CC BY
22
DOI 10.36622/^Ти.2021.17.6.003 УДК 004.7
РАЗРАБОТКА РАСПРЕДЕЛЕННОЙ ИНФОРМАЦИОННО-ВЫЧИСЛИТЕЛЬНОЙ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ БЛОКОМ НА НОВОВОРОНЕЖСКОЙ АЭС
Д.С. Синюков1, А.Д. Данилов2, А.А. Самодеенко1, А.А. Иванников1
Филиал АО «Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежская атомная станция»,
г. Нововоронеж, Россия
2Воронежский государственный технический университет, г. Воронеж, Россия
Aннотация: ядерные блоки атомных электростанций имеют длительный срок эксплуатации, что приводит к ситуации, когда в процессе эксплуатации технические и программные средства систем управления перестают отвечать текущим современным требованиям в плане надежности и безопасности их использования. В результате для продления срока действия ядерного блока требуется обязательное проведение модернизации информационно-вычислительной системы (ИВС) управления. Приводятся результаты такой работы, проведенной на 4 блоке Нововоронежской АЭС. При выборе оборудования для создания новой ИВС модернизируемого энергоблока был реализован принцип унификации. Программное обеспечение всех компонентов программно-технического комплекса ИВС, включая функции систем предоставления параметров безопасности и внутриреакторного контроля, реализовано на единых программных средствах. Представленные значения параметров сигналов на всех рабочих станциях программно-технического комплекса информационной системы, интерфейсы взаимодействия, человеко-машинный интерфейс и навигация по видеокадрам идентичны, что учитывает требования по оптимальному взаимодействию системы «человек-машина». Система удовлетворяет требованиям по обеспечению надёжности на основе резервирования, независимости, разнообразия, с учётом отказов по общей причине. Для этого ИВС была реализована в виде двухканальной информационной системы. Основной и дублирующий каналы измерения и обработки данных в программно-техническом комплексе ИВС функционируют одновременно в полном объеме. Разработанная информационно-вычислительная система позволила продлить срок эксплуатации 4 энергоблока Нововоронежской АЭС на 15 лет
Ключевые слова: информационно-вычислительная система, клиент-серверная архитектура, контроль параметров, устройство сопряжения с объектом, архив данных
Введение
Ядерные блоки атомных электростанций имеют длительный срок I эксплуатации, что приводит к ситуации, когда в процессе эксплуатации технические и программные средства систем управления перестают отвечать текущим современным требованиям в плане надежности и безопасности их использования. В результате для продления срока действия ядерного блока требуется обязательное проведение модернизации информационно-
вычислительной системы (ИВС) управления.
В данной статье приводятся результаты такой работы, проведенной на 4 блоке Нововоронежской АЭС.
При этом потребовалось создать резервный щит управления (РЩУ), произвести разделение систем питания и систем контроля и управления технологических систем нормальной эксплуатации и систем безопасности. Кроме этого были сохранены традиционные способы управления и контроля: управление с по-
© Синюков Д.С., Данилов А.Д., Самодеенко А.А., Иванников А.А., 2021
мощью индивидуальных ключей/кнопок, а также индивидуальные приборы и табло сигнализации, установленные на панелях и пультах блочного и резервного щитов управления (БЩУ/РЩУ). Плюс дополнительно был разработан компьютерный способ визуализации параметров на видеокадрах информационных систем.
Характеристика информационно-вычислительной системы ядерного блока до модернизации
На энергоблоке №4 Нововоронежской АЭС эксплуатировалось несколько разрозненных информационных систем, представляющих информацию о состоянии технологического оборудования эксплуатирующему персоналу БЩУ[1-4]. Например,
- система отображения технологической информации (СОТИ-М) на базе приборов Ш711/2-1;
- многоканальные приборы производства «Электроточприбор» для приема и обработки поочередно, а также выдачи до 4-х релейных каналов сигнализации по каждому параметру;
- программно-технический комплекс системы внутриреакторного контроля на базе аппаратуры СВРК-03-06 производства завода «Тензор», предназначенный для приёма и обработки сигналов от совокупности внутриреак торных датчиков, проведения тепло гидравлических и нейтронно-физических расчётов для определения состояния активной зо ны реактора и представления полученных дан ных оперативному персоналу БЩУ;
- система представления параметров безопасности на базе измерительных шкафов аппаратуры DAS и вычислительного уровня под управлением операционной системы OpenVMS, предназначенная для предоставления информации о состоянии технологических систем и расчёта состояния критических функций безопасности (КФБ) энергоблока.
Структурная схема информационно-вычислительной системы ядерного блока до модернизации представлена на рис. 1.
Рис. 1. Структурная схема информационно-вычислительной системы ядерного блока до модернизации: РС - рабочая станция, КСО - комплект специального оборудования, РО/ТО - реакторное/турбинное отделение, СВУ - сервер верхнего уровня, СДИ/СОП/ССИ - рабочая станция дежурного инженера/оперативного персонала/системного
инженера
Недостатками построения и функционирования являются следующие моменты:
- системы СВРК и системы предоставления параметров безопасности (СППБ) имеют различные аппаратные и программные решения;
- в каждой системе предусмотрены собственные рабочие станции, работающие под управлением разного прикладного программного обеспечения и по разному реализовываю-щие подход к отображению информации опе-
ратору на видеокадрах, к работе с архивными данными и т.д.;
- СОТИ-М не имеет средств графического представления информации и архивных данных на БЩУ и использует мощности программного обеспечения СППБ;
- подсистемы АСУТП деинтегрированы и полностью автономны, не имеют общего информационного пространства.
К моменту продления срока эксплуатации энергоблока №4 вышеперечисленные системы безнадёжно устарели и не отвечали современным требованиям, предъявляемым к современным средствам АСУ ТП [5].
Принципы построения внедряемой ИВС
При выборе оборудования для создания новой ИВС модернизируемого энергоблока был реализован принцип унификации [6,7]. Программное обеспечение всех компонентов программно-технического комплекса (ПТК) ИВС, включая функции СППБ и СВРК, реализовано на единых программных средствах. Представление значений параметров сигналов на всех рабочих станциях ПТК ИВС, интерфейсы взаимодействия, человеко-машинный интерфейс и навигация по видеокадрам идентичны, что учитывает требования по оптимальному взаимодействию системы «человек-машина». На рис. 2 представлена принципиальная схема построения ИВС на энергоблоке №4 после модернизации.
Система удовлетворяет требованиям по обеспечению надёжности на основе резервирования, независимости, разнообразия, с учётом отказов по общей причине.
Для этого ИВС была реализована в виде двухканальной информационной системы [8,10]. Основной и дублирующий каналы измерения и обработки данных в ПТК ИВС функционируют одновременно в полном объеме. В серверах оперативного контура вычислительного комплекса ИВС, к которым относятся два сервера ИВС и два сервера СВРК, информация, полученная от двух каналов устройств связи с объектом: УСО ИВС и УСО СВРК обрабатывается совместно, что обеспечивает отсутствие влияния отказа в одном из каналов УСО на результаты работы ИВС.
Функционал разработанной ИВС
Оборудование разработанной ИВС при режимах нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации модернизируемого блока реализует следующий информационный функционал [1, 2]:
- прием информации от всех существующих, модернизированных и вновь созданных подсистем систем контроля и управления (СКУ) энергоблока (ЭБ) в соответствии со структурной схемой ИВС (рис. 2);
- представление актуальной и ретроспективной информации оперативному персоналу, а также экспертам аварийных центров АЭС и Концерна Росэнергоатом;
- представление оперативному персоналу световой и звуковой сигнализации при выходе параметров за проектные уставки;
- регистрация (архивирование) полученной информации, включая команды операторов и положение механизмов систем безопасности;
- вывод на печать зарегистрированной информации в различной форме;
- обеспечение единым временем оборудования ПТК ИВС и смежных подсистем СКУ ЭБ нижнего уровня автоматизации, от которых вычислительный комплекс ИВС принимает информацию;
- регистрацию информации при аварийных ситуациях (СРВПЭ);
- обеспечение функционирования СВРК и СППБ в объеме не менее чем в эксплуатировавшейся системе до модернизации с учётом изменений в системах безопасности и системах нормальной эксплуатации.
Функционал СВРК по обеспечению персонала достоверной информацией о состоянии основных параметров активной зоны реактора (АкЗ) и теплоносителя первого контура включает в себя:
- обработку результатов измерений;
- расчёт тепловой мощности активной зоны;
- расчёт теплофизических переменных в объёме активной зоны;
- расчёт поля энерговыделения;
- расчёт запасов до кризиса теплообмена;
- расчёт функционалов по объему АкЗ;
- расчёт выгорания и отравления в объёме
АкЗ;
- расчёт покассетных и потвэльных распределений энерговыделения;
- расчёт коэффициентов внутрикассетной неравномерности энерговыделения;
- контроль отклонений технологических величин;
- компенсация запаздывания сигналов ДПЗ;
- учет влияния неполного перемешивания теплоносителя в головках кассет на показания термопреобразователя (ТП) на выходах кассет;
- контроль температуры (или энтальпии) теплоносителя на выходе из горячего канала.
Рис. 2. Принципиальная схема информационно-вычислительной системы после модернизации энергоблока №4: СОБ - система обеспечения безопасности, СКУ - система контроля и управления, СВК - система контроля вибрации,
АСК - автоматизированная система контроля, КЭСУЗ - комплект электрооборудования систем управления защитой
Дополнительно к последней функции реализованы следующие опции:
а) компенсация запаздывания сигналов ДПЗ;
б) учет влияния неполного перемешивания теплоносителя в головках кассет на показания ТП на выходах кассет;
в) контроль температуры теплоносителя на выходе из горячего канала.
Функционал СППБ включает:
- своевременное уведомление оператора о нарушении КФБ, отображение сигнализации об изменениях состояния КФБ;
- представление оперативному персоналу электронного аналога деревьев состояния КФБ, определяющих выбор процедуры по восстановлению КФБ;
- выдача оператору рекомендаций о применении той или иной процедуры по восстановлению КФБ (контроль состояния диагностических блоков (узлов) деревьев КФБ и контроль активации выходных ветвей деревьев КФБ);
- предоставление электронных интерактивных процедур восстановления КФБ;
- предоставление справочной или расчетной информации, необходимой для принятия решений и выполнения управляющих действий, определенных в «Руководстве по управлению за проектными авариями»;
- предоставление необходимой информации о состоянии рабочих механизмов, используемых при выполнении управляющих действий.
Автоматизированные рабочие места оперативного персонала
Автоматизированные рабочие места (АРМ) оперативного персонала обеспечивают представления всей совокупной технологической информации оперативному персоналу блока и сигнализацию о нарушениях технологического процесса. АРМ получают информацию от каждого сервера ИВС, работают независимо друг от друга и представляют информацию на мониторах в цикле приема данных от серверов.
В состав ИВС входят следующие автоматизированные рабочие места оперативного персонала:
- АРМ ведущего инженера управления реактором (ВИУР), состоящий из двух дисплеев, размещенных на панелях, и трех дисплеев, размещенных на столе БЩУ;
- АРМ ведущего инженера управления турбиной (ВИУТ), состоящий из двух дисплеев, размещенных на панелях, и одного дисплея, размещенного на столе БЩУ;
- АРМ начальника смены блока (НСБ),
состоящий из одного дисплея, размещенного на столе БЩУ;
- АРМ РЩУ, состоящий из двух дисплеев, размещенных на РЩУ;
- АРМ начальника смены (НС) АЭС, состоящий из дисплея, размещённого на рабочем месте НС АЭС;
- АРМ системного администратора ИВС;
- АРМ системного инженера и АРМ дежурного инженера;
- УРМКФ (рабочее место контролирующего физика).
На мониторы оперативных АРМ выводятся следующие данные:
- технологическая информация (представление видеокадров, сигнализация, протоколирование технологических событий, вывод архивных данных);
- прогноз состояния РУ (с участием оперативного персонала).
На мониторы неоперативных АРМ выводится информация:
- диагностика состояния измерительных каналов;
- контроль и диагностика ПТК ИВС;
- контроль санкций доступа персонала.
Реализация решения использовать однотипные аппаратные и программные средства шлюзового оборудования, входящего в состав ИВС модернизированного энергоблока, позволяет оптимизировать состав резервного оборудования и избежать программных конфликтов при обмене данными «шлюз-сервер». Шлюзовое прокладное программное обеспечение энергоблока предусматривает до 40 протоколов обмена со смежными системами.
На сегодня на данном энергоблоке создана сетевая инфраструктура для подключения до 24 предусмотренных проектом ИВС систем.
Программное обеспечение разработанной ИВС
В качестве базовой платформы для разработанной ИВС был выбран программный комплекс «Круиз». ПО данного комплекса имеет модульную структуру и создается проектным путем (конфигурируется) на базе библиотеки программных средств «Круиз». Сконфигурированное ПО является децентрализованным и может функционировать как на одном компьютере, так и на многомашинном комплексе. По решаемым задачам и степени инвариантности к прикладным задачам ПО было реализовано четыре уровня [8, 9].
Уровень 1 - операционная система (не является частью ПО "Круиз"). Чаще всего на оборудовании оперативного персонала использу-
ется ОС Linux, на оборудовании неоперативного персонала - различные версии Windows.
Уровень 2 - средства абстрагирования от операционной системы. Они, как и уровни 3 и 4, входят в состав ПО «Круиз». Наличие этого уровня позволяет использовать ПО полуфабри-катного режима (ПФР) с разными операционными системами без изменений в прикладных программах: для перехода к другой операционной системе достаточно заменить библиотеку программных средств уровня 2 и перекомпилировать ПО уровней 3 и 4. Программные средства уровня 2 пользовательского интерфейса не имеют и обслуживания не требуют.
Уровень 3 - базовые сервисы. Уровень реализует механизмы взаимодействия между прикладными программами. Сервисы реализуют свои функции путем вызова программ из библиотеки функций ПО "Круиз". В состав ИС входят следующие базовые сервисы:
- сервис запуска ПО обеспечивает управление остальными включенными в конфигурацию системы сервисами;
- сервис хранилища обеспечивает функционирование размещенных на жестком диске каждой ЭВМ ИС файлов (Хранилища данных), содержащих информацию о конфигурации и настройках системы и необходимые для рестарта накапливаемые данные. Сервис выполняет, в том числе, синхронизацию Хранилищ разных ЭВМ;
- сервис диспетчера обеспечивает организацию взаимодействия и обмена данными между модулями диспетчера, выполняющими функции приема, обработки и передачи данных. Каждый модуль диспетчера может обмениваться данными с диспетчером через специализированный программный интерфейс. Диспетчер хранит перечни входных и выходных данных каждого включенного в конфигурацию модуля, и по приходу от данных от любого модуля раздает заинтересованным в них модулям. Включение в конфигурацию нового модуля может выполняться как при остановленном, так и при работающем диспетчере;
- сервис протокола сообщений обеспечивает функционирование протокола событий;
- сервис архива обеспечивает функционирование аппертурного архива;
- сервис самодиагностики обеспечивает контроль состояния оборудования.
Уровень 4 - прикладные программы и модули, выполненные в виде программных библиотек. Программные средства данного уровня комплексно разработаны по единым требованиям, что исключает проблемы совместимости нижнего и верхнего уровней разработанной платформы.
Обеспечение надежности предлагаемых разработанных ИВС
Надежность реализованных на единой платформе решений обеспечивается следующим [6, 7]:
- оборудование изготовлено серийно по техническим условиям под контролем надзорных органов;
- программные средства разработаны в соответствии изложенными в МЭК 60880 и 62138 требованиями процедуре разработки ПО систем, важных для безопасности;
- организация программной среды обеспечивает возможность резервирования оборудования;
- ряд важных для безопасности функций реализован в нескольких (не менее двух) вариантах в разных программных модулях, обеспечена возможность одновременной работы альтернативных алгоритмов и автоматического сравнения результатов;
- в системах с дублированной структурой для повышения надежности на основе разнообразия реализована мультиплатформенность ПО, позволяющая на основном и резервном оборудовании использовать разные операционные системы;
- прием данных от измерительной аппаратуры и обработка данных выполняются в жестком цикле по принципу "все всегда", что обеспечивает отсутствие зависимости загруженности (работоспособности) системы от режимов работы контролируемого объекта.
В ИВС модернизированного энергоблока используется российская операционная система Astra Linux «Смоленск», сертифицированная в системах сертификации средств защиты информации ФСТЭК России. В роли основного программного обеспечения выступает аттестованное в «Ростехнадзор» программное обеспечение «Круиз» 3.3. Разработчиком программного обеспечения является ООО «ИФ СНИИП АТОМ», что дает возможность дальнейшего всестороннего развития этой программной платформы. Внедрение отечественных программных продуктов хорошо отражает общее направление развития во всех отраслях Российского производства после 2014 года.
Модульная структура построения с возможностью гибкого распределения функций между компьютерами позволяет распределять нагрузку и определять индивидуальные роли каждого сервера, шлюза и т.д. Клиент-серверная архитектура, используемая в классических решениях, ограничена вычислительными возможностями обработки данных в сервере.
Модульный подход позволяет иметь всего один дистрибутив программного обеспечения, а пакет настраиваемых «профилей» оборудования позволяет оперативно конфигурировать один «системный блок» под любые задачи, от шлюза до сервера. Эти свойства программного обеспечения дают возможность иметь универсальный резерв оборудования при ограниченном количестве ЗИП.
Заключение
В результате выполнения работ по модернизации 4 энергоблока АЭС был разработан уникальный программно-технический комплекс, построенный на модульном принципе и объединивший различные функции вычислительных систем энергоблока. Достигнуты цели по унификации представления данных оператору от различных систем энергоблока, унифицировано представление данных различным группам пользователей. Расширены возможности представления данных. Получены новые возможности информационной поддержки оператора, облегчающие оценку состояния оборудования и принятия решения по управлению блоком. Повышена надёжность и устойчивость работы оборудования за счет применения принципов дублирования, резервирования и разнообразия. Унифицированы технические средства программно-технического комплекса, что значительно упростило его эксплуатацию.
На энергоблоке создана информационно-вычислительная система, имеющая расширенные возможности интерфейса, гибкость конфигурации, большой набор вспомогательных инструментов и неограниченный потенциал по расширению как обрабатываемых параметров, так и функционала работы.
Литература
1. Поваров В.П., Бакиров М.Б., Данилов А.Д. Автоматизированная система многопараметрического мониторинга параметров состояния энергетических установок АЭС. Воронеж: Научная книга, 2017. 276 с.
2. Поваров В.П., Бакиров М.Б., Данилов А.Д. Обработка данных в системе непрерывного мониторинга эксплуатационной повреждаемости критических элементов энергетических установок // Вестник Воронежского государственного технического университета. 2018. Т.14. № 1. С. 64-72.
3. Intellectual decision-making system in the context of potentially dangerous nuclear power facilities / A. Danilov, V. Burkovsky, S. Podvalny, K. Gusev, V. Povarov // MATEC Web of Conferences. 13. "13th International Scientific-Technical Conference on Electromechanics and Robotics "Zavalishin's Readings" - 2018". 2018. С. 2009.
4. Data support system for controlling decentralised nuclear power industry facilities through uninterruptible condition monitoring / V. Povarov, A. Danilov, V. Burkovsky, K. Gusev // MATEC Web of Conferences. 13. "13th International Scientific-Technical Conference on Electromechanics and Robotics "Zavalishin's Readings" - 2018". 2018. С. 2012.
5. Терехов Д.В., Сидоренко Е.В., Данилов А.Д. Тенденции развития АСУТП на Нововоронежской АЭС // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2017. № 3. С. 66-76.
6. Терехов Д.В., Данилов А.Д. Проблема разработки принципов организации информационного обмена между иерархическими уровнями в многоуровневых АСУТП // Информационные технологии моделирования и управления. 2021. Т. 124. № 2. С. 151-157.
7. Поваров В.П., Терехов Д.В., Данилов А.Д. Особенности использования многоуровневой конфигурации специализированной информационной системы в задачах реализации принципа разнообразия систем безопасности 4-го блока Нововоронежской АЭС // Ядерная и радиационная безопасность. 2019. № S1. С. 41-45.
8. Данилов А.Д., Синюков Д.С. Механизм распределения данных о специальных транзакциях с оперативным контентом в реальном времени на основе кэширования в гетерогенных объектах распределенной сети // Информационные технологии моделирования и управления. 2021. Т. 125. № 3. С. 216-223.
9. Терехов Д.В., Данилов А.Д. Обработка потоков данных в информационных системах верхнего уровня управления процессами // Системы управления и информационные технологии. 2019. № 1 (75). С. 67-70.
10. Данилов А.Д., Терехов Д.В. Особенности архитектуры информационной системы реального времени // Системы управления и информационные технологии. 2018. № 4 (74). С. 49-54.
Поступила 08.11.2021; принята к публикации 15.12.2021 Информация об авторах
Синюков Денис Сергеевич - заместитель начальника цеха тепловой автоматики, филиал АО «Концерн Росэнергоатом», «Нововоронежская атомная станция» (396072, Россия, Воронежская обл., г. Нововоронеж, Промышленная зона Южная, 1), e-mail: sinyukovds@nvnpp1.rosenergoatom.ru
Данилов Александр Дмитриевич - д-р техн. наук, профессор, Воронежский государственный технический университет (394006, Россия, г. Воронеж, ул. 20-летия Октября, 84), e-mail: danilov-ad@yandex.ru
Самодеенко Александр Александрович - начальник цеха тепловой автоматики, филиал АО «Концерн Росэнергоатом», «Нововоронежская атомная станция» (396072, Россия, Воронежская обл., г. Нововоронеж, Промышленная зона Южная, 1), e-mail: sinyukovds@nvnpp1.rosenergoatom.ru
Иванников Антон Андреевич - начальник участка ИВС цеха тепловой автоматики, филиал АО «Концерн Росэнергоатом», «Нововоронежская атомная станция» (396072, Россия, Воронежская обл., г. Нововоронеж, Промышленная зона Южная, 1), e-mail: sinyukovds@nvnpp1.rosenergoatom.ru
DEVELOPMENT OF A DISTRIBUTED INFORMATION AND COMPUTING CONTROL SYSTEM FOR THE NUCLEAR UNIT AT NOVOVORONEZH NPP D.S. Sinyukov1, A.D. Danilov2, A.A. Samodeenko1, A.A. Ivannikov1
'Branch of JSC "Concern Rosenergoatom" of "Novovoronezh Nuclear Power Plant",
Novovoronezh, Russia 2Voronezh State Technical University, Voronezh, Russia
Abstract: nuclear units of nuclear power plants have a long service life, which leads to a situation when, during the operation, the technical and software tools of control systems no longer meet the current modern requirements in terms of reliability and safety of their use. As a result, in order to extend the validity period of the nuclear unit, mandatory modernization of the information and computing system (ICS) of management is required. This article presents the results of such work carried out at Unit 4 of the Novovoronezh NPP. When choosing the equipment to create a new ICS of the upgraded power unit, we implemented the principle of unification. The software of all components of the ICS software and hardware complex, including the functions of systems for providing security parameters and in-reactor control, is implemented on unified software tools. The representation of signal parameter values at all workstations of the software and hardware complex of the information system, the interfaces of human-machine interface interaction and navigation through video frames are identical, which takes into account the requirements for optimal interaction of the man-machine system. The system meets the requirements for ensuring reliability based on redundancy, independence, diversity, taking into account failures for a common reason. For this purpose, we implemented the ICS in the form of a two-channel information system. The main and backup channels of measurement and data processing in the ICS software and hardware complex function simultaneously in full. The developed information and computing system made it possible to extend the service life of 4 power units of the Novovoronezh NPP for 15 years
Key words: information and computing system, client-server architecture, parameter control, object interface device, data archive
References
1. Povarov V.P., Bakirov M.B., Danilov A.D. "Automated system of multiparametric monitoring of parameters of the state of NPP" ("Avtomatizirovannaya sistema mnogoparametricheskogo monitoringa parametrov sostoyaniya energeticheskikh ustanovok AES"), Voronezh: Nauchnaya kniga, 2017, 276 p.
2. Povarov V.P., Bakirov M.B., Danilov A.D. "Data processing in the system of continuous monitoring of operational damage of critical elements of power plants", Bulletin of Voronezh State Technical University (Vestnik Voronezhskogo gosudarstvennogo tekhnicheskogo universiteta), 2018, no. 1, pp. 64-72.
3. Danilov A., Burkovsky V., Podvalny S., Gusev K., Povarov V. "Intellectual decision-making system in the context of potentially dangerous nuclear power facilities", MATEC Web of Conferences. 13. Ser. "13th International Scientific-Technical Conference on Electromechanics and Robotics", Zavalishin's Readings, 2018, pp. 2009.
4. Povarov V., Danilov A., Burkovsky V., Gusev K. "Data support system for controlling decentralised nuclear power industry facilities through uninterruptible condition monitoring", MATEC Web of Conferences. 13. Ser. "13th International Scientific-Technical Conference on Electromechanics and Robotics", Zavalishin's Readings, 2018, pp. 2012.
5. Terekhov D.V., Sidorenko E.V., Danilov A.D. "Trends in the development of automated control systems at Novovoronezh NPP", News of Higher Educational Institutions. Nuclear Power Engineering (Izvestiya vysshikh uchebnykh zavedeniy. Yadernaya energetika), 2017, no. 3. pp. 66-76
6. Terekhov D.V., Danilov A.D. "Problem of developing the principles of organizing information exchange between hierarchical levels in multi-level automated control systems", Information Technologies of Modeling and Management (Informatsionnyye tekhnologii modelirovaniya i upravleniya), 2021, vol. 124, no. 2, pp. 151-157.
7. Povarov V.P., Terekhov D.V., Danilov A.D. "Features of using a multi-level configuration of a specialized information system in the tasks of implementing the principle of diversity of safety systems of the 4th block of the Novovoronezh NPP", Nuclear and Radiation Safety (Yadernaya i radiatsionnaya bezopasnost'), 2019, no. S1, pp. 41-45.
8. Danilov A.D., Sinyukov D.S. "Mechanism for distributing data on special transactions with operational content in real time based on caching in heterogeneous objects of a distributed network", Information Technologies of Modeling and Management (Informatsionnyye tekhnologii modelirovaniya i upravleniya), 2021, vol. 125, no. 3, pp. 216-223.
9. Terekhov D.V., Danilov A.D. "Processing of data flows in information systems of the top level of process management", Management Systems and Information Technologies (Sistemy upravleniya i informatsionnye tekhnologii), 2019, no. 1 (75), pp. 67-70.
10. Danilov A.D., Terekhov D.V. "Features of the architecture of the real-time information system", Management Systems and Information Technologies (Sistemy upravleniya i informatsionnye tekhnologii), 2018, no. 4 (74), pp. 49-54.
Submitted 08.11.2021; revised 15.12.2021 Information about the authors
Denis S. Sinyukov, Deputy Head of the Thermal Automation Shop, Branch of JSC Rosenergoatom Concern of Novovoronezh Nuclear Power Plant (1 Yuzhnaya Industrial Zone, Novovoronezh 396072, Voronezh Region, Russia), e-mail: sinyu-kovds@nvnpp1.rosenergoatom
Aleksandr D. Danilov, Dr. Sc. (Technical), Professor, Voronezh State Technical University (84, 20-letiya Oktyabrya str., Voronezh 324006, Russia), e-mail: danilov-ad@yandex.ru
Aleksandr A. Samodeenko, Head of the Thermal Automation Shop, Branch of JSC Rosenergoatom Concern of Novovoronezh Nuclear Power Plant (1 Yuzhnaya Industrial Zone, Novovoronezh 396072, Voronezh Region, Russia), e-mail: sinyu-kovds@nvnpp1.rosenergoatom.ru
Anton A. Ivannikov, Head of the IVS section of the thermal automation workshop, Branch of JSC Rosenergoatom Concern of No-vovoronezh Nuclear Power Plant (1 Yuzhnaya Industrial Zone, Novovoronezh 396072, Voronezh Region, Russia), e-mail: sinyu-kovds@nvnpp1.rosenergoatom.ru
