полную картину изучаемого явления. При выполнении достаточно большого числа расчетов с различными отклонениями входных параметров мы получаем целый спектр возможных результатов. Следует отметить, что как входные параметры, так и полученные результаты носят случайный характер, но при этом можно выявить определенные закономерности на основе применения методов математической статистики [26 – 28].

Суть анализов неопределенности и чувствительности заключается в следующем:

– выявление основных источников неопределенностей исходных данных и определение их численных характеристик (диапазона изменения и функции распределения вероятности);

– выполнение многовариантных расчетов и определение диапазона изменения исследуемого выходного параметра при варьировании исходных данных (анализ неопределенности);

– определение степени влияния каждого источника неопределенностей исходных данных на значение исследуемого параметра (анализ чувствительности).

Принципиальная схема анализа неопределенности представлена на рисунке 1. Исходные данные задаются с неопределенностью, которую можно описать некоторым законом распределения (например, нормальное распределение). Интересующие нас результаты также описываются некоторым законом распределения или границами отклонений.

Рис. 1 – Анализ неопределнности результатов расчета Имеются различные методы моделирования связи неопределенностей входных параметров с неопределенностью выходного исследуемого параметра.

Многие из них основаны на применении процедуры Монте-Карло [29]. Более подробно различные методы будут рассмотрены ниже.

В настоящее время актуальность анализов неопределенности и чувствительности состоит в том, что ставится задача более детального обоснования запасов по безопасности при модернизации существующих энергоблоков и проектировании новых. В связи с этим возникает необходимость оценки, а при возможности снижения степени консерватизма при обосновании безопасности.

В [30] представлена концепция, определяющая запасы безопасности на основании расчетного обоснования. На рисунке 2 схематически показано, как соотносятся результаты консервативного расчета и анализа неопределенности с приемочными критериями.

Загрузка...

Рис. 2 – Запасы безопасности

Метод многовариантных расчетов с анализом неопределенности и чувствительности позволяет глубже проанализировать явление с учетом возможных случайных отклонений входных параметров. При этом такой метод не противопоставляется классическому консервативному подходу, который опирается на большой опыт применения, а лишь дополняет его.

Статистические методы позволяют получить количественную оценку зависимости возможных результатов от неопределенностей входных параметров. Это требует выполнения достаточно большого числа расчетов с последующей обработкой. Но в результате получаем более полную картину для всего спектра возможных протеканий аварии, а не для конкретного, пусть даже наиболее консервативного случая. Основными плюсами использования анализов неопределенности и чувствительности являются:

– возможность выявления тех входных данных, которые наиболее существенно влияют на параметры, характеризующие безопасность;

– получение представления, как неопределенность входных параметров влияет на результаты;

– получение количественных показателей безопасности (вероятности нарушения приемочных критериев), а, следовательно, возможности оценивать запасы по безопасности.

Возможные источники возникновения неопределенностей при проведении расчетных анализов (кроме уже перечисленных выше):

особенности нодализации и упрощения геометрии, погрешности используемых численных методов, эмпирические корреляции и др. [31].

Опция 3 из таблицы 1 основана на применении реалистичных кодов и использовании реалистичных исходных данных с анализом их неопределенностей. В англоязычной литературе широко применяется термин BEPU, что является аббревиатурой от Best Estimate Plus Uncertainties (наилучшая оценка плюс неопределенности).

Разрабатываются руководства, в которых содержатся требования, регламентирующие использование BEPU-методов. Например, разработанное МАГАТЭ [6] или американским регулирующим органом NRC (Nuclear Regulatory Commission) [32].

При этом детерминистический консервативный подход остается основным подходом при обосновании безопасности. А BEPU-методы используются для его поддержки. Например, при детерминистических расчетах выбор консервативных исходных данных и граничных условий во многом опирается на экспертное мнение, а анализы неопределенностей и чувствительности позволяют выполнить эту задачу более обоснованно. Т. е.

BEPU-методы могут использоваться для подтверждения консервативных расчетных анализов. В целом BEPU-методология способствует лучшему пониманию процессов, происходящих в РУ.

BEPU-методы (опция 3) представляют собой анализы переходного процесса при различных начальных состояниях и граничных условиях. Однако с точки зрения работоспособности систем и сценария развития аварии здесь применимы те же подходы, что и в консервативном приближении (опция 1 и 2):

– принцип единичного отказа;

– работают только системы безопасности;

– учитывается обесточивание.

Опция 4 [33 – 35] является расширенным BEPU-методом – EBEPU (Extended Best Estimate Plus Uncertainty) – и представляет собой логичную эволюцию подходов в обосновании безопасности. Опция 4 предполагает комплексное исследование протекания аварии, основанное на множественных вычислениях и оценке риска, а не на экспертных суждениях. Используется комбинированное сочетание вероятностных и детерминистических подходов.

Вот некоторые постулаты опции 4:

– после начального исходного события допускаются дополнительные отказы систем с соответствующей вероятностью;

– имеются различные последовательности протекания переходного процесса (дерево событий), и для каждой из них выполняются расчетные анализы с учетом неопределенности входных параметров.

Таким образом, детально исследуются различные сценарии протекания аварии – рассматривается различная конфигурация работоспособного оборудования. При этом с учетом различной конфигурации отказов исходное событие может перейти в другую категорию (в зависимости от вероятности возникновения аварийной последовательности). Тогда целесообразно использовать приемочные критерии для другой категории событий, что проиллюстрировано на рисунке 3.

Рис. 3 – Дерево событий для Опции 4

Такой подход может более адекватно описывать возможные варианты протекания аварии. Например, вместо единичного отказа можно учитывать 2–3 отказа, возникновение которых более вероятно, но они ведут к худшим последствиям.

В настоящее время опция 4 используется на уровне исследований, но возможно в ближайшем будущем будет введена в регулирующие документы как рекомендация.

При проведении многовариантных расчетов широко используются различные статистические методы. Например, при моделировании процесса, на протекание которого влияют какие-либо случайные факторы, широко применяется метод Монте-Карло [36, 37].

В документе [38] содержится методика по оценке системных кодов на предмет применимости к конкретным задачам и оценке неопределенностей. В литературе встречается название являющееся аббревиатурой CSAU, английских слов Code Scaling, Applicability and Uncertainty.

Методология продемонстрирована для аварий, связанных с потерей теплоносителя первого контура. Но в целом она общего характера, поэтому применима для различных аварий, типов РУ и кодов.

Для исследования чувствительности результатов на неопределенности входных параметров применяется вариация важных параметров как индивидуально, так и совместно. Используется построение поверхности отклика, т. е. нахождения такой математической функции, которая устанавливает взаимосвязь между входными параметрами и результатами.

Далее поверхность отклика применяется в процедуре Монте-Карло для получения функции распределения критериальных параметров, характеризующих безопасность (в качестве примера для конкретной задачи исследуется пик температуры оболочки твэл).

Также существуют различные методы оценки неопределенностей, разработанные в европейских организациях. В 1998 г. вышел доклад группы OECD, которая занималась анализом методов оценки неопределнностей (UMS group) [39]. В докладе подробно изложены особенности пяти основных европейских методов и даны рекомендации по практическому использованию этих методов в различных областях применения реалистичных кодов.

В разработанном в 2008 г. документе МАГАТЭ [30] рассмотрены различные подходы анализов неопределенности. Пожалуй, наибольшее распространение получил так называемый GRS-метод [40, 41]. Название метода происходит от института, где он был разработан и внедрен – Gesellschaft fur Anlagen- und Reaktorsicherheit mbH.

Метод GRS основан на непараметрическом подходе интервальной оценки вероятности с использованием формулы Уилкса [42 – 44]:

1 – n (1) где – вероятность попадания исследуемой величины в односторонний доверительный интервал;

– доверительная вероятность;

n – количество опытов.

Для двухстороннего доверительного интервала используется формула:

1 – n – n·(1 – )·n–1 (2) При проведении анализов неопределенности методом GRS выбираются наиболее значимые исходные данные. Множество наборов входных параметров генерируется случайным образом с некоторой известной функцией распределения. При проведении расчетов получаем некоторую полосу неопределенности результатов расчета (доверительный интервал). Формула Уилкса оценивает вероятность () того, что исследуемая величина будет находиться внутри этой области с доверительной вероятностью.

В таблице 2 представлено количество вычислений для получения необходимой вероятности на основании формул (1) и (2). Данные этой таблицы соответствуют ГОСТ [45].

Таблица 2 – Минимальное количество вычислений n для одностороннего и двухстороннего доверительного интервала

–  –  –

Метод GRS активно используется не только его разработчиками, но и другими организациями [46].

Есть и другие методы, где входные параметры задаются в виде случайных величин с некоторыми законами распределения, например, разработанный во Франции IPSN [47] и Испании ENUSA [48].

Существует и принципиально другой метод AEAT [49], который также имеет дело с неопределенностями входных параметров. В настоящее время используется также название AEAW. Это связано с тем, что компания, где был разработан этот метод, поменяла название. В методе AEAT для каждого исходного параметра задается доверительный интервал (xmin, xmax), и в дальнейшем в расчетном анализе используются только предельные значения xmin и xmax.

Еще один широко известный метод – UMAE [50 – 53], разработанный в университете г. Пиза (Италия). Метод связан с обработкой результатов расчетов подобных экспериментов и экстраполяцией полученной точности на аварийные режимы для реальных энергоблоков.

Основа метода – обработка множества расчетных кривых и сравнение их с экспериментальными данными. Применение данного метода подразумевает использование экспериментальных установок определенного масштаба и представительных экспериментальных данных. На основании статистических методов разработана специальная процедура экстраполяции точности с экспериментальных установок на исследуемый энергоблок.

1.3 Сопряженные коды с моделью трехмерной нейтронной кинетикиреактора

Современный уровень развития расчетного моделирования привел к появлению так называемых сопряженных кодов. Сопряженные коды предназначены для комплексного моделирования двух и более различных типов физических процессов, например теплогидравлических и нейтроннофизических. Или в тех случаях, когда нужно учесть работу различных систем, например, системы первого и второго контура и контейнмента.

Примеры используемых сопряженных кодов: RELAP5/NESTLE (Германия) [56], (США) [54, 55], ATHLET/DYN3D ATHLET/BIPR8 (Германия/Россия) [57], CATHARE/CRONOS/FLICA (Франция) [58].

При анализе некоторых аварий необходимо учитывать различные пространственные эффекты, связанные с изменением реактивности, которые могут возникать в активной зоне реактора. В этом случае используются сопряженные коды с моделью трехмерной нейтронной кинетики.

В теплогидравлических кодах с точечной нейтронной кинетикой принимается допущение об идеальном перемешивании теплоносителя в реакторе. То есть теплоноситель, попадая в реактор из разных петель, полностью перемешивается, его параметры (температура, концентрация борной кислоты) усредняются. Активная зона моделируется в одномерном приближении одним или несколькими каналами. Часто используется модель «горячего канала», в которой учитывает неравномерность по энерговыделению и расходу теплоносителя.

В некоторых режимах возникает значительная неравномерность в активной зоне (радиальная или аксиальная), как по энерговыделению, так и по параметрам теплоносителя. Моделирование таких режимов с применением точечной кинетики и в предположении идеального перемешивания теплоносителя – значительное упрощение, при котором для обоснования безопасности принимаются консервативные подходы, компенсирующие неточность модели. Учет пространственных эффектов позволяет уточнить моделирование переходных процессов, а, следовательно, снизить избыточный консерватизм расчета.

Необходимость учета пространственных эффектов возникает также при модернизации активной зоны с ее удлинением, так как при этом происходит увеличение неперекрытия топлива поглотителем при введенных органах регулирования (ОР) системы управления и защиты (СУЗ).

Достаточно показательной является авария с исходным событием «разрыв паропровода», при которой имеет место значительная неравномерность параметров теплоносителя в петлях. Разрыв паропровода на аварийной петле вызывает резкое падение давления в одном из парогенераторов, что в свою очередь ведет к снижению температуры насыщения пароводяной среды второго контура и увеличению теплосъема с теплоносителя первого контура. Вследствие этого наблюдается значительная неравномерность температуры теплоносителя в холодных участках петель.

Попадание теплоносителя с разными параметрами в соответствующие секторы активной зоны может вызвать значительную асимметрию энерговыделений.

При расчете таких переходных процессов важно правильно смоделировать перемешивание теплоносителя в реакторе (опускной участок, нижняя и верхняя камеры смешения) и распределение его в активной зоне.

Примеры сопряженных кодов, которые используются для обоснования безопасности отечественных РУ с ВВЭР: ТРАП-КС – и [59 61] КОРСАР/ГП [17].

Большая часть расчетного моделирования переходных процессов в данной работе выполнена при помощи современных сопряженных кодов с трехмерной моделью нейтронной кинетики и неполным перемешиванием теплоносителя в камерах реактора.

1.4 Надежность аварийной защиты реактора

Основная часть диссертации посвящена исследованию надежности системы управления и защиты реактора с точки зрения выполнения функций безопасности. Эта система предназначена для выполнения как функции безопасности (аварийная защита реактора), так и функций нормальной эксплуатации, важных для безопасности (предупредительная защита, регулирование мощности и т.д.).

Система аварийной защиты реактора предназначена для прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора и перевода его в подкритическое состояние без нарушения пределов безопасной эксплуатации, а также для дальнейшего поддержания в подкритическом состоянии. Эта система является важнейшей системой безопасности, поэтому важно совершенствование методов анализа ее надежности [62 – 64].

Выполнение указанной функции безопасности обеспечивается достаточной эффективностью комплекта поглощающих стержней, ввод которых в активную зону осуществляется пассивным образом при обесточивании приводов ОР СУЗ.

В [65] содержится определение надежности:

«Надежность – свойство объекта сохранять во времени в установленных пределах значения всех параметров, характеризующих способность выполнять требуемые функции в заданных режимах и условиях применения, технического обслуживания, хранения и транспортирования.

Примечание. Надежность является комплексным свойством, которое в зависимости от назначения объекта и условий его применения может включать безотказность, долговечность, ремонтопригодность и сохраняемость или определенные сочетания этих свойств.»

Под анализом надежности понимается количественная оценка показателей надежности, например, вероятности безотказной работы.

В [66] описываются случаи непроектной работы приводов СУЗ, например, на блоке 5 АЭС «Козлодуй» и на блоке 1 Тяньваньской АЭС. Были предприняты меры по предотвращению подобных нарушений, а также по совершенствованию конструкции приводов СУЗ. Однако параллельно необходимо исследовать способность аварийной защиты переводить реактор в безопасное подкритическое состояние, если все же какие-либо нарушения произойдут.

Критериями выполнения функции аварийной защиты (АЗ) для составных частей системы являются [67]:

– для электрической части: обесточивание всех приводов ОР СУЗ по постоянному и переменному току путем отключения контакторов в шкафах прерывателей питания при любом проектном инициирующем событии, требующем срабатывания АЗ;

– для механической части: быстрый (не дольше 4 с) ввод в активную зону ОР СУЗ в количестве, достаточном для осуществления вышеуказанной функции системы АЗ.

Соответственно отказами составных частей системы АЗ, принятыми в настоящей модели, являются:

– для электрической части: неразмыкание силовыми контакторами хотя бы одной из цепей питания приводов ОР СУЗ по переменному току;

– для механической части: застревание в крайнем верхнем или промежуточном положении некоторого количества ОР СУЗ.

Анализ единичных отказов системы на основе методики, изложенной в [68], показывает, что при любом единичном отказе элемента электрической части АЗ функция системы (в части обесточивания приводов ОР СУЗ) будет выполнена.

Отказ электрической части может привести к тому, что все ОР СУЗ останутся в верхнем положении. При обосновании безопасности аварии с таким отказом выделены в отдельный класс и рассматриваются как ЗПА в реалистическом приближении.

С точки зрения многовариантных расчетов и анализов неопределенности интересны отказы механической части. В этом случае возможны множественные отказы некоторой комбинации ОР СУЗ. Протекание переходного процесса и достигаемые при этом параметры зависят от того, сколько и какие ОР СУЗ откажут [69, 70].

Причиной невыполнения функции аварийного введения ОР СУЗ в активную зону могут быть механические отказы элементов:

– ОР СУЗ;

– приводов ОР СУЗ;

– направляющих каналов в тепловыделяющих сборках (ТВС).

В [3] содержатся следующие требования к анализу надежности СУЗ:

«Состав, структура, характеристики и порядок работы СУЗ должны быть обоснованы в проекте РУ. Проект РУ должен содержать количественный анализ надежности, в котором должно быть представлено, что показатели надежности СУЗ соответствуют требованиям нормативных документов, регламентирующих такие показатели.»

Анализ надежности должен быть выполнен для оценки соответствия показателей надежности системы аварийной защиты требованиям, заданным в [71]: вероятность невыполнения функции аварийного останова реактора не должна превышать значения 10–5 1/требование.

Если анализировать аварию с отказом некоторого количества ОР СУЗ с применением сопряженных кодов с модулем трехмерной кинетики, каждый из отказавших ОР СУЗ влияет на результаты расчета. Процесс оказывается достаточно сложным, следует учитывать влияние множества факторов. Вопервых, в ходе переходного процесса в активной зоне могут возникнуть различного рода неравномерности (энерговыделения, параметров теплоносителя). Таким образом, отказ ОР СУЗ в некоторой части активной зоны будет опасней, чем в других. Во-вторых, следует учитывать расположение ОР СУЗ относительно наиболее энергонапряженных ТВС. В-третьих, при множественном отказе ОР СУЗ в некоторой компактной области, необходимо учитывать комбинированное влияние расположенных рядом отказов.

1.5 Основные положения диссертационной работы

Целью работы является разработка методов статистического анализа для расчетного обоснования безопасности РУ с ВВЭР.

Поставленная цель была достигнута по результатам решения задач:

– изучения и систематизации существующих современных расчетных методик обоснования безопасности РУ с ВВЭР;

– использования поверхности отклика для получения вероятностных показателей безопасности;

– выполнения анализов неопределенности и чувствительности для наиболее значимых аварий, в том числе по сопряженному коду с моделью трехмерной нейтронной кинетики;

– исследования влияния отказов ОР СУЗ на критериальные параметры безопасности и проведения многовариантных расчетов с различными комбинациями отказов по сопряженному коду;

– применения статистической обработки данных, разработки математических моделей в том числе, моделей искусственных нейронных сетей, способных выявить взаимосвязь между входными параметрами и результатами;

– написания программ, реализующих алгоритмы построения математических моделей;

– применения полученных математических моделей в процедуре МонтеКарло для определения вероятности нарушения приемочных критериев безопасности при отказе различного количества ОР СУЗ.

Научная новизна Расчетные методики, основанные на многовариантных расчетах и 1) анализах неопределенности и чувствительности, апробированы для сопряженного кода с моделью трехмерной нейтронной кинетики. При этом учитываются неопределенности различных типов данных (конструктивных, теплогидравлических, нейтронно-физических, коэффициентов замыкающих соотношений расчетного кода).

Разработанная методика, основанная на применении поверхности 2) отклика и искусственных нейронных сетей, позволяет определять условную вероятность нарушения критериев безопасности при множественных отказах ОР СУЗ.

–  –  –

Практическая ценность работы Разработанные методики имеют практическое применение при расчетных обоснованиях безопасности РУ с ВВЭР. Такие методики обладают рядом преимуществ:

– позволяют более систематизировано проанализировать динамические процессы в РУ;

– подтверждают консервативность традиционных детерминистических анализов безопасности;

– определяют исходные параметры, которые наиболее существенно влияют на безопасность;

– устанавливают вероятностные запасы безопасности.

Анализы неопределенности и чувствительности, представленные в диссертации, вошли в состав НИР по обоснованию безопасности РУ проекта АЭС-2006, в котором данные подходы впервые внедрены в практику обоснования безопасности РУ с ВВЭР.

Представленная методика позволяет определять условную вероятность нарушения приемочных критериев безопасности при отказе различного количества ОР СУЗ и используется для общего анализа надежности аварийной защиты реактора.

При использовании методов статистического анализа показана высокая надежность системы аварийной защиты реактора ВВЭР-1000, которая является наиболее важной системой безопасности РУ.

На защиту выносится:

Результаты анализов неопределенности и чувствительности при 1) расчетном обосновании по сопряженному коду с моделью трехмерной нейтронной кинетики.

Методика, позволяющая определять условную вероятность 2) нарушения приемочных критериев безопасности при отказе различного количества ОР СУЗ.

Результаты исследования возможности использования различных 3) математических моделей (поверхность отклика, искусственная нейронная сеть) при поиске закономерности между входными и выходными параметрами в анализируемом явлении.

Программа, реализующая алгоритм обучения искусственных 4) нейронных сетей.

Апробация работы Основные результаты диссертационной работы доложены на следующих конференциях и семинарах:

– конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам, Россия, г. Подольск, ОКБ «ГИДРОПРЕСС», март 2012;

– научно-технической конференции «КОМАНДА-2012», г. СанктПетербург, июнь 2012;

– XVII школе-семинаре по проблемам физики реактора «Волга-2012», сентябрь 2012;

– конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам, Россия, г. Подольск, ОКБ «ГИДРОПРЕСС», март 2013;

– 8-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Россия, г. Подольск, ОКБ «ГИДРОПРЕСС», май 2013;

– рабочей встрече AER (Atomic Energy Research) группы D (динамика реакторов), Франция, г. Париж, апрель 2013;

– региональном семинаре МАГАТЭ «Комбинированное использование детерминистических и вероятностных анализов безопасности для определения пределов безопасной эксплуатации РУ», Венгрия, г. Будапешт, апрель 2013;

– региональном семинаре МАГАТЭ по использованию BEPU методов, включая анализы чувствительности, для оценки безопасности АЭС, Словения, г. Любляна, сентябрь 2013;

– XVIII школе-семинаре по проблемам физики реактора «Волга-2014», сентябрь 2014;

– 24-м симпозиуме AER (Atomic Energy Research), Россия, г. Сочи, октябрь 2014;

– 9-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Россия, г. Подольск, ОКБ «ГИДРОПРЕСС», май 2015;

– рабочей встрече AER (Atomic Energy Research) группы D (динамика реакторов), Испания, г. Мадрид, май 2015.

Список работ, опубликованных автором по теме диссертации 1)

1) Козлачков, А. Н. Применение статистических методов исследования неопределенностей в аварии с разрывом паропровода. / А. Н. Козлачков, В. Н. Сиряпин // Научно-технический сборник «Вопросы атомной науки и техники». Серия «Обеспечение безопасности АЭС», выпуск 31, 2012. – С. 50-62.

1) Кроме сборников материалов указанных выше конференций.

2) Козлачков, А. Н. Применение методов статистического анализа при исследовании надежности аварийной защиты. / А. Н. Козлачков, М. А. Быков, В. Н. Сиряпин, В. П. Шеин, А. А. Трибелев // Научно-технический сборник «Вопросы атомной науки и техники». Серия «Обеспечение безопасности АЭС», выпуск 34, 2014. – С. 60-67.

3) Козлачков, А. Н. Применение искусственных нейронных сетей для исследования надежности аварийной защиты реактора. / А. Н. Козлачков, М. А.

Быков, В. Н. Сиряпин // Научно-технический сборник «Вопросы атомной науки и техники». Серия «Физика ядерных реакторов», выпуск 3, 2015. – С. 3-14.

4) Козлачков, А. Н. Статистическая оценка выполнения критериев безопасности по результатам теплогидравлических анализов аварий РУ ВВЭР. / М. А. Быков, В. Н. Сиряпин, А. Н. Козлачков // Научно-технический сборник «Вопросы атомной науки и техники». Серия «Обеспечение безопасности АЭС», выпуск 35, 2015 (Принято к опубликованию).

5) Козлачков, А. Н. Применение метода анализа неопределенностей к расчетам аварийных режимов для РУ АЭС-2006. / М. О. Закутаев, М. А. Быков, С. И. Зайцев, С. Л. Борисов, В. Н. Сиряпин, Н. В. Сиряпин, А. Н. Козлачков, И. Г. Петкевич // Научно-технический сборник «Вопросы атомной науки и техники». Серия «Обеспечение безопасности АЭС», выпуск 35, 2015 (Принято к опубликованию).

6) Козлачков, А. Н. Возможности искусственных нейронных сетей для прогнозирования резких изменений в ходе динамического процесса. / А. Н.

Козлачков, М. А. Быков, В. Н. Сиряпин // Журнал «Тяжелое машиностроение», выпуск 8, 2015. – С. 17-22.

Личный вклад автора состоит в:

– изучении методов многовариантных расчетов и внедрении их в практику расчетного обоснования РУ с ВВЭР;

– разработке и применении методов статистической обработки данных с использованием поверхности отклика и искусственных нейронных сетей для обоснования безопасности РУ с ВВЭР и обеспечения надежности системы аварийной защиты.

– разработке и использовании методов уточнения поверхности отклика в наиболее критической области (т. е. в той области, где нарушение критериев безопасности наиболее вероятно);

– разработке эффективной методики анализа надежности аварийной защиты реактора, позволяющей определить условную вероятность нарушения критериев безопасности в ходе аварийных процессов РУ с ВВЭР и обосновать высокую надежность системы аварийной защиты;

– проведении необходимого объема многовариантных расчетов с использованием сопряженных кодов с моделями трехмерной нейтронной кинетики и неполного перемешивания теплоносителя в камерах реактора.

Разработке ряда программ, необходимых для генерации исходных данных, а также автоматизации процесса расчета. Обработке информации, разработке и написании алгоритмов построения математических моделей (линейной поверхности отклика и искусственной нейронной сети).

Структура и объем работы: диссертация состоит из введения, 5 глав и заключения.

В Главе 1 диссертационной работы представлен обзор используемых средств и методов обоснования безопасности реакторных установок с ВВЭР.

Рассмотрены и систематизированы существующие в мире расчетные методики анализов неопределенности и чувствительности. Приведен обзор различных сопряженных кодов, предназначенных для комплексного моделирования двух и более различных типов физических процессов (в том числе кодов с моделью трехмерной нейтронной кинетики и неполным перемешиванием теплоносителя в камерах реактора). Представлены основные проблемы исследования надежности системы аварийной защиты реактора.



Pages:   || 2 | 3 | 4 |
Похожие работы:

«ГРУДАНОВА АЛЁНА ИГОРЕВНА ПОВЫШЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ ПРОИЗВОДСТВА НИЗКОЗАСТЫВАЮЩИХ ДИЗЕЛЬНЫХ ТОПЛИВ РЕГУЛИРОВАНИЕМ СОСТАВА КАТАЛИЗАТОРОВ ТЕРМОГИДРОКАТАЛИТИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ 05.17.07 – Химическая технология топлива и высокоэнергетических веществ Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических...»

«ТАДЖИКСКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ РАХИМОВ ФАЙЗИДДИН ДОНИЁРОВИЧ РАЗВИТИЕ ГИДРОЭНЕРГЕТИКИ ТАДЖИКИСТАНА В ПЕРИОД НЕЗАВИСИМОСТИ (1991 – 2015 гг.) ДИССЕРТАЦИЯ на соискание ученой степени кандидата исторических наук по специальности 07.00.02 – Отечественная история Научный руководитель: кандидат исторических наук, Ю. Рахимов ДУШАНБЕ – 2015   СОДЕРЖАНИЕ Введение..3-16 Глава I. Гидроэнергетические ресурсы Таджикистана и проблемы их освоения..17-57 §1.1.Состояние гидроэнергетики...»

«Ванеев Юрий Евгеньевич РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ РАСЧЕТНОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ С ПРИМЕНЕНИЕМ ПРЕЦИЗИОННЫХ ПРОГРАММ Специальность 05.13.18 – «Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ» Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук Москва – 2014 СОДЕРЖАНИЕ Список используемых сокращений и обозначений.. 6...»

«ПЕТРОВ ИЛИЯН ИВАНОВ Эволюция структур мировых и европейских энергетических рынков и перспективы развития газотранспортных сетей в Юго-Восточной Европе с участием Болгарии и России Специальность 08.00.14 „Мировая экономика Диссертация на...»

«УДК 621.039.6 Хвостенко Петр Павлович ЭЛЕКТРОМАГНИТНАЯ СИСТЕМА СВЕРХПРОВОДЯЩЕГО ТОКАМАКА Т-15 И КОНЦЕПЦИЯ ТЕРМОЯДЕРНОГО ИСТОЧНИКА НЕЙТРОНОВ НА ОСНОВЕ ТОКАМАКА Т-15МД Специальность: 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации ДИССЕРТАЦИЯ на соискание ученой степени доктора технических наук Москва – 2015...»

«ГАМИДОВ Санан Салех оглы ВНЕШНЯЯ ПОЛИТИКА СОВРЕМЕННОГО АЗЕРБАЙДЖАНА: ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ СОСТАВЛЯЮЩАЯ Диссертация на соискание ученой степени кандидата политических наук по специальности 23.00.04 Политические проблемы международных отношений, глобального и регионального развития.Научный руководитель: доктор политических наук, профессор Р.Х. Усманов Астрахань – 20 СОДЕРЖАНИЕ ВВЕДЕНИЕ.. ГЛАВА I. ТЕОРЕТИКО-МЕТОДОЛОГИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ...»

«Пискулин Владислав Георгиевич ПОВЫШЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ СУДОВОГО ВОДОТРУБНОГО КОТЛА-УТИЛИЗАТОРА НА ОСНОВЕ МОДЕЛИРОВАНИЯ ТЕПЛОВЫХ И ГАЗОДИНАМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ Специальность: 05.08.05 – Судовые энергетические установки и их элементы (главные и вспомогательные) Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Научный...»

«Валеев Рустам Галимянович ПОВЫШЕНИЕ УРОВНЯ ЭЛЕКТРОБЕЗОПАСНОСТИ В ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СЕТЯХ НАПРЯЖЕНИЕМ ДО 1000 В ПРИ ОДНОФАЗНЫХ КОРОТКИХ ЗАМЫКАНИЯХ Специальность 05.26.01 «Охрана труда (электроэнергетика)» Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Научный руководитель доктор...»

«Маринова Софья Андреевна ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ ЗОННАЯ СТРУКТУРА, ХИМИЧЕСКАЯ СВЯЗЬ И СВОЙСТВА КРИСТАЛЛОВ С РЕШЁТКОЙ ДЕФЕКТНОГО ХАЛЬКОПИРИТА Специальность 02.00.04. – «Физическая химия» Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук Научный руководитель: д-р физ.-мат. наук, профессор Басалаев Юрий Михайлович Кемерово – 2015...»

«ЗАКЛЮЧЕНИЕ ДИССЕРТАЦИОННОГО СОВЕТА Д 212.166.03 НА БАЗЕ ФЕДЕРАЛЬНОГО ГОСУДАРСТВЕННОГО АВТОНОМНОГО ОБРАЗОВАТЕЛЬНОГО УЧРЕЖДЕНИЯ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ «НИЖЕГОРОДСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ИМЕНИ Н.И. ЛОБАЧЕВСКОГО» ПО ДИССЕРТАЦИИ НА СОИСКАНИЕ УЧЕНОЙ СТЕПЕНИ ДОКТОРА НАУК аттестационное дело № решение диссертационного совета от 18.06.2015 г. №7 О присуждении Летягиной Елене Николаевне, гражданке Российской Федерации, ученой степени доктора экономических наук. Диссертация «Концепция и методология...»

«Раскач Кирилл Федорович НОВЫЕ АЛГОРИТМЫ РЕШЕНИЯ ЗАДАЧ ОБЫЧНОЙ И ОБОБЩЕННОЙ ТЕОРИИ ВОЗМУЩЕНИЙ МЕТОДОМ МОНТЕ-КАРЛО Специальность 05.13.18 – математическое моделирование, численные методы и комплексы программ диссертация на соискание ученой степени доктора физико-математических наук Обнинск – 2014 СОДЕРЖАНИЕ ВВЕДЕНИЕ 1 Вычисление производных и возмущений нейтроннофизических функционалов 31 1.1 Математическая...»

«ЯНА ВАДИМОВНА МИЩЕНКО ЯПОНИЯ И АЗИАТСКО-ТИХООКЕАНСКИЙ РЕГИОН: ПРОБЛЕМЫ И ПЕРСПЕКТИВЫ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО СОТРУДНИЧЕСТВА Специальность 08.00.14 — мировая экономика ДИССЕРТАЦИЯ на соискание ученой степени кандидата экономических наук Научный руководитель: доктор экономических наук, профессор И.Л. Тимонина Москва, 201 СОДЕРЖАНИЕ ВВЕДЕНИЕ..4 Глава 1. История становления и факторы развития...»

«Горбунова Анна Сергеевна СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ТЕНДЕНЦИИ РАЗВИТИЯ МЕЖДУНАРОДНОЙ ТОРГОВЛИ ПРИРОДНЫМ ГАЗОМ Специальность 08.00.14 – Мировая экономика ДИССЕРТАЦИЯ на соискание ученой степени кандидата экономических наук Научный руководитель: доктор экономических наук, профессор Поспелов Валентин Кузьмич Москва – 201 ОГЛАВЛЕНИЕ...»

«СМИРНОВ АНДРЕЙ НИКОЛАЕВИЧ ВЕРИФИКАЦИЯ ЦИФРОВЫХ ДИНАМИЧЕСКИХ МОДЕЛЕЙ КРУПНЫХ ЭНЕРГООБЪЕДИНЕНИЙ ПО ДАННЫМ СМПР Специальность 05.14.02 – Электрические станции и электроэнергетические системы Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Научный руководитель – кандидат технических наук, доцент А.Х. Есипович Санкт-Петербург – 2013 ОГЛАВЛЕНИЕ ВВЕДЕНИЕ ГЛАВА 1...»

«ТАВАРОВ САИДЖОН ШИРАЛИЕВИЧ ЗАЩИТА ЛИНЕЙНОГО ПЕРСОНАЛА, ОБСЛУЖИВАЮЩЕГО ЛИНИИ ЭЛЕКТРОПЕРЕДАЧИ НАПРЯЖЕНИЕМ 500 кВ В РЕСПУБЛИКЕ ТАДЖИКИСТАН Специальность 05.26.01 – «Охрана труда (электроэнергетика)» ДИССЕРТАЦИЯ на соискание учёной степени кандидата технических наук Научный руководитель –...»

«Тихонова Светлана Вячеславовна Российско-белорусское сотрудничество в нефтегазовой сфере в 1992гг. Специальность 07.00.02 – Отечественная история Диссертация на соискание учёной степени кандидата исторических наук Научный руководитель К.и.н., доц. О.Н. Баркова Москва – Содержание Введение.. Глава I. Формирование энергетической политики России и начало процесса её интеграции в мировую энергетику. 1992-1999 гг. §1....»

«Нехамин Сергей Маркович СОЗДАНИЕ И ВНЕДРЕНИЕ ЭНЕРГОЭФФЕКТИВНЫХ ДУГОВЫХ И ШЛАКОВЫХ ЭЛЕКТРОПЕЧНЫХ КОМПЛЕКСОВ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ПОСТОЯННОГО ТОКА И ТОКА ПОНИЖЕННОЙ ЧАСТОТЫ Специальность 05.09.10 Электротехнология Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук Научный консультант: заслуженный деятель науки РФ, доктор технических наук, профессор Кувалдин Александр Борисович Москва 201...»

«Летягина Елена Николаевна КОНЦЕПЦИЯ И МЕТОДОЛОГИЯ УПРАВЛЕНИЯ ТЕРРИТОРИАЛЬНОЙ ЭЛЕКТРОЭНЕРГЕТИКОЙ Специальность 08.00.05 – Экономика и управление народным хозяйством (экономика, организация и управление предприятиями, отраслями, комплексами, промышленность) Диссертация на...»

«Лимаров Денис Сергеевич ЭЛЕКТРОМАГНИТНАЯ СОВМЕСТИМОСТЬ В ЦЕХОВЫХ СИСТЕМАХ ЭЛЕКТРОСНАБЖЕНИЯ ПРИ НАЛИЧИИ ЭЛЕКТРОПРИЕМНИКОВ С НЕЛИНЕЙНЫМИ ВОЛЬТ-АМПЕРНЫМИ ХАРАКТЕРИСТИКАМИ Специальность 05.14.02 – Электрические станции и электроэнергетические системы Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Научный руководитель: Авербух Михаил Александрович, доктор технических наук,...»

«Оморова Наргиза Ильичбековна Этническая идентичность центрально-азиатских диаспор в этнополитическом пространстве Республики Татарстан специальность 23.00.05 – Политическая регионалистика. Этнополитика Диссертация на соискание ученой степени кандидата политических...»









 
2016 www.konf.x-pdf.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Авторефераты, диссертации, конференции»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.