Система расчетно-экспериментальной диагностики состояния активной зоны ECRAN 3D

Актуальность темы

.

Диссертация посвящена разработке системы диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных ядерного реактора. Своевременное обнаружение технических неисправностей, отказов оборудования и ошибок в системе информационного обеспечения необходимо для обеспечения безопасности, надежности и эффективности эксплуатации АЭС и ядерной энергетики в целом. Постоянное совершенствование оборудования АЭС требует постоянного проведения работ по его охвату диагностическими системами, что делает тему данной диссертации актуальной.

Цели и задачи диссертационной работы.

Целью диссертационной работы явилась разработка качественно нового функционального элемента информационной поддержки действующих ЯЭУ — системы непрерывной расчетно — экспериментальной диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных реакторной установки.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

• разработаны новые алгоритмы системы расчетно — экспериментальной диагностики оборудования и системы математического обеспечения состояния активной зоны;

• достигнут качественно новый уровень диагностики за счет перехода к трехмерным моделям нейтронно-теплогидравлических процессов;

• программно реализована система расчетно-экспериментальной диагностики ECRAN 3Di.

1 i.

• созданное программное средство внедрено на объектах атомной промышленности: Курской АЭС, Смоленской АЭС;

• проведена расчетно-эксперпментальная верификация и выработаны рекомендации по эффективному использованию созданной системы в реальных условиях эксплуатации реакторной установки.

Научная новизна работы.

• Впервые разработаны алгоритмы диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных реакторной установки, использующие трехмерные нейтронно — теплогидравлические модели для повышения чувствительности.

• Реализован новый подход к идентификации нарушений на основе трехмерных шаблонов отказов.

• Разработаны новые подходы к повышению скорости работы диагностических алгоритмов, основанные на пространственной локализации возмущения при возникновении отказа.

• Получены новые результаты тестирования разработанной системы в условиях действующих энергоблоков с РБМК-1000.

Практическая ценность работы.

Практическая ценность работы заключается в следующем:

• создана расчетно-измерительная система ECRAN 3D, предназначенная для непрерывной диагностики состояния активной зоны и эксплуатационной базы данных реакторов РБМК-1000;

• обеспечен требуемый уровень функционально — технических показателей системы диагностики (набор диагностических параметров и точностных характеристик) с точки зрения эксплуатации ЯЭУ;

• проведена расчетно-экспериментальная верификация и валидация созданного программного средства;

• система ECRAN 3D введена в опытную эксплуатацию на действующих объектах атомной промышленности: Курской АЭС и Смоленской АЭС.

Результаты, полученные лично автором.

• Разработаны новые версии алгоритмов системы расчетно — экспериментальной диагностики состояния активной зоны на основе трехмерных моделей нейтронно-теплогидравлических процессов.

• Проведен анализ эффективности использования улучшенных алгоритмов.

• Разработана и реализована система ECRAN 3D.

• Выработаны рекомендации по дальнейшему развитию и практическому использованию разработанной системы диагностики.

Достоверность полученных результатов.

Достоверность полученных результатов и выводов обеспечена использованием в основных блоках системы диагностики ECRAN 3D проверенных на практике математических моделей (нейтронно-физических и теплогидрав-лических процессов, датчиков внутриреакторного контроля и органов СУЗ), положенных в основу программ поддержки и сопровождения эксплуатации:

• программа POLARIS, версия 4.2.1 (паспорт аттестации ПС № 231 от 18.09.2007);

• программа ТРОЙКА, версия 7.1 (паспорт аттестации ПС № 228 от 18.09.2007);

• библиотека нейтронно-физических констант БОКР-РБМК комплекса программ ЭНЕРГИЯ (паспорт аттестации ПС № 231 от 18.09.2007);

• программа ПРИЗМА-М-АНАЛОГ, версия 1.6.1 (паспорт аттестации ПС № 214 от 01.03.2006);

• программа ПРИЗМА-М (регистрационный номер № 244, дата выдачи 23.09.2008).

Апробация работы.

Основные результаты диссертации докладывались на следующих научных семинарах, конференциях и совещаниях:

• Научная сессия НИЯУ МИФИ — 2010, 2011, 2012;

• 22-ой и 23-ий отраслевой семинар «Нейтронно — физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника-2011, 2012)»;

• Совещание в ОАО «Концерн Росэнергоатом" — 2012;

• Семинар в инженерном центре 360 ОАО «ВНИИАЭС" — 2012;

• Школа-семинар по проблемам физики реакторов «Волга-2012».

Публикации.

По теме диссертации опубликовано 8 работ, включая 3 статьи в реферируемых журналах из списка ВАК РФ.

Основные положения, выносимые на защиту.

1. Новые версии алгоритмов системы расчетно — экспериментальной диагностики состояния активной зоны на основе трехмерных моделей нейтронно-теплогидравлических процессов и трехмерных шаблонов отказов.

2. Система ECRAN 3D непрерывной диагностики состояния активной зоны РБМК-1000.

3. Результаты верификации системы ECRAN 3D.

Структура и объем работы.

Диссертация состоит из списка иллюстраций, списка таблиц, обозначений и сокращений, общей характеристики работы, введения, 3 глав, заключения, 2 приложений и списка литературы, включающего 111 источников. Общий объем работы составляет 92 страницы, содержит 23 рисунка и 1 таблицу.

1.

Введение

.

Вы должны выиграть в своём разуме, прежде чем одержать победу в своей жизни.

Джон Эдисон.

В настоящее время достигнут значительный прогресс в понимании физических основ поведения и в уровне математического моделирования ядерных реакторов. Разработаны программы, позволяющие детально моделировать ключевые процессы, происходящие в реакторной установке (РУ). Однако даже такого мощного инструментария не всегда бывает достаточно для быстрого и эффективного решения новых задач, возникающих при эксплуатации АЭС. К ним относится задача непрерывного мониторинга и диагностики состояния активной зоны и базы данных РУ с РБМК-1000.

По своей сути диагностика — это процесс постановки диагноза или распознавания проблемы. В процессе диагностики проводится сравнение текущего состояния объекта исследования с его эталоном или моделью. Если совпадение оказывается неудовлетворительным — выдается предупреждающее сообщение, инициирующее предусмотренные действия. Своевременная диагностика нежелательных событий позволяет минимизировать затраты, связанные лавинообразным накоплением нарушений в сложных системах. Безусловно, к сложным системам относятся и атомные станции, для которых эффективным признается использование диагностических средств, позволяющих быстро обнаруживать симптомы отказов и ухудшение рабочих характеристик, что непосредственным образом связано с обеспечением безопасности, надежности и экономической эффективности эксплуатации АЭС и ядерной энергетики в целом.

1. В. В. Знышев Е.В.Кирюшина и др. Вопросы построения автоматизированной системы функционального диагностирования ЯЭУ. Вопросы атомной науки и техники, Сер. Физика и техника ядерных реакторов (1): 54−60, 1997.

2. И. Н. Синицын. Фильтры Калмана и Пугачева. Университетская книга, Логос, Москва, 2006.

3. О. М. Алифанов. Идентификация процессов теплопереноса. Вопросы атомной науки и техники, Сер. Физика и техника ядерных реакторов (1):54−60, 1979.

4. А. Е. Калинушкин В.Ю. Христофорова И. И. Баранова. Калининская АЭС блок № 2, Удаленное рабочее место контролирующего физика (УРМ КФ) прикладное программное обеспечение, Руководство сопровождающего физика. Technical report, 2009.

5. А. В. Филатов Н.В.Щукин А. А. Семенов С.Д.Романин. Система контроля загрузки активной зоны методами расчетно-экспериментальной диагностики. Сборник трудов научной сессии МИФИ, 4:19−21, 1998.

6. Н. В. Щукин А.В.Филатов А. А. Семенов С.Д.Романин. Есгапсистема контроля загрузки активной зоны ядерного реактора. Сборник трудов научные исследования в области ядерной энергетики в технических вузах России МЭИ, 4:36−38, 1999.

7. Инструкция по перегрузке технологического канала с ТВС разгрузочно-загрузочной машиной на мощности реактора. Technical report, г. Десногорск, 1999.

8. А. А. Семенов. Развитие методов нелинейной идентификации и мониторинга активных зон ядерных реакторов. PhD thesis, Специаль-ность:05.13.16, Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук, Москва, 1999.

9. Д. А. Соловьев А.А.Семенов Н. В. Щукин. Система пространственно-временной диагностики ecran 3d. Научная сессия НИЯУ МИФИ-2012, 1:60, 2012.

10. Ф. В. Груздов Д.А.Соловьев. Построение эмпирической модели определения расхода теплоносителя через канал РБМК. Научная сессия НИЯУ МИФИ-2012, 1:65, 2012.

11. О. В. Глазков Д.А.Соловьев. Выявление отказов в положении ОР СУЗ в РБМК. Научная сессия НИЯУ МИФИ-2012, 1:70, 2012.

12. Ф. В. Милюков Д.А.Соловьев. Выявление неверных перегрузок в реакторе РБМК. Научная сессия НИЯУ МИФИ-2012, 1:72, 2012.

13. Аттестационный паспорт программного средства (Программный комплекс sadco). Technical report, ФГУП НИКИЭТ, 1998.

14. А. В. Краюшкин А.В.Кубарев. Программа stepan-s для расчета характеристик ядерной безопасности. В сб. Внутренняя безопасность ядерных энергетических установок. М, ЦНИИатоминформ, pages 228−229, 1991.

15. В. Е. Дружинин Ю.В.Шмонин Д. А. Лысов. Программа polaris, версия 4.2.1, с библиотекой констант БОКР-РБМК: описание програмного средства. Technical report, ВНИИАЭС, Москва, 2007.

16. Д. А. Лысов Л.Р.Погосбекян. Polaris полномасштабная программа расчета РБМК в трехмерной геометрии: Отчет ВНИИАЭС, инв. № ОЭ 2912/91. Technical report, ВНИИАЭС, Москва, 1991.

17. Усовершенствование алгоритмов контроля тепловой линейной нагрузки на TBC в реакторе РБМК-ЮОО.Отчет ВНИИАЭС инв. ОЭ-2055/85. Technical report, ВНИИАЭС, Москва, 1985.

18. Медианный фильтр. Материал из Википедии свободной энциклопедии, http://www.wikipedia.org, апрель 2010.

19. В. С. Пугачев. Теория случайных функций и ее применение в задачах автоматического управления. Физматгиз, 1962.

20. А. М. Загребаев. О связи собственных функций реактора и функций канонического разложения. Москва МИФИ, 2004.

21. I.T.Jolliffe. Principal Component Analysis. Statistics. Springer, Chapman and Hall/CRC, NY, 2nd edition, 2002.

22. K.Pearson. On lines and planes of closest fit to systems of points in space. Philosophical Magazine, 2:559−572, 1901.

23. Метод главных компонент. Материал из Википедии свободной энциклопедии, http://ru.wikipedia.org/wiki/PCA, апрель 2009.

24. A.N.Gorban B. Kegl D.C.Wunsch A. Zinovyev (Eds.). Principal Manifolds for Data Visualization and Dimension Reduction, volume 58 of Lecture Notes in Computational Science and Engineering. Springer, Berlin HeidelbergNew York, 2008.

25. Ошибка первого рода. Материал из Википедии свободной энциклопедии, http://ru.wikipedia.org, январь 2012.

26. С.Макконнелл. Совершенный код. Мастер-класс. Питер, Русская редакция, СПб, 2008.

27. Д. Р. Стефенс К. Диггинс Д.Турканис Д.Когсуэлл. Сборник рецептов С++. Кудиц-Образ, 2007.

28. С. Уэллин. Как не надо программировать па С++. Питер, СПб, 2004.

29. Дж. Ханк Рейнвотер. Как пасти котов. Наставление для программистов, руководящих другими программистами. Питер, СПб, 2008.

30. П.Каньковски. Делаем из слона муху. Компьютерра, 18, 26 june 2003.

31. Г. Россум Ф. Л. Дж. Дрейк Д. С. Откидач. Язык программирования Python. BeOpen.com, 2001.

32. Noel Rappin Robin Dunn. wxPython in Action. Manning Publications Co., 209 Bruce Park Avenue, 2006.

33. Sandro Tosi. Matplotlib for Python Developers. Packt Publishing LTD, 2009.

34. B.Stroustrup. The Ci+ Programming Language, Third Edition. Addison-Wesley, 1986.

35. Г. Гретцер. Первые шаги в Latex’е. Мир, Москва, 2000.

36. S.Wolfram. The Mathematica. Book: 4th Edition. University Press, Media/Cambridge, 1999.

37. Рэндал JI. Шварц Феникс Т. Изучаем Perl Питер Издательская группа BHV, СПб, 2002.

38. А. А. Апресов. Модернизированная версия программы «КОНТУР-М» для совместного нейтронно-физического и теплогидравлического расчета реакторов типа РБМК. Technical report, Отчет ИАЭ, инв. N2 33/494 484, 1984.

39. Теплогидравлический расчет каналов кипящего реактора ГИДРА. Technical Report Описание программы ОП.2−69, инв.№ 4.146−5662, НИ-КИЭТ, Москва, 1969.

40. А. Н. Климов. Ядерная физика и ядерные реакторы Москва Энергоатом-издат, 2002.

41. А. Д. Галанин. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Атомиздат, 1959.

42. С. Б. Шихов В.Б.Троянский. Теория ядерных реакторов (газокинетическая теория), volume 2, chapter 11, page 52 53. энергоатомиздат, МОСКВА, 1983.

43. Е. В. Филипчук П.Т.Потапенко. Регулирование пространственного распределения, энерговыделения в ядернолг реакторе. Часть 1. Математическое описание реактора как лтогомерного объекта управления Изд. МИФИ, 1978.

44. Е. В. Филипчук П.Т.Потапенко В. В. Постников. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоиздат, 1981.

45. Н. И. Белоусов А.С.Бычков Ю. В. Марчук А.В.Пряничников. Программа GETERA. Описание методик, (промежуточный отчет) № 01.94.6 777, МИФИ, 1994.

46. Ю. И. Ершов С.Б.Шихов. Математические основы теории переноса, volume 1,2. Энергоатомиздат, Москва, 1985.

47. С. М. Фейнберг С.Б.Шихов В. Б. Троянский. Теория ядерных реакторов, volume 1,2. Атомиздат, Москва, 1978.

48. Д. Белл С.Глестон. Теория ядерных реакторов: Пер. с англ. Атомиздат, Москва, 1974.

49. А. Вейнберг Е.Вигнер. Физическая теория ядерного реактора: Пер. с англ. Изд-во иностр. лит., Москва, 1961.

50. Г. А. Бать. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. Энергоиздат, Москва, 1982.

51. А. Д. Галанин.

Введение

в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Энергоиздат, Москва, 1990.

52. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. НП-082−07. 2008.

53. Р. Беллман С.Дрейфус. Прикладіте задачи динамического программирования. М., Наука, 1965.

54. А. М. Загребаев. Математическое моделирование ядерного реактора при случайных возмущениях технологических параметров. Отчет по квалификационной работе на соискание ученой степени доктора физико-математических наук, Москва, 2006.

55. Е. С. Вентцель. Элементы динамического программирования: Изд. Наука, 1964.

56. А. П. Рудик. Ксеноновые переходные процессы в ядерных реакторах Москва, Атомиздат, 1974.

57. Alan Miller. Subset selection in regression, Second edition. Chapman and Hall/CRC, 2002.

58. R. Barrett M.Berry T.F.Chan J. Demmel (Eds.). Templates for the Solution of Linear Systems: Building Blocks for Iterative Methods, 2nd Edition SIAM, Philadelphia, PA, 1994.

59. А. В. Арутюнов Г. Г.Магарил-Ильяев В. М. Тихомиров. Принцип максимума Поптрягина. Доказательство и приложения., volume 1. Москва, Изд-во «Факториал Пресс 2006.

60. А. М. Загребаев В.А.Насонова. Математическое моделирование и исследование статистических характеристик плотности потока нейтронов в ядерном реакторе при случайных возмущениях Москва, МИФИ, 2008.

61. В. М. Алексеев В.М.Тихомиров С. В. Фомин. Оптимальное управление. М. Наука. Главная редакция физико-математической литературы, 1979.

62. G.S.Christensen S.A.Soliman and R.Newva. Optimal control of distributed nuclear reactors, volume 41 of Mathematical concepts and methods in science and engineering. Plenum Press, New York and London, 1990.

63. M.Шредер. Фракталы, хаос, степенные законы Миниатюры из бесконечного рая. г. Ижевск, Научно-издательский центр Регулярная и хаотическая динамика, 03.04.00.

64. В. Ф. Украинцев и др. А. М. Афров С.А.Андрушечко. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность. Университетская книга, Логос, М., 2006.

65. Ф. Л. Черноусько В.Б.Колмановский. Вычислительные и приближенные методы оптимального управления. Итоги науки и техники. Мат. анализ14:101−166, 1977.

66. С. Н. Черников. Линейные неравенства. М.: Наука, 1968.

67. A.C. Солодовников. Системы линейных неравенств. М.: Наука, 1977.

68. А. Брайсон Хо Ю-ши. Прикладная теория оптимального управления. Мир, М., 1972.

69. Ф. П. Васильев. Численные методы решения экстремальных задач. Наука, М., 1980.

70. Н. М. Власов И.И. Федик. Тепловыделяющие элементы ядерных ракетных двигателей. ЦНИИатоминформ, Москва, 2001.

71. В. А. Кузнецов. Ядерные реакторы космических энергетических установок. Атомиздат, Москва, 1997.

72. Ю. Б. Кудряшов. Радиационная биофизика (ионизирующие излучения). М.: ФИЗМАТЛИТ, Москва, 2004.

73. Р. Ф. Фейнман Р.Б.Лейтон М.Сэнде. Фейнмановские лекции по физике.Вып.1−9. Издательство ЛКИ, Москва, 2008.

74. И. Я. Емельянов П.А.Гаврилов Б. Н. Селиверстов. Управление и безопасность ядерных энергетических установок. Атомиздат, Москва, 1975.

75. И. Я. Емельянов А.П.Еперин А. Н. Алексаков и др. Автоматическая система управления распределением мощности в энергетическом реакторе. Атомная энергия, 49(6):357−363, 1980.

76. В. П. Поваров. Разработка и совершенствование методик экспериментального определения нейтронно-физических характеристик ВВЭР-1000. PhD thesis, Специальность^. 14.03,Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, Москва, 2002.

77. М. П. Лизоркин. Расчетное моделирование нейтронно-физических и сопряэ/сенных физико-теплогидравлических процессов в реакторах ВВЭР. PhD thesis, Специальность:05.14.03, Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, Москва, 2007.

78. А. О. Гольцев. Влияние пространственных неоднородностей на развитие нестационарных процессов в ядерных реакторах на тепловых нейтронах. PhD thesis, Специальность:05.14.03, Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук, Москва, 2009.

79. В. П. Семинкин. Расчетно-экспериментальные методы обоснования поведения твэлов и TBC ВВЭР в аварийных режимах с большой течью из первого конутра. Специальность:05.14.03, Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук, Подольск, 2006.

80. С. Б. Выговский А.А.Семенов. ВЕРИФИКАЦИОННЫЙ ОТЧЕТ Верификация модели активной зоны hardnut по экспериментальным данным КлнАЭС. 2000.

81. V.G.Zimin and D.M.Baturin. Polynomial nodal method for solving neutron diffusion equations in hexagonal-z geometry. Ann. Nucl. Eneryy, 29:1105— 1117, 2002.

82. Н. О. Рябов. Разработка алгоритмов идентификации реакторной установки с ВВЭР-1000 с использованием комплексной модели энергоблока. PhD thesis, Специальность^. 14.03,Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, Москва, 2008.

83. В. А. Терешенок В.С.Степанов В. П. Поваров О.В.Лебедев В. В. Макеев.Предупреждение и подавление аксиальных ксеноновых колебаний в активной зоне ВВЭР-1000. Теплоэнергетика, (5): 11 15, 2003.

84. Y. Jiangqing P.J.Turinsky. Pressurized water reactor core maneuvering utilizing optimal control theory. Nuclear science and engineering, 129(2):97 123, 1998.

85. Д. М. Батурин О.А.Будникова С. Б. Выговский И.В.Галкин и д.р. Аттестационный паспорт программного средства: Программный комплекс «ПРОСТОР» (версия 1.0). Technical report, ЭНИКО ТСО, Калининская АЭС, 15.07.2002.

86. А. А. Семенов Д.А.Соловьев В. М. Чапаев. Аттестационный паспорт программного средства: Программа mkuOl (версия 1.0). Technical report, ЭНИКО ТСО, 21.02.2007.

87. А. А. Дружаев Н.В.Щукин А. Л. Черезов. Разработка модуля программы neutron-3d для расчета макропараметров. Научная сессия НИЯУ МИФИ-2011, Инновационные ядерные технологии (1):62−63, 2011.

88. Д. А. Соловьев А.А.Семенов С. Д. Романин. Компьютерная модель нового поколения rosa для курсового проектирования ЯЭУ космического назначения. Сборник трудов научной сессии МИФИ, 8:205−206, 2005.

89. Д. А. Соловьев А.А.Семенов С. Д. Романин. Новые возможности программного комплекса «го8а» для курсового проектирования. Сборник трудов научной сессии МИФИ, 8:112−113, 2006.

90. Д. А. Соловьев А.А.Семенов. Блок оптимизации борного регулирования для снижения накопления жидких радиоактивных отходов в переходных режимах ВВЭР-1000. Сборник трудов научной сессии МИФИ, 8:103 104, 46 2007.

91. Д. А. Соловьев А.А.Семенов. Блок оптимизации борного регулирования для снижения накопления жидких радиоактивных отходов в переходных режимах ВВЭР-1000. Научная сессия МИФИ-2009, 1:48, 2009.f.

92. Д. А. Соловьев А.А.Семенов. Анализ мирового опыта по созданию генераторов стратегий управления. Научная сессия НИЯУ МИФИ-2010, 1:46, 2010.

93. Д. А. Соловьев A.A. Семенов. Оптимизация регулирования РУ с ВВЭР-1000 в переходных режимах. Сборник аннотаций докладов научной сессии МИФИ, 1:172, 2009.

94. Д. А. Соловьев А.А.Семенов Н. В. Щукин. Проблемы оптимального управления ядерными реакторами. Ядерные измерительно-информационные технологии, Publishing House Technologies, 1(33):4—10, 2010.

95. Д. А. Соловьев А.А.Семенов Н. В. Щукин. Генераторы стратегий управления для ядерных реакторов. Научно-технический сборник «Вопросы атомной науки и техники «серия: физика ядерных реакторов, 3:57−62, 2010.

96. Д. А. Соловьев А.А.Семенов Н. В. Щукин. Три кита ГСУ математическая модель, синхронизация модели, алгоритм оптимизации. Аннотации докладов, Научная сессия НИЯУ МИФИ, 1:57, 2011.

97. Н. О. Рябов А.А.Семёнов Д. А. Соловьёв. Метод восстановления объемного энерговыделения в активной зоне ВВЭР-1000 по показаниям боковых ионизационных камер. Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов Волга 2006, pages 234−235, 4−8 Sept 2006.

98. Н. В. Щукин С.Д.Романин А. А. Семёнов Д.А.Соловьёв. Комплекс «КОР-СЭ» расчетной поддержки эксплуатации реакторов РБМК. Сборник трудов научной сессии МИФИ, 1:80−82, 2008.

99. Д. А. Соловьев А.А.Семенов. Алгоритм временной дискретизации уравнений нейтронной динамики комплекса rosa. Сборник трудов научной сессии МИФИ, 1:83−84, 2008.

100. А. А. Семёнов Д.А.Соловьёв. Метод построения модели реактиметра. Сборник аннотаций докладов научной сессии МИФИ, 1:47, 2009.

101. Д. А. Соловьев С.Б.Выговский А. А. Семенов. Методика определения эффективности аварийной защиты реактора на МКУ для ВВЭР-1000. Сборник аннотаций докладов научной сессии МИФИ 1:49, 2009.

102. С. Б. Выговский А.А.Семенов Н. О. Рябов Д.А.Соловьев С. И. Сидорова. Определение интегральной мощности активной зоны ВВЭР-1000 по показаниям БИК и температурным датчикам. Ядерные измерительно-информационные технологии, ИИЯУ МИФИ, 2(30):58−61, 2009.

103. Д. А. Соловьев А.А.Семенов Н. В. Щукин В.А.Гриненко Ф. В. Груздов Ф.В.Милюков. Выбор порога чувствительности для систем диагностики. Спецтехника и связь, 1:35−38, 2012.