Диплом, курсовая, контрольная работа
Помощь в написании студенческих работ

Регулирование и оптимизация ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС

Диссертация: Регулирование и оптимизация ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

После периода застоя в развитии атомной энергетики, вызванного Чернобыльскими событиями, благодаря постоянной работе по повышению культуры безопасности, совершенствованию эксплуатации и модернизации оборудования, а также информационно-разъяснительной работе с общественностью, недоверие к этой отрасли в общественном мнении было постепенно преодолено. В настоящее время атомная энергетика переживает… Читать ещё >

Содержание

  • Перечень принятых сокращений и условных обозначений
  • Глава 1. Исследование и обоснование актуальности задач по 14 оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС
    • 1. 1. Содержание работ по вводу в эксплуатацию
    • 1. 2. Эксплуатационные нагрузки при испытаниях и их влияние на ресурс 19 узлов и элементов
    • 1. 3. Цели и условия натурных испытаний при вводе в эксплуатацию
    • 1. 4. Ввод в эксплуатацию оборудования и сооружений после 29 длительного простоя и хранения
    • 1. 5. Оценка надежности оборудования и персонала в условиях нечеткой 33 информации по отказам
    • 1. 6. Регулирование ввода в эксплуатацию
    • 1. 7. Развитие натурных испытаний оборудования и сооружений при 52 вводе в эксплуатацию
    • 1. 8. Основные направления и задачи диссертационного исследования
  • Глава 2. Создание и развитие системы регулирования процесса ввода в эксплуатацию
    • 2. 1. Система документов, регулирующих ввод в эксплуатацию
    • 2. 2. Управление системой обеспечения качества ввода в эксплуатацию
    • 2. 3. Развитие регулирования процесса ввода в эксплуатацию
  • Глава 3. Разработка нормативных документов по вводу в эксплуатацию в рамках системного подхода
    • 3. 1. Готовность систем, оборудования и помещений энергоблоков
    • 3. 2. Организация пусконаладочных работ на атомных станциях
    • 3. 3. Научно-техническое руководство и авторский надзор
    • 3. 4. Генеральный подряд
    • 3. 5. Организационно-распорядительная документация
    • 3. 6. Пусконаладочная документация
    • 3. 7. Объем, последовательность и планирование ввода в эксплуатацию
    • 3. 8. Производство и приемка работ по вводу в эксплуатацию
  • Глава 4. Оптимизация испытаний при вводе в эксплуатацию
    • 4. 1. Исследования уровня и испытания систем измерения уровня в 144 парогенераторах
    • 4. 2. Гидродинамические и теплохимические испытания и исследования 156 парогенераторов
    • 4. 3. Исследование поведения энергоблока при импульсной разгрузке 181 турбогенератора
    • 4. 4. Теплогидравлические испытания верхнего блока реактора
    • 4. 5. Контроль нагрузок, влияющих на остаточный ресурс оборудования
  • Глава 5. Структура и модель процесса ввода в эксплуатацию
    • 5. 1. Состояния процесса ввода в эксплуатацию
    • 5. 2. Структура и модель графиков ввода в эксплуатацию
    • 5. 3. Вероятностная модель планирования ввода в эксплуатацию
    • 5. 4. Критерии надежности
    • 5. 5. Модель и критерии эффективности ввода в эксплуатацию
  • Глава 6. Идентификация и оценка рисков при вводе энергоблока в эксплуатацию и их влияния на процесс ввода в эксплуатацию
    • 6. 1. Риски при вводе в эксплуатацию
    • 6. 2. Влияние рисков на продолжительность процесса ввода в 229 эксплуатацию
    • 6. 3. Методика оценки рисков при сооружении и вводе в эксплуатацию 240 энергоблока
    • 6. 4. Оценка влияния рисков на увеличение сроков выполнения работ
    • 6. 5. Оптимизация продолжительности и затрат на ввод блока АС в 252 эксплуатацию

Регулирование и оптимизация ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

После периода застоя в развитии атомной энергетики, вызванного Чернобыльскими событиями, благодаря постоянной работе по повышению культуры безопасности, совершенствованию эксплуатации и модернизации оборудования, а также информационно-разъяснительной работе с общественностью, недоверие к этой отрасли в общественном мнении было постепенно преодолено. В настоящее время атомная энергетика переживает настоящий ренессанс во многих странах мира. Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007;2010 годы и на перспективу до 2015 года», утвержденной постановлением Правительства Российской Федерации от Об. 10.2006г. № 605 предусмотрено к 2012 году довести темпы ввода новых мощностей АЭС в России не менее, чем до двух энергоблоков в год.

Ввод в эксплуатацию энергоблока АЭС является заключительной стадией его создания. Этой стадии предшествуют разработка, проектирование, строительство и монтаж оборудования.

Согласно определению «Общих положений обеспечения безопасности атомных станций» [1] ВВОД В ЭКСПЛУАТАЦИЮ — это процесс, во время которого системы и оборудование блока АС или АС в целом начинают функционировать и проверяется их соответствие проекту. Процесс включает предпусковые наладочные работы, физический и энергетический пуски, опытно-промышленную эксплуатацию и завершается сдачей АС в промышленную эксплуатацию.

Выполняемые при вводе блока в эксплуатацию испытания должны подтвердить, что системы (элементы), в том числе важные для безопасности, и блок в целом выполнены и функционируют в соответствии с проектом, а выявленные несоответствия задокументированы и устранены.

В международной практике также используется следующее определение ввода в эксплуатацию:

Ввод в эксплуатацию — это все меры и мероприятия, которые должны быть закончены до начала пробной эксплуатации блока, и состоявшие, кроме всего прочего, из функциональных и предэксплуатационных испытаний, измерений, наладочных работ, которые потребуются для оценки работоспособности систем, их поведения при эксплуатации, а также для установления эффективного режима работы и надежности отдельных систем блока и самого блока в целом".

В период ввода блока в эксплуатацию выполняются:

• проверка качества проектирования, изготовления, строительства и монтажа;

• очистка, маркировка, внешний и внутренний визуальные осмотры;

• проверка соответствия систем и оборудования требованиям проекта;

• сравнительный анализ проектных и достигнутых показателей оборудования и систем блока;

• выявление и устранение несоответствий систем и компонентов;

• подтверждение безопасности блока;

• регулировка параметров и уточнение методов эксплуатации;

• сбор данных для обеспечения основной информацией, необходимой для дальнейшей эксплуатации блока;

• проверка готовности эксплуатационной документации;

• контроль готовности эксплуатационного персонала к этапам ввода блока в эксплуатацию;

• обучение и приобретение навыков эксплуатации систем и оборудования блока эксплуатационным персоналом;

1 • проверка внесения в проект блока изменений, выполненных на ранее введенных энергоблоках данного типа по результатам пусконаладочных работ и эксплуатации систем и оборудования.

Ввод в эксплуатацию является завершающим периодом сооружения энергоблока АЭС, во время которого производится наладка систем и оборудования, подготовка их к эксплуатации и собственно ввод в эксплуатацию.

Ввод энергоблока АЭС в эксплуатацию начинается с момента подачи напряжения на потребители собственных нужд энергоблока или АЭС по проектной схеме и передачи из монтажа первой системы, на которой по графику должны выполняться пусконаладочные работы на этапе «Предпусковые наладочные работы».

Пусконаладочные работы являются важнейшей составной частью процесса ввода в эксплуатацию.

Пусконаладочные работы — это комплекс работ по контролю, настройке и испытаниям оборудования, элементов систем, обеспечивающий надежную и безопасную работу, достижение проектных параметров, ввод в эксплуатацию систем, оборудования и энергоблока в целом. К пусконаладочным работам относится весь комплекс работ, выполняемых в период подготовки и проведения индивидуальных испытаний и комплексного опробования оборудования.

Пусконаладочные работы на АЭС осуществляются в два периода:

— подготовительный период пусконаладочных работ, до начала периода ввода энергоблока АЭС в эксплуатацию;

— период ввода энергоблока АЭС в эксплуатацию.

Ввод в эксплуатацию можно подразделить на следующие виды: ввод нового энергоблока после завершения строительно-монтажных работввод в эксплуатацию после длительного простоя и хранения оборудования в связи с приостановкой строительства нового блокаввод в эксплуатацию после длительного простоя и хранения оборудования в связи с приостановкой эксплуатации энергоблокаввод блока после модернизации и проведения мероприятий в связи с продлением срока эксплуатации.

В данной работе рассмотрен как ввод в эксплуатацию вновь построенного блока, так и ввод после* длительного простоя и хранения оборудования, который имеет свои особенности.

Ввод после модернизации и проведения мероприятий в связи с продлением срока эксплуатации отличается от обычного пуска в эксплуатацию после проведения ремонта необходимостью проведения испытаний систем, подвергнутых реконструкции и модернизации, и в отдельном рассмотрении не нуждается.

Частные задачи, относящиеся к проблеме оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, решались и решаются различными авторами в течение многих лет. Однако комплексный научный, подход к данной многоплановой научно-технической проблеме в целом не применялся, что приводило к упущениям в разработке ряда важных задач, относящихся к данной проблеме.

Со времени выхода в свет первой’монографии, посвященной пусконаладочным работам на АЭС с ВВЭР [2], прошло более четверти века. Огромный опыт, накопленный за этот период при вводе в эксплуатацию десятков энергоблоков в нашей стране и при техническом содействии нашей страны за рубежом, не был обобщен и изложен в систематизированном виде. Работа [3], посвященная вводу в эксплуатацию, касается работ, выполняемых Главным конструктором реакторной установки* на. завершающем этапе разработки проекта РУ, включая разработку проектной* пусконаладочной документации и авторский’надзор, и не охватывает многих других работ и вопросов, решаемых в процессе ввода энергоблока. Работа [4] рассматривает вопросы оптимизации условий. эксплуатации реакторных установок, решаемые на стадии ввода в эксплуатацию, и также не является примером комплексного подхода к проблеме ввода в эксплуатацию.

Настоящая работа выполнялась автором' с начала 80-х годов прошлого века и начиналась с решения частных задач. В основу работы положен многолетний личный опыт работы автора по организации, регулированию процесса ввода в эксплуатацию, оптимизации испытаний и процесса в целом и решению, многочисленных научных и технических вопросов и задач, возникавших при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС" [5]. В процессе систематизации и научного обобщения опыта работ по вводу в эксплуатацию автором была выявлена необходимость формулирования и. решения проблемы оптимизации процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС в целом. По мнению автораданную диссертационную работу следует считать первой работой, содержащей систематизированное и обобщенное решение проблемы оптимизации ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС, основанное на опыте, накопленном за последние десятилетия.

Проблема оптимизации ввода в эксплуатацию в настоящей работе решалась от частного к общему. Основой оптимизации процесса ввода в эксплуатацию стало решение общих организационных и технических вопросов, включающих обеспечение, подготовку, организацию работ, обеспечение безопасности, руководство и управление вводом в эксплуатацию, а также правила допуска, разрешения выполнения, производства, оформления результатов и приемки работ по вводу в эксплуатацию. Ввиду многоплановости проблемы в процессе ее решения была выявлена актуальность создания и разработки (усовершенствования):

• структуры и системы нормативных документов по регулированию процесса ввода в эксплуатацию;

• методологии идентификации и оценки рисков при вводе энергоблока в эксплуатацию и их влияния на сроки ввода в эксплуатацию;

• методик натурных испытаний при вводе энергоблока в эксплуатацию;

• критериев надежности и эффективности испытаний;

• математической модели процесса ввода в эксплуатацию.

Обобщая все вышеуказанные вопросы, можно сформулировать:

Оптимизация процесса ввода в эксплуатацию — это многогранная проблема долгосрочного порядка, включающая обеспечение и повышение безопасности, надежности и экономичности оборудования, оптимальности сроков ввода в эксплуатацию, сбережения ресурса оборудования, экономичности процесса ввода в эксплуатацию.

Результаты исследования поведения энергоблока при импульсной разгрузке ТГ показали, что конечное значение электрической мощности ТГ превышает исходное значение примерно на 10 МВт, что связано с дополнительным открытием регулирующих клапанов перед ЦВД, вызванным работой регулятора частоты (во время действия ИР скорость вращения ротора турбины уменьшилась на 10 оборотов/мин). В связи с этим для регулятора мощности было сформировано дополнительное условие: «Задание задатчика конечной мощности в момент закрытия БРУ-К должно быть не более, чем исходное значение электрической мощности ТГ».

Для оптимизации динамического процесса и уменьшения роста давления в ГПК были проведены дополнительные испытания на остановленной турбине при положении регулирующих клапанов, соответствующем номинальной нагрузке энергоблока. В процессе испытаний фиксировалось время закрытого состояния клапанов во время срабатывания ИР. По результатам испытаний были внесены изменения в настройки параметров ИР. При последующем испытании ИР со сбросом электрической нагрузки ТГ на 450 МВт от исходного значения (1000 МВт) зафиксировано увеличение давления в ГПК до 6,65 МПа (в предыдущем опыте с ИР давление увеличивалось до 6,7 Мпа).

4.4. Теплогидравлические испытания верхнего блока реактора.

Для подержания требуемых температурных условий элементов оборудования и воздушной среды в герметичной части реакторного отделения используются системы принудительной вентиляции. Система вентиляции верхнего блока реакторной установки ВВЭР-1000 предназначена для охлаждения электромагнитов приводов СУЗ, каналов нейтронных измерений (КНИ) и температурного контроля (КТК).

Для охлаждения ВБ серийной РУ В-320 воздух с температурой <60°С из реакторного зала поступает в шестигранные кожухи приводов СУЗ, к КТК и КНИ, нагревается и через шесть вентиляционных коробов размером 500×200 мм направляется в воздушный коллектор, выполненный в виде разомкнутого кольца. Из воздушного коллектора воздух поступает по одному из трех в работающий вентиляционный агрегат. На всасе вентилятора он охлаждается в воздухоохладителе. Проектный суммарный расход воздуха в системе охлаждения ВБ 27 700 м3/ч при ТВХ=60°С, неравномерность расхода воздуха по приводам составляет до 50 м3/ч.

Теплогидравлические испытания ВБ проводятся при вводе в эксплуатацию каждой реакторной установки с целью определения теплогидравлических характеристик тракта охлаждения ВБ и подтверждения их соответствия проектным значениям при фактических условиях сборки ВБ и элементов вентиляции ВБ. Испытания предусматривают проверку температурного режима элементов конструкций верхнего блока, а также контроль температур и распределения расходов воздуха на охлаждение элементов приводов СУЗ (блок электромагнитов, штепсельные разъёмы датчиков КТК и КНИ).

Основные контролируемые параметры ВБ и проектные критерии для реакторной установки В-320 приведены в таблице 4.2.

Испытания проводятся на основных этапах ввода в эксплуатацию в режимах: разогрев первого контура до «горячего» состояниястационарные режимы в «горячем» состоянии РУ при различных комбинациях работы вентиляционных агрегатов системы охлаждения ВБотключение всех вентиляционных агрегатов системы охлаждения ВБгидравлические испытания первого контурастационарные и переходные режимы на различных уровнях мощности РУрасхолаживание первого контура до 60 °C со скоростью 30 °С/ч и 60 °С/ч.

Целью испытаний с имитацией режимов аварийного отключения систем вентиляции ВБ на подэтапах горячей обкатки оборудования РУ и освоения номинальной мощности является определение допустимого времени перерыва подачи охлаждающего воздуха от систем вентиляции оборудования ВБ.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

1. В результате проведенных исследований автора обоснована актуальность, сформулирована и решена комплексная научно-техническая проблема оптимизации процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АС.

Определены и разработаны следующие основные направления, составляющие проблему:

— регулирование процесса ввода в эксплуатацию;

— планирование ввода в эксплуатацию;

— оптимизация испытаний оборудования и сооружений при вводе в эксплуатацию;

— управление ресурсными характеристиками оборудования и сооружений при вводе в эксплуатацию.

2. Решена проблема создания и развития системы регулирования процесса ввода в эксплуатацию, в том числе:

• Определены цели и задачи регулирования процесса ввода в эксплуатацию путем внесения в этот процесс оптимальной организации, обеспечения единства и взаимосвязи действий по вводу в эксплуатацию, позволяющих осуществить процесс ввода в эксплуатацию наиболее безопасным и экономичным путем с минимально необходимыми материальными и трудовыми затратами, а также минимальными затратами времени и ресурса оборудования.

• Разработаны структура и состав системы документов, регулирующих ввод в эксплуатацию энергоблоков АС.

• Решена задача разработки и внедрения в рамках системного подхода нормативной документации для регулирования процесса ввода АС в эксплуатацию. Разработана и практически применена на десятках введенных энергоблоков при поточном вводе в эксплуатацию атомных энергоблоков в нашей стране и за рубежом система нормативных документов по регулированию ввода в эксплуатацию, включающая 193 документа различного уровня.

• Впервые в нашей стране сформулированы и разработаны основные положения деятельности по обеспечению качества на АС, основанные на рекомендациях руководств МАГАТЭ по безопасности, Система обеспечения качества при вводе в эксплуатацию с разработкой и реализацией программы обеспечения качества при вводе АС в эксплуатацию ПОКАС (ВЭ) применена при вводе в эксплуатацию энергоблока № 1 Ростовской АЭС, энергоблока № 3 Калининской АЭС, а также Тяньваньской АЭС в Китае, с учетом особенностей системы менеджмента качества, принятой в этой стране.

• В связи с ужесточением требований по безопасности, изменением экономических, организационных условий функционирования и создания объектов атомной энергетики, введением за прошедший период новой нормативной базы, а также полученным опытом в новых условиях на вновь введенных энергоблоках, сформулированы и реализуются задачи совершенствования и пересмотра структуры и состава системы документов, регулирующих ввод в эксплуатацию энергоблоков АС.

3. Решена проблема выбора стратегии и системного планирования процесса ввода в эксплуатацию, разработаны структура и модель процесса ввода в эксплуатацию:

• Разработана и реализована на введенных энергоблоках в нашей стране и за рубежом 4-х уровневая система планирования ввода в эксплуатацию.

• При анализе процесса ввода в эксплуатацию определены возможные целевые и нецелевые состояния процесса и переходы этих состояний в процессе ввода в эксплуатацию.

• На основании данной характеристики состояний процесса ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС и связей между ними разработана математическая модель процесса ввода в эксплуатацию, основанная на вероятностном подходе к планированию ввода в эксплуатацию, учитывающая техногенные и антропогенные риски возникновения отказов оборудования в реальном процессе проведения работ.

• Построена классификация отказов по их влиянию на процесс ввода в эксплуатацию. Наряду с классификацией по времени задержки введена классификация отказов по их влиянию на ресурс оборудования.

• Получены выражения для оценки среднего прироста времени в процессе планирования из-за наличия отказов, для дисперсии и относительной ширины распределения времен задержки.

• Показано, что поскольку число событий (отказов оборудования за период ввода в эксплуатацию) достаточно велико, вероятностный подход в планировании ввода в эксплуатацию является адекватным и дает вполне удовлетворительные оценки характеристик реального процесса.

• Предложена математическая модель эффективного вложения средств при выполнении ПНР и критерии эффективности ввода в эксплуатацию. Получено выражение для функционала в виде суммы функций, определяющих различные характеристики процесса ПНР, каждая из которых зависит только от одной переменной, в предположении о независимости отдельных отказов, влияющих на эффективность ввода в эксплуатацию, друг от друга.

4. С целью учета и прогнозирования рисков при вводе в эксплуатацию разработана методика идентификации и экспертной оценки факторов риска, влияющих на сроки сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС.

При практическом приложении методики:

• Установлены общие организационные и технические факторы (риски), влияющие на эффективность и оптимальность процесса ввода в эксплуатацию.

• Для учета и прогнозирования рисков разработанная методика применена для оценки влияния рисков на сроки сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблока № 1 АЭС «Бушер» в Иране.

• В результате анализа опыта, полученного на ряде энергоблоков АЭС, установлены основные риски, увеличивающие продолжительность процесса ввода в эксплуатацию и затрат на ввод в эксплуатацию. С целью оптимизации продолжительности и затрат предложены мероприятия по уменьшению влияния этих рисков. По указанной методике выполнены экспертные оценки ожидаемого сокращения продолжительности и затрат на выполнение работ по вводу в эксплуатацию в результате реализации предлагаемых мероприятий.

5. Решены задачи оптимизации испытаний оборудования и сооружений при вводе в эксплуатацию.

При решении задач оптимизации натурных испытаний при вводе в эксплуатацию:

• Разработаны и реализованы рекомендации по совершенствованию объема, состава и последовательности испытаний.

• Важным резервом повышения эффективности натурных испытаний при вводе в эксплуатацию определено сопутствующее решение научно-технических задач путем натурных исследований при вводе в эксплуатацию и совершенствование методик испытаний, включающее также совершенствование средств испытаний. Такие исследования отражают личный вклад автора в решение отраслевых научно-технических задач путем выполнения исследований в натурных условиях при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС.

• Решены задачи совершенствования методик испытаний и решения ряда научно-технических вопросов путем сопутствующих натурных исследований при вводе в эксплуатацию:

— исследований уровня и испытаний систем измерения уровня в парогенераторах для разработки рекомендаций по повышению их точности и надежности;

— гидродинамических и теплохимических испытаний и исследований парогенераторов с целью повышения надежности коллекторов и теплообменных труб парогенераторов;

— разработки и применения кондуктометрического метода при исследованиях действительного уровня и солесодержания в парогенераторах;

— разработки концепции прочности металла, основанной на детерминированных моделях роста физических признаков повреждения металла. Предложен функционал, состоящий из набора соответствующих детерминированных функций, учитывающий влияние физико-химических факторов, ранее исключавшихся из расчетов;

— исследования поведения энергоблока при импульсной разгрузке турбогенератора. Для оптимизации динамического процесса, достижения проектного автоматического управления блоком в режиме ИР ТГ и уменьшения роста давления в ГПК предложены и реализованы: измененная структурная схема действия ИР, алгоритм опережающего открытия БРУ-К по факту срабатывания ИР, для ЭЧСР алгоритм слежения от момента появления сигнала ИР до момента исчезновения сигнала «БРУК активны», внесены изменения в настройки параметров ИР;

— теплогидравлических испытаний верхнего блока реактора. Предложена обобщающая опытные данные зависимость, описывающая температуру элементов ВБ в стационарных и переходных режимах, включая режимы без охлаждения ВБ, позволяющая определить температуру ответственных узлов оборудования ВБ путем измерения штатных параметров РУ при эксплуатации;

— контроля нагрузок, влияющих на остаточный ресурс оборудования РУ, выявления процессов, не предусмотренных проектом и влияющих на ресурс оборудования.

6. Решены задачи управления ресурсными характеристиками оборудования при вводе в эксплуатацию:

• разработаны мероприятия по повышению ресурса парогенераторов;

• разработаны мероприятия, повышающие надежность и ресурс работы элементов верхнего блока реактора;

• определены и отработаны мероприятия, обеспечивающие проектные условия проведения эксплуатационных режимов для наиболее нагруженных узлов РУ;

• разработана и реализована на энергоблоках №№ 1 и 2 Ростовской АЭС методология ввода в эксплуатацию оборудования после длительного простоя и хранения.

Показать весь текст

Список литературы

  1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ — 88/97. НП-001−97). М., 1997. 41 с.
  2. А.П., Трофимов Б. А., Игнатенко Е. И., Кучерский Ю. А., Пыткин Ю. Н. Пусконаладочные работы на АЭС с реакторами типа ВВЭР. М., Атомиздат, 1980, 108 с.
  3. В.П., Воронков А. В., Драгунов Ю. Г., Беркович В. Я., Потапов В. И. Ввод в эксплуатацию реакторных установок ВВЭР на АЭС завершающий этап разработки проектов. М.: ИздАТ, 2006, 496 с.
  4. С.И. Рясный. Оптимизация условий эксплуатации оборудования и сооружений реакторных установок с водяным теплоносителем. М., Энергоатомиздат, 2006, 464 с.
  5. Э.С., Котлов В. М. Технология пусконаладочных работ атомных станций. «Труды Моск. энерг. ин-та». № 661, 1993, с. 5−10.
  6. СТО 1.1.1.03.003.0691−2006. Пусконаладочные работы на атомных станциях с реакторами типа ВВЭР. Объем и последовательность пусконаладочных работ. Концерн «Росэнергоатом», 2006.
  7. ОСТ 34−37−791−85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Объем и последовательность ПНР. Общие положения. МэиЭ СССР, 1985.
  8. ОСТ 34−37−794−85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Объем и последовательность ПНР. МэиЭ СССР, 1985.
  9. Н.А., Каплунов С. М., Прусс Л. В. Вибрация и долговечность судового энергетического оборудования. Л., Судостроение, 1985, 304 с.
  10. Установка реакторная В-320. Пояснительная записка. Описание проектных режимов. 320.00.00.00.000 П31, ГКАЭ, ОКБ «Гидропресс», 1979.
  11. .Н., Драгунов Ю. Г., Портнов Б. Б., Селезнев А. В. Экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности оборудования ВВЭР. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004, 640 с.
  12. Н.Б. Трунов, С. А. Логвинов, Ю. Г. Драгунов. Гидродинамические и теплохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2001, 316 с.
  13. Курт Фишер. Новые системы диагноза и методы испытаний. Доклад на симпозиуме фирмы КВУ. Москва, август 1984 г.
  14. Gilpin D. Assessing when equipment will need replacing. «Nuclear engineering international», 1987, v. 32, № 396, p. 42−47.
  15. А. Ф. Ресурс эксплуатации сосудов и трубопроводов АЭС. М.: Энергоатомиздат. 2000, 427 с.
  16. А. Ф., Махутов Н. А., Дранченко Б. Н. и др. Способ определения напряженного состояния конструкций энергетического оборудования. Авторское свидетельство № 166 205, Б. И., 1996 г., № 25.
  17. Э.С., Рясный С. И., Хайретдинов В. У. Проблемы эффективности натурных испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблоков АЭС. «Электрические станции». № 9, 2007, с. 10−14.
  18. РД-30−0281−01. Положение по управлению ресурсными характеристиками элементов энергоблока АС. Концерн «Росэнергоатом». Москва, 2001.
  19. А.В., Острейковский В. А. Оценивание характеристик надёжности элементов и систем ЯЭУ комбинированными методами, Москва, Энергоатомиздат, 1993.
  20. Ю.В. Теоретико-расчетные модели для оценок и обеспечения надежности и безопасности реакторных установок. Изв. ВУЗов: «Ядерная энергетика». № 6, 1995.
  21. С.Д., Гурвич Ф. Г. Математико-статистические методы экспертных оценок. М.: Финансы и статистика. 1980, 199 с.
  22. М. Ранговые корреляции. М.: Мир. 1978, 345 с.
  23. Ю.В. Волков, Д. С. Самохин, А. В. Антонов и др. Автоматизированная информационная система по показателям надежности оборудования и персоналаядерно-опасных производств (АИСПНОП). Отчет о НИР. № гос. per. 0120.507 485/ИАТЭ. Обнинск, 2004, 44 с.
  24. Л.А. Понятие лингвистической переменной и его применение к принятию приближенных решений. М: Мир, 1976, 176 с.
  25. Zadeh L.A. Fuzzy sets // Information and control. 1965, v.8, p. 338−353.
  26. A.H. Аверкин и др. Нечеткие множества в моделях управления и искусственного интеллекта. М: Наука, 1986, 312 с.
  27. РД-03−113−94. Положение по организации и проведению экспертизы проектных и других материалов и документации, обосновывающих безопасность ядерно- и радиационно опасных объектов (изделий) и производств (технологий). Минюст РФ. 1994.
  28. В.В. Нечетко-вероятностные модели в задачах анализа и оценки риска. Сборник трудов Всероссийской конференции «Радиационная безопасность человека и окружающей среды». Москва, 2002.
  29. А.Е. Алтунин, М. В. Семухин. Модели и алгоритмы принятия решений в нечетких условиях. Издательство Тюменского государственного университета, 2002.
  30. С.И. Словарь русского языка. М.: Рус. яз., 1984, 797 с.
  31. В.А. Сидоренко. Научное руководство в атомной энергетике. «Бюллетень по атомной энергии». № 11, 2001, с. 17−24.
  32. Методы и результаты исследований напряженного состояния реакторной установки ВВЭР-1000 при эксплуатации. Серия «Научно-технический прогресс в машиностроении», выпуск 36. Москва, 1992, 116 с.
  33. Э.С. Регулирование процесса ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС. «Электрические станции». № 10, 2007, с. 2−6.
  34. Основные правила обеспечения эксплуатации атомных станций (ОПЭ АС). М.: РУССЛИТ, 1995, 304 с.
  35. ГОСТ Р ИСО 9000−2001. Системы менеджмента качества. Основные положения и словарь. Госстандарт России, М., 2001, 26 с.
  36. Э.С. Управление системой обеспечения качества ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС. «Электрические станции». № 1, 2008, с. 39−43.
  37. СТО 1.1.1.03.003.0690−2006. Пусконаладочные работы на атомных станциях с реакторами типа ВВЭР. Термины и определения. Концерн «Росэнергоатом», 2006.
  38. СТО 1.1.1.03.003.0692−2006. Пусконаладочные работы на атомных станциях с реакторами типа ВВЭР. Организация пусконаладочных работ на атомных станциях. Правила производства и приемки. Общие положения. Концерн «Росэнергоатом», 2006.
  39. ОСТ 34−37−785−85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Организация ПНР. Типовое положение о государственной приемочной комиссии. МэиЭ СССР, 1985.
  40. ОСТ 34−37−787−85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными< энергетическими реакторами. Организация ПНР. Типовое положение о рабочей комиссии. МэиЭ СССР, 1985.
  41. ОСТ 34−37−782−85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Общие положения. МэиЭ СССР, 1985.
  42. ОСТ 34−37−783−85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Термины и определения. МэиЭ СССР, 1985.
  43. OCT 34−37−784−85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Организация ПНР. Правила производства и приемки. Общие положения. МэиЭ СССР, 1985.
  44. Э.С. Сааков, С. И. Рясный. Ввод в эксплуатацию энергоблоков АЭС. М., Энергоатомиздат, 2007, 496 с.
  45. ТТ-86. Технические требования готовности систем, оборудования и помещений энергоблоков атомных станций с реакторами ВВЭР и РБМК к этапам ПНР (с изменением 1990 г.). МАЭ СССР, 1986.
  46. Положение об организации пусконаладочных работ на атомных станциях Минатомэнерго СССР и обеспечении безопасности их выполнения. МАЭ СССР, 1986.
  47. Положение о научно-техническом руководстве и авторском надзоре при проведении пусков АС с реакторами типа ВВЭР, сооружаемых по заказам Минатомэнерго СССР (с изменением 1993 г.). МАЭ СССР, 1987.
  48. ПНАЭ Г-1−024−90. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89). Госпроматомнадзор СССР, 1990.
  49. ВСН АС-90. Правила приемки в эксплуатацию законченных строительством энергоблоков атомных станций. МАЭП СССР, 1990.
  50. Положение о генеральном подряде при проведении ПНР на вновь вводимых энергоблоках АЭС, АТЭЦ, ACT. МАЭ СССР, 1987.
  51. ОСТ 34−37−807−85. Пусконаладочные работы на АС с водо-водяными энергетическими реакторами. Отчетная документация. Протоколы пусконаладочных работ. МэиЭ СССР, 1985.
  52. Типовой график проведения пусконаладочных работ на блоке с реактором ВВЭР-1000. МэиЭ СССР, 1983.
  53. Типовой график проведения пусконаладочных работ на блоке с реактором РБМК. МэиЭ СССР, 1979.
  54. Э.С., Дерий В. П., Рясный С. И. Особенности ввода в эксплуатацию энергоблока № 1 Ростовской АЭС после длительной консервации. Атомные электрические станции России. Полувековой юбилей: Сб. ст. под общ. ред. О. М. Сараева. Москва, 2004, с. 121−129.
  55. СНиП 3.05.06−85. Электротехнические устройства. Госстрой СССР, 1985.
  56. ГОСТ 34.601−90. Автоматизированные системы. Стадии создания.
  57. ГОСТ 34.603−92. Виды испытаний автоматизированных систем.
  58. СНиП 3.05.05−84. Правила производства и приемки работ. Технологическое оборудование и технологически трубопроводы. Госстрой СССР, 1984.
  59. Е.П., Сааков Э. С., Севастьянов В. П. Дискретный уровнемер физического уровня теплоносителя. «Приборы и системы управления». № 10, 1983, с. 2324.
  60. Э.С., Свистунов Е. П., Дементьев Б. А. Использование электрозондирования для измерения действительного уровня воды в парогенераторе. «Теплоэнергетика». № 5, 1982, с. 70−72.
  61. А.И., Козлов Ю. В. и др. Исследования сепарации пара в парогенераторах АЭС с ВВЭР-440. «Теплоэнергетика». № 12, 1977, с. 23−26.
  62. Э.С., Свистунов Е. П., Пикус В. Ю. и др. Исследование выравнивающей способности погруженного дырчатого листа парогенератора ПГВ-1000. «Теплоэнергетика». № 7, 1992, с. 50−55.
  63. A.I. Dmitriev, Ju. W. Kozlov, S.A. Logvinov et al. Separation characteristics of horizontal steam generator. Proceedings of international Seminar of horizontal steam generator modeling. Lappenranta/ Finland, 1991. Vol.1, p. 63−78.
  64. Э.С. Сааков, Е. П. Свистунов и др. Комплексные испытания парогенератора ПГВ-1000. В сб. «Некоторые особенности пуска и эксплуатации АЭС» под общей редакцией Э. С. Саакова. Информэнерго, Москва, 1991.
  65. Е.П., Таранков Г. А., Сааков Э. С., Викин В. А. Измерение температурных полей в парогенераторе ПГВ-1000. Тез. докл. 8 Всес. конф. «Двухфазный поток в энергетических машинах и аппаратах», Ленинград, 23−25 окт., 1990.
  66. Сепарационные и тепловые испытания парогенераторов ПГВ-1000 5 блока НВАЭС. Отчет ОКБ «Гидропресс», ВНИИАМ, ВТИ. 1981. Арх.№- 12 023.
  67. Сепарационные и тепловые испытания парогенераторов ПГВ-1000 1 блока ЮУАЭС. Отчет ВТИ. 1986. Арх.№- 13 085.
  68. Д.Ф. и др. О концентрации растворимых примесей в водяном объеме ПГВ-1000. «Теплоэнергетика», № 12, 1987, с. 62−63.
  69. Э.С. Сааков, Е. П. Свистунов и др. Методика расчета распределения растворимых примесей в парогенераторе ПГВ-1000. В сб. «Некоторые особенности пуска и эксплуатации АЭС» под общей редакцией Э. С. Саакова. Информэнерго, Москва, 1991.
  70. Н.Г., Сааков Э. С., Горбуров В. И., Зорин В. М. Параметры двухфазного потока в горизонтальном парогенераторе типа ПГВ-1000. Тез. докл. 8 Всес. конф. «Двухфазный поток в энергетических машинах и аппаратах», Ленинград, 23−25 окг., 1990.
  71. Н.Б. Эскин, А. С. Григорьев, Л. А. Сиряпина и др. Промышленные теплохимические испытания парогенераторов ПГВ-1000М. «Электрические станции». № 4, 1990, с. 27−31.
  72. Гидродинамические измерения в парогенераторе № 1 блока № 6 АЭС «Козлодуй». Е. П. Свистунов, Н. Б. Трунов, С. И. Рясный, Э. С. Сааков и др. Отчет. «Атомтехэнерго». г. Козлодуй, 1992.
  73. Ю.В. Козлов, Е. П. Свистунов, Г. А. Таранков, Э. С. Сааков и др. Исследование распределения солей в водяном объеме парогенератора ПГВ-1000М с модернизированными системами раздачи питательной воды и продувки. «Электрические станции». № 9, 1991, с. 30−32.
  74. Несущая способность парогенераторов водо-водяных энергетических реакторов / Н. А. Махутов, Ю. Г. Драгунов, К. В. Фролов и др. М.: Наука, 2003, 440 стр.
  75. В.А., Горбатых В. П., Морозов А. В., Сааков Э. С. Концепция прочности металла: долговечность. «Вестник МЭИ». № 3, 1996, с. 63−71.
  76. С.В. Щелик, Н. Б. Шестаков, И. Н. Богомолов. Выбор и оптимизация режима продувки парогенераторов Калининской АЭС. 7-й международный семинар по горизонтальным парогенераторам. Сборник трудов. Подольск. ФГУП ОКБ «Гидропресс», 2006.
  77. Э.С. Сааков, С. И. Рясный. Теплогидравлические измерения верхнего блока реактора ВВЭР-1000 АЭС «Козлодуй». «Экспресс-информация». Энергетика и электрификация. Серия «Атомные электростанции», выпуск 7. Информэнерго, Москва, 1991, с. 1−6.
  78. Ю.В., Сааков Э. С., Тотмянин Н. А. Анализ результатов теплогидравлических испытаний элементов верхнего блока установок с ВВЭР-1000. «Тяжелое машиностроение». № 6, 1992, с. 33−35.
  79. С.И. Рясный, Э. С. Сааков. Влияние различных факторов на повреждаемость термонапряженных патрубков реакторной установки ВВЭР-1000. // Проблемы ресурса и безопасности энергетического оборудования. Институт машиноведения РАН. М., 1999, с. 86−95.
  80. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Москва, Энергоатомиздат, 1989.
  81. А. В. Судаков, А. С. Трофимов. Напряжение при пульсациях температур, Москва, Атомиздат, 1980, 63с.
  82. С.И. Рясный, Э. С. Сааков. Экспериментальное обоснование эксплуатационных условий узлов подпитки 1 контура реакторной установки ВВЭР-1000 при вводе в эксплуатацию. «Теплоэнергетика». № 12, 2005, с. 44−49.
  83. Э.С., Дерий В. П., Рясный С. И. Особенности ввода в эксплуатацию энергоблока № 1 Ростовской АЭС после длительной консервации. Атомные электрические станции России. Полувековой юбилей: Сб. ст. под общ. ред. О. М. Сараева. Москва, 2004, с. 121−129.
  84. С.И. Рясный, Э. С. Сааков, В. Ф. Терешин. Проверка эффективности регенеративного теплообменника подпитки-продувки 1 контура реакторной установки ВВЭР-1000. «Тяжелое машиностроение». № 1, 2005, с. 20−22.
  85. Теплообменники технологических систем АЭУ. Технические условия. ОСТ 108.302.01−85.
  86. Словарь терминов по оценке событий на АЭС / В. К. Горелихин, И. П. Лазарев, А. Н. Нерсесян. М.: ЦНИИатоминформ, 1992. 44 с.
  87. С.А. Культура безопасности на АЭС (конспект лекций) // Бюллетень центра общественной информации по Атомной энергии. 1997.№ 2, с.18−29- № 3, с.16−21- № 4, с. 25−31.
  88. В.И. Прогнозирование техногенного риска с помощью «Деревьев отказов»: Учебн. пособие / Курск, гос. техн. ун-т. Курск, 1997. 99 с.
  89. В.А., Попов Ю. П. Риск, надежность и безопасность. Система понятий и обозначений // Безопасность труда в промышленности. 1997. № 10, с. 39 42.
  90. М.А., Иванова Г. М. Надежность автоматизированных систем управления технологическими процессами. М.: Энергоатомиздат, 1989. 264 с.
  91. B.C., Кунтшер X., Петрухин Б. П., Степанянц А.С. Relex программа анализа надежности, безопасности, рисков // «Надежность». № 4, 2003, с. 42−64.
  92. А.С., Громов В. Н. Теоретические основы общего логико-вероятностного метода автоматизированного моделирования систем. СПб. БИТУ, 2000, 145 с.
  93. Методические указания по проведению анализа риска особо опасных промышленных объектов / Ю. А. Додонов, А. С. Решетов, В. И. Ефименко и др. // Безопасность труда в промышленности. 1995. № 9, с.38−41.
  94. Р.А., Сергеев Г. С. Технологический риск и обеспечение безопасности производства. М.: Знание, 1988. 64 с.
  95. Предупреждение крупных аварий: Практическое руководство- Пер. с англ. М.: МП «Рарог», 1992. 256 с.
  96. Дж., Макгиллем К. Вероятностные методы анализа сигналов и систем: Пер. с англ. М.: Мир. 1989. 376 с.
  97. Э.С. Сааков. Вероятностный подход в планировании ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС. Изв. вузов. Сев.-Кавк. регион. Техн. науки. № 1, 2008, с. 28−31.
  98. Е.С., Овчаров J1.A. Теория случайных процессов и ее инженерные приложения. М.: Наука. Гл. ред. Физ.-мат. лит., 1991. 384 с.
  99. И. А. Вероятностные модели надежности информационно-вычислительных систем. М.: Радио и связь. 1991. 132 с.
  100. Р., Прошан Ф. Математическая теория надежности: Пер. с англ. / Под ред. Б. В. Гнеденко. М.: Сов. радио.1969. 537 с.
  101. Р., Прошан Ф. Статистическая теория надежности и испытания на безотказность: Пер. с англ. И. А. Ушакова. М.: Наука. 1984. 452 с.
  102. С. В., Когаев В. П., Шнейдерович P.M. Несущая способность и расчет деталей машин на прочность. М.: Машгиз, 1963.
  103. .С. Основы теории и расчета надежности элементов и устройств автоматики и вычислительной техники. М.: Высшая школа. 1970. 272 с.
  104. И.Б., Кордонский Х. Б. Модели отказов. М.: Советское радио. 1966.
  105. П.Я., Степанова И. Д. Основы теории испытаний на надежность. -Минск: Наука и жизнь. 1972.
  106. Г. В. Надежность автоматических систем. М.: Энергия. 1977. 536 с.
  107. Г. Д. Принципы расходования ресурса и их использование для оценки надежности. М.: Знание, 1984. с. 51−97.
  108. Г. Д. Модели расходования ресурса изделий электронной техники // Министерство электронной промышленности СССР. Обзоры по электронной технике. Сер. 8. М.:ЦНИИ Электроника. Вып.1. 1977. 76 с.
  109. A.M. Надежность радиоэлектронных устройств. М.: Высшая школа. 1972. 272 с.
  110. И.М. Физические основы надежности (введение в физику отказов). Л.: Энергия. 1970. 152 с.
  111. М.И., Королев С. Ю. Физические основы надежности интегральных микросхем: Учебное пособие-Воронеж: Изд-во: Воронежского университета, 1995. 200 с.
  112. Л.Г. Предвестники отказов в изделиях электронной техники. М.: Радио и связь, 1989. 96 с.
  113. В.П., Дубицкий Л. Г. Выявление причин отказов РЭА / Под ред. Л. Г. Дубицкого. М.: Радио и связь, 1983. 232 с.
  114. В.Ф., Пивоварова Р. П. Параметрическая надежность и физические модели отказов интегральных схем. Воронеж: Изд-во ВГУ, 1983. 152 с.
  115. Д.В., Голинкевич Т. А., Мозгалевский А. В. Прогнозирование технического состояния и надежности радиоэлектронной аппаратуры. Под ред. Т. А. Голинкевича. М.: Сов. радио. 1974. 224 с.
  116. С.Б., Стрельников В. П. Проектирование и надежность многопроцессорных ЭВМ. М.: Радио и связь, 1988. 168 с.
  117. Прогнозирование технического состояния систем управления / Ю. Т. Костенко, Л. Г. Раскин Харьков: Основа. 1996. 303 с.
  118. Г. А. Основы обеспечения качества микроэлектронной аппаратуры. М.: Радио и связь. 1991. 232 с.
  119. Надежность и эффективность в технике: Справочник: В 10 т. Т.1: Методология. Организация. Терминология/ Под ред. А. И. Рембезы. М.: Машиностроение, 1986. 224 с.
  120. Надежность и эффективность в технике: Справочник: В 10 т. Т.5: Проектный анализ надежности / Под ред. В. И. Патрушева и А. И. Рембезы. М.: Машиностроение, 1988. 316 с.
  121. Надежность и эффективность в технике: Справочник: В 10 т. Т. 10: Справочные данные по условиям эксплуатации и характеристикам надежности / Под общ. ред. В. А. Кузнецова. М.: Машиностроение, 1990. 336 с.
  122. Дж. Техника надежности систем: Пер. с англ. М.: Наука, 1966. 300 с,
  123. ., Сингх Ч. Инженерные методы обеспечения надежности систем. М.: Мир, 1984. 318с.
  124. Дж. Большие системы. Связность, сложность и катастрофы: Пер. С англ. М.: Мир. 1982. 216 с.
  125. В.Н., Новиков Г. А., Щукин В. А. Возможный подход к прогнозам аварии в сложной технической системе // Безопасность труда в промышленности. 1992. № 6, с.57−59.
  126. Безопасное взаимодействие человека с техническими системами / В. Л. Лапин, Ф. Н. Рыжков, В. М. Попов, В. И. Томаков. Курск: Инфа. 1995. 238 с.
  127. .М. Безопасность систем с техникой повышенного риска «Проблемы безопасности при чрезвычайных ситуациях». Вып.4. 1997, с. 23 -36.
  128. В.Л. Методы анализа экзогенных составляющих рисков «Проблемы безопасности при чрезвычайных ситуациях». Вып.З. 1997, с. 18−36.
  129. Браун Дэвид Б. Анализ и разработка систем обеспечения техники безопасности: (системный подход в технике безопасности)'/ Пер. с англ. А. Н. Жовинского. М. Машиностроение, 1979. 360 с.
  130. Ю.Л. Безаварийность и диагностика нарушений в химических производствах. М.: Химия, 1990. 144 с.
  131. Э., Мюллер П. Методы принятия технических решений: Пер. с нем. М.: Мир, 1990. 208 с.
  132. Э.Дж., Кумамото X. Надежность технических систем и оценка риска / Пер. с англ. B.C. Сыромятникова, Г. С. Деминой- Под общ. ред. B.C. Сыромятникова. М.: Машиностроение, 1984. 528 с.
  133. В.В. Прогнозирование ресурса машин и конструкций М.: Машиностроение, 1984.
  134. В.А. Эксплуатация атомных станций. М., Энергоатомиздат, 1999, 928 с.
  135. В.В. Ресурс машин и конструкций. М.: Машиностроение, 1990.
  136. Р. Инженерная надежность и расчет на долговечность / Пер. с англ. Б. А. Чумаченко. М.-Л.: Энергия, 1966. 232 с.
  137. И.А., Черкесов Г. Н. Логико-вероятностные методы исследования надежности структурно-сложных систем. М.: Радио и связь. 1981.
  138. Дж., мл., Шнабель Р. Численные методы безусловной оптимизации и решения нелинейных уравнений: Пер. с англ. М.: Мир. 1988. 440 с.
  139. ГОСТ 27.002−89. Надежность в технике. Основные понятия. Термины и определения. Госстандарт России, 1989.
  140. Э.С. Сааков. Критерий эффективности ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС. Изв. вузов. Сев.-Кавк. регион. Техн. науки. № 6, 2007, с. 75−79.
  141. С.И., Шведова Н. Ю. Толковый словарь русского языка. М.: Азбуковник, 2003, 940 с.
  142. Г. Я. Стратегический инновационный менеджмент: Учебное пособие. Таганрог: Изд-во ТРТУ, 2004, 267 с.
  143. ., Сингх Ч. Инженерные методы обеспечения надежности систем. М.: Мир, 1984. 318с.
  144. Э.С., Рясный С. И. Влияние отказов оборудования на процесс ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС. «Тяжелое машиностроение». № 2, 2008, с. 2−5.
  145. С.И. Рясный, В. П. Дерий, В. М. Козловцев, В. Ф. Терешин. Испытания регенеративного теплообменника подпитки-продувки 1 контура при вводе в эксплуатацию энергоблока № 3 Калининской АЭС. «Тяжелое машиностроение». № 2, 2006, с. 10−13.
  146. Э.С., Цыбенко В. М., Рясный С. И. Методика прогнозирования продолжительности сооружения и ввода в эксплуатацию энергоблоков АЭС с учетом рисков. «Электрические станции». № 2, 2008, с. 4−8.
  147. Оценка рисков инновационного проекта (Фонд ТВН СПб-ГТУ). Статья на сайте www.fasie.ru.
  148. С.И., Сааков Э. С., Фомин М. Н. Ввод в эксплуатацию блока АЭС: оптимизация продолжительности и затрат. «Электрические станции». № 7, 2008, с. 4−9.
Заполнить форму текущей работой

На отлично!