Помощь в учёбе, очень быстро...
Работаем вместе до победы

Определение показателей надежности оборудования и персонала ядерных объектов по нечетко-вероятностным моделям, учитывающим опыт эксплуатации

Диссертация: Определение показателей надежности оборудования и персонала ядерных объектов по нечетко-вероятностным моделям, учитывающим опыт эксплуатации
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Детерминистический метод подразумевает анализ последовательности этапов аварийного процесса от исходного события через предполагаемые стадии отказов, деформации и разрушения компонентов до конечного установившегося состояния системы. показателей надежности изучаемых объектов. В силу потенциальной опасности ЯЭУ эксплуатационный персонал несет большую ответственность за отказ оборудования… Читать ещё >

Содержание

  • ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ В РАБОТЕ СОКРАЩЕНИЙ
  • ГЛАВА 1. ОБЗОР СУЩЕСТВУЮЩИХ МЕТОДОВ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ХАРАКТЕРИСТИК НАДЕЖНОСТИ ЭЛЕМЕНТОВ И СИСТЕМ ЯЭУ
    • 1. 1. Вероятностные методы для оценок показателей надежности оборудования и персонала ЯЭУ при малой статистике по отказам
    • 1. 2. Нечеткие модели при неопределенной информации по отказам
    • 1. 3. Постановка задачи
  • ГЛАВА 2. ОЦЕНКА ПОКАЗАТЕЛЕЙ НАДЕЖНОСТИ ЭЛЕМЕНТОВ ОБОРУДОВАНИЯ ЯЭУ ПО ДАННЫМ ЭКСПЛУАТАЦИИ
    • 2. 1. Проблема малой эксплуатационной статистики по отказам и способы ее решения
      • 2. 1. 1. Обоснование применимости законов распределения Пуассона, Вейбулла, гамма и экспоненциального в моделях для оценки надежностных характеристик объектов ядерных технологий
      • 2. 1. 2. Использование четкой эксплуатационной информации по отказам
        • 2. 1. 2. 1. Использование безаварийного опыта эксплуатации
        • 2. 1. 2. 2. Использование малоаварийного опыта эксплуатации объектов
        • 2. 1. 2. 3. Смысл вероятности Ра. Средневероятные оценки
    • 2. 2. Методы проверки гипотез о законах распределения случайных величин и оценки их параметров
      • 2. 2. 1. Методы построения гистограмм распределений
      • 2. 2. 2. Методы подбора теоретического закона распределения по гистограмме распределения
        • 2. 2. 2. 1. Метод максимального правдоподобия. Критерий согласия Пирсона
        • 2. 2. 2. 2. Сокращение числа искомых параметров закона распределения преобразованием случайных величин
        • 2. 2. 2. 3. Метод оценки параметров распределения Вейбулла и Гамма-распределения непосредственно по зафиксированному числу интервалов времени между событиями
    • 2. 3. Результаты оценок параметров потока аварийных остановов реактора
  • ВВР-ц

Определение показателей надежности оборудования и персонала ядерных объектов по нечетко-вероятностным моделям, учитывающим опыт эксплуатации (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Крупномасштабное использование ядерных реакторов в электроэнергетике, теплофикации, на морском транспорте и как источников излучений выдвинуло проблему безопасности на первый план. Задача обеспечения безопасной эксплуатации ЯЭУ поставлена во главу перечня вопросов, решаемых эксплуатирующими и проектирующими организациями, а также органов федерального надзора за ядерной и радиационной безопасностью (Гостехнадзора РФ).

Обеспечение безопасной эксплуатации включает в себя задачу оценки показателей надежности оборудования ЯЭУ с целью выявления «слабых» мест конструкции. Существует несколько основных методов анализа безопасности.

1 Л.

ЯЭУ: феноменологический, детерминистический и вероятностный. Одна из основных задач, решаемая при проведении ВАБ, это оценка показателей надежности оборудования по данным об эксплуатации. Известно множество различных методик, позволяющих оценивать показатели надежности оборудования по данным эксплуатации [10].

Как известно, в процессе эксплуатации ЯЭУ данные об отказах оборудования фиксируются в специальных журналах учета отказов оборудования, приведших к снижению мощности или остановки ЯЭУ. Если информация по отказам оборудования носит четкий характер, т. е. корректно приведены время отказа, тип оборудования, причина и описание отказа с четким обозначением отказавшего элемента, в этом случае не возникает особых препятствий и затруднений при оценках показателей надежности с использованием этой информации. Основные трудности возникают тогда, когда информация по отказам оборудования оказывается неопределенной (хотя, может быть, и не случайной) и когда она в то же время сильно влияет на оценки.

1 Феноменологический метод основан на определении возможности или невозможности протекания аварийных процессов из анализа необходимых и достаточных условий, связанных с реализацией тех или иных законов природы.

2 Детерминистический метод подразумевает анализ последовательности этапов аварийного процесса от исходного события через предполагаемые стадии отказов, деформации и разрушения компонентов до конечного установившегося состояния системы. показателей надежности изучаемых объектов. В силу потенциальной опасности ЯЭУ эксплуатационный персонал несет большую ответственность за отказ оборудования, происшедший по его вине. Следовательно, нельзя исключать возможность преднамеренного внесения в записи неточных или «запутанных» данных об отказах. Кроме того, специалисты часто сталкиваются с необходимостью расчетов при наличии неточной технологической информации. Примером такой информации могут служить данные по отказам оборудования с пропусками в графе «время отказа», «размытое» или нечеткое описание причины отказа и т. п., не позволяющее определить тип оборудования, первопричину отказа той или иной системы. Зачастую в графе причина отказа можно обнаружить фразу: «причина отказа не установлена» или «вина проектной организации» и т. п. Этот факт значительно затрудняет использование эксплуатационной информации по отказам оборудования при анализе данных и подготовке информационно аналитических материалов об опыте эксплуатации АЭС.

Целенаправленная деятельность по обеспечению надежности и безопасности объектов ядерных технологий имеет своей идеальной целью то, чтобы отказов элементов оборудования и систем в целом не было совсем. Однако реальная ситуация такова, что из-за несовершенства технологий и материалов, проектных просчетов, недостатков эксплуатации, ремонтов, обслуживания, транспортировки и т. д. отказы все-таки случаются. Единственное, чего можно добиться, это того, чтобы отказы были очень редкими событиями, такими, чтобы за время службы изделия вероятность их появления была достаточно малой (приемлемой). Понятие — «достаточно малое» — довольно-таки расплывчатое и относится к области нормирования надежности. Вопрос нормирования надежности изделий — отдельный, и в рамках этой работы не обсуждается. Поскольку отказы оборудования ЯЭУ являются очень редкими событиями, то принципиальная позиция автора состоит в том, что обоснованное использование любой, даже нечеткой информации о них является полезным, поскольку использование подобного рода информации повышает достоверность оценок показателей надежности.

Материалы, вошедшие в диссертацию, получены в результате работ по оценке показателей надежности конкретных объектов:

— оборудования, предназначенного для внереакторного хранения радиоактивных материалов на установках с реактором ВВЭР серии В-320 (Балаковская АЭС);

— оборудования исследовательского реактора ВВР-ц (филиал научно-исследовательского физико-химического Института им. Л.Я. Карпова);

— персонала энергоблоков с реакторами ВВЭР при действиях в аварийных и переходных режимах.

Существующие статистические методы (метод максимального правдоподобия, байесовский подход), для решения задачи получения оценок показателей надежности оборудования и персонала АЭС, не вполне удовлетворяют исследователя с инженерной точки зрения, т.к. могут привести к появлению количественных суждений отличных от нуля, о вероятностях неосуществимых явлений, что в свою очередь является абсурдной ситуацией. Физико-статистические модели не могут описывать организационно-технические мероприятия (например, повышение дисциплины работников). Поэтому названные методы не могли быть применены в конкретных исследовательских ситуациях для оценки показателей надежности, и возникает необходимость в разработке новых подходов.

Основные ограничения вероятностного анализа безопасности связаны с недостатком статистических данных по отказам оборудования ЯЭУ, поэтому актуальными являются задачи, связанные с разработкой методов обоснования безопасности объектов ядерных технологий при рассмотрении редко отказывающих и не отказывающих элементов оборудования ЯЭУ.

Построенные в данной работе модели и алгоритмы призваны поднять на новый уровень процесс расчета показателей надежности оборудования и персонала ЯЭУ на основе как статистической (четкой и нечеткой) информации, полученной на этапе эксплуатации, так и квантификации экспертных суждений.

Цель диссертации — разработка методов оценки показателей надежности персонала при действиях в аварийных и переходных режимах, а также оборудования объектов ядерной техники по результатам эксплуатации, повышающих достоверность получаемых оценок.

Для достижения поставленной цели должны быть решены следующие задачи:

1. Детально изучен характер информации по отказам оборудования, предназначенного для внереакторного хранения радиоактивных материалов на установках с реактором ВВЭР серии В-320, оборудования исследовательского реактора ВВР-ц, а также по ошибкам персонала при действиях на блочных щитах управления (БЩУ) в аварийных и переходных режимах, с целью определения возможности использования четкой и нечеткой информации в оценках показателей надежности оборудования ЯЭУ и вероятностей ошибок персонала.

2. Создана методика оценки показателей надежности оборудования ЯЭУ по данным об отказах любого характера за период эксплуатации, объединяющая вероятностно-статистический и нечетко-множественный подходы в таких оценках.

3. Разработанная методика дополнена моделью, позволяющей на основании эксплуатационного опыта строить численные прогнозы относительно возможного выхода из строя оборудования, отказы которого не были зафиксированы за прошедший период эксплуатации.

4. Выполнена оценка показателей надежности оборудования, предназначенного для внереакторного хранения радиоактивных материалов на установках ВВЭР серии В-320, оборудования исследовательского реактора ВВР-ц, персонала при действиях на БЩУ в аварийных и переходных режимах (Калининская АЭС).

Научная новизна работы.

— Разработан метод, позволяющий на основании эксплуатационного опыта, накопленного персоналом АЭС, строить численные прогнозы относительно возможных проявлений ошибок персонала и внеплановых остановов оборудования сложных систем (учитывается то, что отказ оборудования может быть следствием неправильных действий персонала), отказы которого не были зафиксированы за прошедший период эксплуатации.

— С использованием разработанного метода, объединяющего вероятностно-статистический и нечетко-множественный подходы, впервые получены комплексные количественные оценки показателей надежности оборудования ЯЭУ по данным эксплуатации любого характера (четкого и нечеткого), использованный подход позволяет не исключать из рассмотрения некорректно зафиксированную информацию по отказам, а рассматривать ее наравне с четко зафиксированной информацией, повышая достоверность получаемых оценок;

— Впервые с использованием разработанного метода квантификации экспертных суждений о надежности оборудования и персонала ЯЭУ получены оценки вероятностей ошибок персонала на основании опыта тренировок персонала на полномасштабных тренажерах.

— Разработан метод сокращения числа искомых параметров при построении распределения случайной величины для оценки параметров распределения Вейбулла, использованный при анализе статистики внеплановых остановов ВВР-ц.

Практическая ценность работы.

— Разработанный метод, объединяющий статистическую обработку данных и экспертных опросов, позволил провести оценки показателей надежности элементов оборудования систем Балаковской АЭС (РУ В-320), содержащих радиоактивные вещества вне реактора: промежуточного узла хранения жидких радиоактивных отходов (ПУХ ЖРО), систему отверждения ЖРО и систему спецгазоочистки (СГО).

— Проведен анализ данных по аварийным остановкам ВВР-ц с учетом как четкой (корректно зафиксированной), так и нечеткой (некорректно зафиксированной) информации по отказам, на основе которой были получены оценки, важные для обоснования безопасности реактора.

— Выполнена оценка показателей надежности персонала при действиях на БЩУ в переходных и аварийных режимах. Экспертная оценка показателей надежности персонала основывалась на опыте тренировок на полномасштабных тренажерах БЩУ РУ В-320. Подобный подход позволил повысить качество и сократить временные затраты на получение оценок показателей надежности персонала. Результаты используются на Калининской АЭС.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Комплекс методов и алгоритмов для оценки показателей надежности оборудования и персонала объектов ядерных технологий (ЯТ) с учетом нечеткой информации и результаты его использования при оценке показателей надежности оборудования, предназначенного для внереакторного хранения радиоактивных материалов на установке с ВВЭР серии В-320, оборудования исследовательского реактора ВВР-ц, а так же персонала при действиях на БЩУ в аварийных и переходных режимах.

2. Разработанный метод сокращения числа искомых параметров при построении распределений случайной величины для оценки параметров распределения Вейбулла, использованный при анализе статистики внеплановых остановов реактора ВВР-ц.

3. Методы анализа малоаварийного опыта эксплуатации оборудования, предназначенного для внереакторного хранения радиоактивных материалов на установках с ВВЭР серии В-320 и оборудования исследовательского реактора ВВР-ц, на основании сочетания статистической обработки данных и экспертных опросов.

4. Разработанные принципы организации экспертных опросов по надежности оборудования ЯЭУ и ошибкам персонала при действиях на БЩУ, а также методы квантификации экспертных суждений, примененные для оценки показателей надежности оборудования, предназначенного для внереакторного хранения радиоактивных материалов на установке с ВВЭР серии В-320, оборудования исследовательского реактора ВВР-ц, а также персонала при действиях на БЩУ в аварийных и переходных режимах энергоблоков.

Апробация результатов работы. Основные положения и результаты работы докладывались на следующих конференциях: VI и VII Международная конференция по мягким вычислениям и измерениям (2003 и 2004 гг., г. Санкт-Петербург) — VIII и IX Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (2003, 2005 гг., г. Обнинск) — VI Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (2008 г., концерн «Росэнергоатом», г. Москва).

Структура и объем диссертации

.

Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения и приложений. Работа изложена на 166 страницах, содержит 25 рисунков, 42 таблицы, список цитируемой литературы из 109 наименований.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ.

1. В дополнение к двум существующим (статистические и физико-статистические методы) создан новый нечетко-вероятностный метод оценок показателей надежности элементов оборудования и персонала объектов ЯТ, позволяющий не исключать из рассмотрения нечеткую информацию по отказам, а учитывать её наравне с четко зафиксированной информацией путем квантификации экспертных суждений.

2. Предложен способ объединения методов статистической обработки данных и экспертных опросов для получения единой оценки показателей надежности оборудования ЯЭУ. Этот способ реализован при оценке показателей надежности оборудования, предназначенного для внереакторного хранения радиоактивных материалов на установках с реактором АЭС с РУ В-320, и оборудования исследовательского реактора ВВР-ц.

3. Разработан и использован для оценок показателей надежности оборудования реактора ВВР-ц метод сокращения числа искомых параметров при построении распределения случайной величины для оценки параметров распределения Вейбулла при анализе данных эксплуатации ЯЭУ.

4. Возможности разработанных методов продемонстрированы при оценке показателей надежности оперативного персонала при действиях на тренажерах БЩУ, расположенных в УТП Калининской АЭС, в переходных и аварийных режимах.

5. С помощью разработанных методов, объединяющих вероятностно-статистический и нечетко-множественный подходы, проведены оценки показателей надежности оборудования, эксплуатируемого на реакторной установке ВВР-ц и АЭС с РУ В-320.

6. Впервые разработанный метод оценок показателей надежности элементов оборудования и персонала объектов ЯТ позволяет количественно оценивать качество проектных решений, эксплуатации и обслуживания ЯЭУ.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Ю.П. Решение нечетких систем линейных алгебраических уравнений LR-типа / Ю. П. Абрамович, М. А. Вагенкнехт, Я. И. Хургин В сб.: Методы и системы принятия решений. — Рига: РПИ, 1987. — С. 35−47.
  2. А.Н. Нечеткие множества в моделях управления и искусственного интеллекта / А. Н. Аверкин, И. З. Батыршин, А. Ф. Блишун, В. Б. Силов, В. Б. Тарасов / Под ред. Д. А. Поспелова М.: Наука. Гл. ред. физ.-мат. лит., 1986. -312 с.
  3. Ю.П. Планирование эксперимента при поиске оптимальных условий / Ю. П. Адлер, Е. В. Маркова, Ю. В. Грановский М.: Наука, 1976. — 281 с.
  4. A.B. Применение нечеткой математики в задачах принятия решений. Методы и системы принятия решений / A.B. Алексеев Рига, 1983.-С. 38−42.
  5. А.Е. Оптимизация многоуровневых иерархических систем на основе теории размытых множеств и методов самоорганизации / А. Е. Алтунин, H.H. Востров // Проблемы нефти и газа Тюмени. Тюмень, -1979. -Вып. 42.-С. 68−72.
  6. А.Е. Модели и алгоритмы принятия решений в нечетких условиях: Монография / А. Е. Алтунин, М. В. Семухин Тюмень: Издательство Тюменского государственного университета, 2000. — 352 с.
  7. В. А. Быстрый метод прогнозирования роста трещин в трубопроводах большого диаметра / В. А. Андреев, О. М. Гулина // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2000. — № 3. — С. 14−18.
  8. А.Н. Методы экспертных оценок (применение в задачах эргономического обеспечения деятельности операторов АЭС): учебное пособие / А. Н. Анохин Обнинск: Издательство Обнинского института атомной энергетики, 1996. -115 с.
  9. А.Н. Вопросы эргономики в ядерной энергетике / А. Н. Анохин, В. А. Острейковский М.: Энергоатомиздат, 2001. — 344 с.
  10. A.B. Исследование метода ядерной оценки плотности распределения / A.B. Антонов, Н. Г. Зюляева, В. А. Чепурко // Диагностика и прогнозирование состояния сложных систем: сб. науч. трудов № 16, кафедры АСУ, Обнинск: ИАТЭ, 2006. — С. 9−23.
  11. A.B. Оценивание характеристик надежности элементов и систем ЯЭУ комбинированными методами / A.B. Антонов, В. А. Острейковский -М.: Энергоатомиздат, 1993. 368 с.
  12. Р. Математическая теория надежности / Р. Барлоу, Ф. Прошан М.: Сов. радио, 1969. — 487 с.
  13. А. Об экономике неопределенности / А. Белянин. Режим доступа: http://ecsocman.edu.ru/images/pubs/2004/03/05/150 735/Belyanin94-l.doc 10.01.2006.
  14. Дж. Измерение и анализ случайных процессов / Дж. Бендат, А. Пирсон М.: Мир, 1971.-408 с.
  15. С.Д. Математико-статистические методы экспертных оценок / С. Д. Бешелев, Ф. Г. Гурвич М.: Статистика, 1980. — 263 с.
  16. А.Н. Модели принятия решений на основе лингвистической переменной / А. Н. Борисов Рига: Зинатне, 1982. — 256 с.
  17. В.И. Нечеткое моделирование и проблемы его интерпретации / В. И. Борщевич, В. И. Ботнарь КПИ, Кишинев, 1984. — 13 с.
  18. Е.П. Россия в мировой энергетике XXI веке/ Е. П. Велихов, В. Ф. Цыбульский, А. Ю. Гагаринский, С. А. Субботин. М. Ж ИздАт, 2006. — 135 с.
  19. Е.С. Теория вероятностей / Е. С. Вентцель М.: Высшая школа, 1999.-328 с.
  20. Вероятностный анализ безопасности уровня 1 для внутренних инициирующих событий в стояночных режимах эксплуатации (На базе энергоблока 1 Балаковской АЭС). Балаковская АЭС, Блок 1, Том 3, 2007. — 612 с.
  21. Ю.В. Метод определения вида и параметров распределений случайных величин по эксплуатационным данным с объектов ядерной энергетики / Ю. В. Волков, Д. С. Самохин // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2007. № 4. — С. 15−23.
  22. Ю.В. Надежность и безопасность ЯЭУ: учеб. пособие по курсу «Надежность и безопасность ЯЭУ» / Ю. В. Волков Обнинск: ИАТЭ, 1997.-102 с.
  23. Ю.В. Обеспечение консервативности оценок показателей надежности объектов ядерных технологий при малой статистике по отказам / Ю. В. Волков, Д. С. Самохин // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2008. -№ 1. С. 9−16.
  24. Ю.В. Разработка методов и оценка показателей надежности персонала по статистике инцидентов на АЭС РФ / Ю. В. Волков, Д. С. Самохин, A.B. Соболев, А. Н. Шкаровский // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2008. — № 4. — С. 15−24.
  25. Ю.В. Разработка теоретических основ анализа нечёткой информации по авариям на объектах с делящимися материалами / Ю. В. Волков, Д. С. Самохин // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл.
  26. VIII Международной конференции, Обнинск, 6−8 октября 2003. г. -Обнинск: ИАТЭ, 2003. С. 119−123.
  27. Ю.В. Разработка теоретических основ анализа эксплуатационной информации любого характера по отказам оборудования АЭС / Ю. В. Волков, Д. С. Самохин // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл.
  28. Международной конференции, Обнинск, 24−28 октября 2005 г. -Обнинск: ИАТЭ, 2005. -Ч. 2. С. 62−63.
  29. Ю.В. Теоретико-расчетные модели для оценок и обеспечения надежности и безопасности реакторных установок / Ю. В. Волков // Известия вузов. Ядерная энергетика. -1995. -№ 6. С. 68−76.
  30. Ю.В. Новый непараметрический критерий для сравнения выборочных распределений / Ю. В. Волков, Л. В. Аверин, В. К. Назаров // Препринт № 1654, Обнинск: ФЭИ, 1985. 10 с.
  31. Ю.В. Некоторые вопросы статистического анализа эмпирических данных о параметрах реактора / Ю. В. Волков, Л. В. Аверин, Е.А.
  32. , А.Г. Шейкман // Препринт № 2021, Обнинск: ФЭИ, 1989. -12 с.
  33. Ю.В. Оценка функциональной надежности СУЗ установки AM : отчет о НИР (заключ.) / Ю. В. Волков, A.B. Антонов, B.JI. Миронович, Н. Б. Саенко / ИАТЭ — Обнинск, 1994. — 53 с.
  34. Ю.В. Вероятностный анализ перевозок космических ЯЭУ по железным дорогам / Ю. В. Волков, Ю. Д. Макаренков, В. Я. Пупко // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1993. — № 2. — С. 20−28.
  35. Ю.В. Нечетко вероятностные модели в оценках показателей надежности оборудования реакторных установок / Ю. В. Волков, Д. С. Самохин // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2006. — № 3. — С. 12−23.
  36. Ю.В. Разработка методов о оценка показателей надежности персонала по статистике инцидентов на АЭС РФ / Ю. В. Волков, Д. С. Самохин, A.B. Соболев, А. Н. Шкаровский // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2008. — № 4. — С. 15−24.
  37. Ю.В. Анализ состояния современных методов оценки надежности персонала в ядерных технологиях / Ю. В. Волков, A.B. Соболев // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2008. — № 3. — С. 13−19.
  38. Ю.В. Об оценке надежности редко отказывающих элементов ЯЭУ / Ю. В. Волков, Е. А. Чистозвонова // Известия вузов. Ядерная энергетика. -1993.-№ 1.-С. 24−29.
  39. Ю.В. Экспертный опрос как средство улучшения качества оценок показателей надежности очень надежного оборудования /Ю.В. Волков, Д. С. Самохин, О. Ю. Кочнов // Ядерная физика и инжиниринг. 2010. — Т. 1. — № 6. — С. 489−493.
  40. А.Ф. Ресурс эксплуатации сосудов и трубопроводов атомных электростанций / А. Ф. Гетман М.: Энергоатомиздат, 2000. — 428 с.
  41. .В. Математические методы в теории надежности / Б. В. Гнеденко, Ю. К. Беляев, А. Д. Соловьев М.: Наука, 1965. — 524 с.
  42. .Г. Медоды экспертной поддержки лицензирования действующих АС / Б. Г. Гордон, Т. Ю. Чулкова // Вопр. Атом. Науки и техники Сер. Физ. Ядер. Реакторов. 2000. — № 1, — С. 51 -57.
  43. ГОСТ 27.502−83. Надежность в технике. Система сбора и обработки информации. Планирование наблюдений. М.: Изд-во стандартов, 1984, -428 с.
  44. О.М. Вероятностное прогнозирование ресурса трубопроводов и сосудов давления АС / О. М. Гулина, Н. Л. Сальников // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1998. — № 1. — С. 4−11.
  45. Л.А. Размыкание множества. Теория и приложения (обзор) / Л. А. Гусев, И.М. Смирнова// Автоматика и телемеханика. 1973. — № 5. — С. 6685.
  46. В.П. К вопросу прогнозирования надежности и ресурса трубчатки АЭС с ВВЭР / В. П. Дерий, В. К. Семенов, В. С. Щебнев // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2007. — № 2. — С. 58−63.
  47. Л.Г. Экспертные оценки в управлении / Л. Г. Евланов, В. А. Кутузов -М.: Экономика, 1978. 133 с.
  48. Л.А. Понятие лингвистической переменной и его применение к принятию приближенных решений / Л. А. Заде М.: Мир, 1976. — 165 с.
  49. Л.А. Размытые множества и их применение в распознавании образов и кластер-анализе / Л. А. Заде В кн.: Классификация и кластер / Под ред. Дж. Вэн Райзина. -М.: Мир, 1980. — С. 208−247.
  50. Электронная библиотека ИГЭУ. Тотальное аправление качеством. Режим доступа: http://elib.ispu.ru/library/tqm/sprav/gistogr.htm 31.01.2009.
  51. Исследование путей создания передвижных базовых комплексов для диагностирования технических средств АПЛ и НК. Сводные научно-технические отчеты. СПб: ЦНИИ им. А. Н. Крылова, 1991 — 1993. — 126 с.
  52. А. Нечеткие множества, нечеткая алгебра, нечеткая статистика / А. Кандель, У.Дж. Байатт // Труды американского общества инженоров-радиоэлектроников. 1978. — Т. 66, вып. 12. — С. 37−61.
  53. А.И. Надежность ядерных энергетических установок. Основы расчета / А. И. Клемин — М.: Энергоатомиздат, 1987. 342 с.
  54. Д.Р. Теория Восстановления / Д. Р. Кокс, В. Л. Смит М.: Сов. Радио, 1967.-300 с.
  55. Г. Справочник по математике для научных работников и инженеров / Г. Корн, Т. Корн СПб.: Лань, 2003. — 832 с.
  56. В.В. Нечетко-вероятностные модели в задачах анализа и оценки риска / В. В. Костерев // Радиационная безопасность человека и окружающей среды: сб. науч. трудов всероссийской конференции. -Москва: МИФИ, 2002. С. 152−161.
  57. О.Ю. Комплекс информационной поддержки оператора ВВР-ц: дис.. канд. техн. наук: 05.14.03: защищена 15.11.06 / О.Ю. Кочнов- ИАТЭ. Обнинск, 2006. — 130 с.
  58. Г. Математические методы статистики / Г. Крамер М.: Мир, 1975.-648 с.
  59. И. Властелин Времени / И. Кузнецов. Режим доступа: http://www.arhivstatey.ru/blitz.php?page=219 10.01.2006.
  60. В.С. Программный комплекс оценки параметров надежности элементов ЯЭУ / В. С. Куркин // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. VII Международной конференции, Обнинск, 1−4 октября 2001 г. Обнинск: ИАТЭ, 2001. — Ч. 1. -С. 98.
  61. В.И. Вероятностный анализ безопасности второго энергоблока ленинградской АЭС / В. И. Лебедев, Ю. В. Гарусов, A.B. Макушкин, Ю. Г. Скок, C.B. Кухарь, Ю. В. Черкашов, С. Г. Бочаров, Е. А. Шиверский // Атом, энергия. 1999.-№ 2. — С. 113−117.
  62. Е.К. Данные об отказах оборудования приведших к снижению мощности или остановки 3 блока БАЭС / Е. К. Мешкова, Т. А. Смирнова, Н. В. Чернуха, Н. В. Хомякова / ФЭИ. Обнинск, 1989. — 31 с.
  63. Ф.М. Проблемы обеспечения надежности, ресурса и безопасности ядерных энергетических установок / Ф. М. Митенков, Г. Ф. Городов, Ю. Г. Коротких, В. А. Панов, С. Н. Пичков // Пробл. машиностроения и надежности машин. -2002. № 2. — С. 106−112.
  64. H.H. Элементы теории оптимальных систем / H.H. Моисеев М.: Наука, 1975.-528 с.
  65. В.И. Приоритетные направления внедрения диагностического обеспечения на АЭС / В. И. Морозов // Атомная Энергия. 2000. — Т. 88, вып. 4, -С. 311−314.
  66. А.Л. Дерево целей инженерной деятельности / А. Л. Московиченко // Кибернетика и вуз. 1987. Вып. 13. — С. 123−129.
  67. Надежность изделий электронной техники для устройств народнохозяйственного назначения / Изд-во: внии электронстандарт, 1989. 101 с.
  68. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций / ОПБ-88/97 ГТНАЭ Г-01−011−97. Москва, 1990. — 35 с.
  69. А.П. Органолептическая оценка пищевых продуктов / А. П. Олифирова / Улан-Уде: ВСГТУ, 2005. — С. 35.
  70. А.И. Математика случая. Вероятность и статистика основные факты / А. И. Орлов — М.: МЗ-Пресс, 2004. — 110 с.
  71. С.А. Проблемы принятия решений при нечеткой исходной информации / С. А. Орловский М.: Наука, 1981. — 208 с.
  72. В.А. Вероятностное прогнозирование работоспособности элементов ЯЭУ / В. А. Острейковский, Н. Л. Сальников М.: Энергоатомиздат, 1990. -416 с.
  73. В.А. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ / В. А. Острейковский, Ю. В. Швыряев М.: Физматлит, 2008. — 349 с.
  74. Отраслевой руководящий материал. Сборник справочных листов. — М.: ВНИИ «Электростандарт», 1989. 300 с.
  75. Отчет по научно-исследовательской работе. Расчет безопасности функционирования системы управления и защиты экспериментальных критических стендов СГО и «СТРЕЛА» / ИАТЭ- рук. А. В. Антонов. -Обнинск, 1993.-С. 32.
  76. Периодическая оценка безопасности действующих АС. Руководство по безопасности. Сер. по безопасности № 50 80−012. Вена: МАГАТЭ, 1997. -47 с.
  77. Периодическая оценка безопасности действующих АС. Руководство по безопасности. Серия по безопасности № 50 Бв-ОП. Вена: МАГАТЭ, 1994.-42 с.
  78. Положение по организации и проведению экспертизы проектных и других материалов и документации, обосновывающих безопасность ядерно- и радиационно опасных объектов (изделий) и производств (технологий). РД-03−13−94. М.: Госатомнадзор, 1994. — 6 с.
  79. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК. РБ -001−97. М.: Госатомнадзор, 1997. — 56 с.
  80. Ю.А. Случайные процессы. Краткий курс / Ю. А. Розанов М: Наука, 1971.-286 с.
  81. Г. Ф. Коэффициент конкордации в анализе социологических данных / Г. Ф. Ромашкина, Г. Г. Татарова/ Режим доступа: www.isras.ru/files/File/4M/20/Romashkina, Tatarova. pdf 9.10.2007.
  82. H.A. Феномен логико-вероятностного исчисления / И. А. Рябинин. Режим доступа: http://www.szma.com/obzor3.pdf20.08.2008.
  83. В.М. Анализ надежности технических систем по цензурированным выборкам / В. М. Скрипкин, А. Е. Назин, Ю. Г. Приходько, Ю. Н. Благовещенский М.: Радио и связь, 1988. — 183 с.
  84. Н.В. Курс теории вероятности и математической статистики для технических приложений / Н. В. Смирнов, Н.В. Дунин-Барковский М.: Наука, 1965.- 129 с.
  85. Специфические данные по показателям надежности и отказам по общим причинам Нововоронежская АЭС // Международная программа по ядерной безопасности, Москва, Октябрь 2000.
  86. А. Генетические алгоритмы математический аппарат / А. Стариков Режим доступа: http://www.basegroup.ru/genetic/math.htm 11.12.2007.
  87. P.C. Надежность и эффективность в технике. Справочник в 10 томах / Под ред. P.C. Судакова, О. И. Тескина. Том 1, М.: Машиностроение, 1989 г. — С. 71.
  88. O.K. Автоматизированный процесс составления учебных планов:. канд. техн. наук.: 05.13.10: защищена 1999 / O.K. Трофимовна- МГУПП. Москва, 1999. — 140 с.
  89. A.A. Основы теории оптимальных автоматических систем / A.A. Фельдбаум М.: Наука, 1966. — 624 с.
  90. М.Я. Физические и математические основы кода DRAKON, предназначенного для расчета работоспособности цилиндрических твэлов контейнерного типа / М. Я. Хмелевский, В. В. Попов, Е. И. Малахова // Препринт, Обнинск: ФЭИ, 2003.
  91. Я.З. Адаптивные методы выбора решений в условиях неопределенности / Я. З. Цыпкин // Автоматика и телемеханика. 1976. -№ 4.-С. 78−91.
  92. B.C. Линейные преобразования и выпуклые множества / B.C. Чарин. Режим доступа: http://unicyb.kiev.ua/Library/Algebra/Charin/index.html 10.01.2006.
  93. ЮО.Швыряев Ю. В. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения / Ю. В. Швыряев М.: ИАЭ им. Курчатова, 1992. -265 с.
  94. P.P. Множества уровня для оценки принадлежности нечетких подмножеств. В сб.: Нечеткие множества и теория возможностей / P.P. Ягер М.: Радио и связь, 1986. — С. 71−78.
  95. Е. Специальные функции / Е. Янке, Ф. Эмде, Ф. Леш М.: Наука, 1968.-344 с.
  96. Barselina Project. Phase 3 Final Report. Ignalina Unit 2 Probabilistic Safety Analysis. June 1994.
  97. Evaluation of the safety of operating nuclear power plants built to earlier standards. Investigation basis for judgment. Safety Reports № 12. Venna. IAEA. 1998.
  98. Fault Tree Handbook. NUREG-0492, U.S. NRC, Washington, 1981.
  99. Human-Si stem Interface Design Review Guidelines // NUREG. 0700. — U.S. NRC, Washington. — 2002.
  100. Malik H. Probability density function of quotient of order statistics from the pareto, power and Weibull distributions / H. Malik, R. Trudel Theory and Methods, V. 11, Is. 7 1982, p. 801−814.
  101. The SPAR-H Human Reliability Analysis Method, Idaho National Laboratory: NUREG/CR-6883. Washington. — 2005.
  102. Zadeh L.A. Fuzzy sets / L.A. Zadeh // -Information and control. 1965. — v.8. -P. 338−353.
Заполнить форму текущей работой

Пора сдавать?