Влияние маневренных режимов реакторов ВВЭР-1000 на оболочки твэл и на КИУМ Текст научной статьи по специальности «Энергетика и рациональное природопользование»

2. Самойлова Е.А. Исследование почв Приоль-хонья с помощью ГИС-технологий.

3. Oбщие пpинципы тематичестой oбpабoтки данных дистанциoннoгo зoндиpoвания Земли. Тематическая oбpабoтка данных в ENVI. Кoмпания «Сoвзoнд»,- М. 2012 г.

4. Opлoв Д.С., «Спектpальная oтpажательная спoсoбнoсть пoчв и их кoмпoнентов». 2001 г.

ВЛИЯНИЕ МАНЕВРЕННЫХ РЕЖИМОВ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 НА ОБОЛОЧКИ ТВЭЛ И НА

КИУМ

Киров В.

к.т.н. проф., Одесский Национальный Политехнический Университет

Комарова Я.

Старший преподаватель, Одесский Национальный Политехнический Университет

Душок В.

V курс, Одесский национальный политехнический университет

Латий А.

V курс, Одесский национальный политехнический университет

INFLUENCE OF THE MANEUVERED MODES OF VVER-1000 REACTORS ON THE SHELLS OF

THE FUEL ELEMENT AND ON THE ICUF

Kirov V.

Candidate of Technical Sciences, Professor Odessa National Polytechnic University Komarova Ya.

Assistant Odessa National Polytechnic University

Dushok V.

V course, Odessa National Polytechnic University, "Nuclear power plants "

Latiy A.

V course, Odessa National Polytechnic University, "Nuclear power plants"

АННОТАЦИЯ

В статье рассмотрено влияние маневренных режимов на оболочки ТВЭЛ в реакторах ВВЭР-1000. Выполнено сравнение расчетных данных РУ при номинальном режиме эксплуатации с данными испытаний в режиме суточного регулирования мощности, проведенных на ХАЭС.

Рассмотрены особенности режимов ЯППУ с частично отключенным оборудованием, возможности АЭС при внедрении СРМ, возникающих при различных конструкциях и материалах.

На основе 2 этапов испытания режима СРМ (ХАЭС, блок №2) выполнен анализ изменения мощности на КИУМ. Разработаны таблицы и графики зависимости прочности тепловыделяющих элементов от величины воздействия нагрузки. Рассмотрены дефекты, образующиеся при некорректно подобранном режиме эксплуатации ТВС.

ABSTRACT

The article discusses the effect of maneuvering modes on the cladding of fuel rods in VVER-1000 reactors. A comparison of the calculated data of the switchgear at the nominal operating mode with the data of tests in the daily power control mode conducted at the Khmelnitsky NPP is carried out.

Peculiarities of YPPU modes with partially disconnected equipment, NPP capabilities during the implementation of SRM, arising from various designs and materials are considered.

Based on the 2 stages of the CPM mode test (Khmelnitsky NPP, unit No. 2), an analysis of the power change at the ICUF was performed. Tables and graphs of the dependence of the strength of the fuel elements on the magnitude of the impact of the load are developed. The defects that are formed during an improperly selected operating mode of a fuel assembly are considered.

Ключевые слова: оболочки ТВЭЛ, КИУМ, маневренный режим, атомные электростанциях, энергосистема.

Keywords: shells of the fuel element, ICUF, maneuvering modes, nuclear power plants, power system.

ВВЕДЕНИЕ Энергосистемы ощущают дефицит манёвренных

Для Украины атомная энергетика имеет реша- мощностей и требуют дополнительного режимного ющее значение, до 55% электроэнергии вырабаты- регулирования с участием АЭС. Такая возможность вается именно на атомных электростанциях (АЭС).

5. Муpатoва НР., Севеpская С.М., Бекмуха-медoв Н.Э. Исследoвание естественшй pаститель-шсти Шетскoгo pайoна Каpагандинскoй oбoласти, методами дистанциoннoгo зoндиpoвания Земли, Институт кoсмических исследoваний имени академика У.М. Султангазина, 2012 г.

обеспечивает дальнейшее устойчивое развиваться атомной энергетике страны.

Последние годы энергоблоки АЭС по требованию диспетчеров энергосистемы находились в резерве или работали на пониженном уровне мощности. Это привело к высокой недовыработке электроэнергии и большим экономическим потерям.

С перспективой все более актуальным становиться вопрос создания безопасных и экономичных условий работы энергоблоков в таком режиме. Так как маневренный режим не является стационарным, то нужно проводить оценку обеспечения надежной работы тепловыделяющих элементов. Она заключается в следующем:

• способность ТВЭЛ удерживать продукты деления и топливо внутри оболочки при циклических нагрузках;

• способность оболочек ТВЭЛ работать без формоизменения, приводящего к существенному ухудшению их охлаждаемости;

• способность материала ТВЭЛ испытывать повышенные напряжения без увеличений дефектов в кристаллической решетке.

Так же возникает потребность пересмотра режима суточного регулирования мощности, что приводит к низкому коэффициенту использования установленной мощности (КИУМ) энергоблоков.

1. КЛАССИФИКАЦИЯ РЕЖИМОВ РАБОТЫ АЭС

АЭС могут эксплуатироваться в разных режимах работы, зависящих от используемого оборудования и теплогидравлических параметров первого и второго контуров. Эксплуатационные режимы подразделяются на режимы нормальной эксплуатации и аварийные. Нормальная эксплуатация включает в себя стационарные (установившиеся) и нестационарные (динамические) режимы.

Экономически выгодными являются стационарные эксплуатационные режимы. Нестационарные (динамические) не являются основными, а связаны с переходными процессами при изменении уровня мощности, с пусками и остановами блока, с различного рода аварийными ситуациями.

К эксплуатационным режимам энергоблока можно отнести:

- нормальные режимы эксплуатации (без существенного изменения работающего оборудования) работы энергоблоков при переменной электрической нагрузке и работа энергоблоков при продлении кампании ядерного реактора.

- особенные режимы эксплуатации (частично отключено оборудование или отклонение параметров от номинального значения). Связанные с тем, что в ходе эксплуатации могут сопровождаться частичным отключение оборудования и значительным отклонением параметров первого, второго контуров.

2. ПРОБЛЕМЫ ЭКСЛУАТАЦИИ АЭС ДЛЯ РЕГУЛИРОВАНИЯ НАГРУЗКИ В ЭНЕРГОСИСТЕМАХ

Степень внедрения различных электростанций к регулированию нагрузки энергосистемы в основном определяется технико-экономическими расчетам. Эксплуатация электростанций при регулировании нагрузок энергосистемы уменьшает коэффициент использования установленной мощности, увеличение себестоимости производства электроэнергии.

Вопрос необходимости регулирования мощностей АЭС будет нарастать по мере увеличения удельного веса атомной энергетики в производстве электроэнергии. В Украине АЭС вырабатывают около 55% электроэнергии, на рис. 2.1 приведена тенденция распределения генерирующих мощностей [1].

АЭС не могут соответствовать требованиям ТЕС и останавливаться каждые сутки, при эксплуатации реактора нежелательны излишние остановы. Исследования на ХАЭС показали, что стойкость ТВЭЛ и надежность оборудования находятся в обратной зависимости от числа так называемых термокачек (полных сбросов и наборов нагрузки) за кампанию). Речь может вестись только о частичной разгрузке энергоблоков АЭС и быстром наборе мощности.

Рисунок 2.1 Распределение среднесуточного производства электроэнергии в ОЭС Украины

за 14 октября 2019

Опыт эксплуатации АЭС в нашей стране на примере ХАЭС и за рубежом показывает о возможности работы в режиме недельного регулирования. Следовательно, длительная работа АЭС в таком режиме ухудшает технико-экономические показатели станции и выдвигает ряд сложных технологических проблем в силу протекания ядерно-физических процессов и конструктивных особенностей тепловыделяющих элементов реактора.

Тепловыделяющие элементы с топливом в виде таблеток испеченного диоксида урана и цилиндрическими оболочками из цирконий-ниобие-вых сплава, используемых в отечественных реакторах на тепловых нейтронах, имеют высокую надежность при базовом режиме эксплуатации АЭС. Число преждевременных, утраченных герметичность ТВЭЛов не превышает 0,01% общего их числа [2].

Самый актуальный вопрос - сохранение безопасности реакторов при переменных нагрузках.

Главными ограничивающими факторами маневренности реакторов является: разгерметизации оболочек ТВЭЛ при циклических изменениях энерговыделения, нестационарное ксеноновое отравление, сменные термические нагрузки в корпусах реакторов типа ВВЭР.

При работе реактора в маневренном режиме эксплуатации надежность ТВЭЛ снижается из-за относительно быстрого изменение температуры оболочки и, возникающих при этом, дополнительных нагрузок в материале

Установлено, что разрушение ТВЭЛ при подъемах мощности вызвано, в основном, механическим воздействием термического расширения топливного сердечника на оболочку, возникающие из-

за разности температур и коэффициентов температурного расширения сердечника и оболочки (коэффициенты температурного расширения циркониевых сплавов в 1,5 - 2 раза меньше, чем диоксида урана). Обнаружено, что в присутствии таких агрессивных продуктов деления, как: йод, цезий и других изотопов, циркониевые сплавы испытывают склонность к коррозионного растрескивания под напряжением в результате потери пластичности. Перечисленные факторы оказывают существенное влияние на усиление требований к условиям эксплуатации ТВЭЛ в реакторе [2].

Опасность разрушения оболочек ТВЭЛ при циклическом изменении мощности обусловлена тремя факторами:

• значительным выгоранием топлива,

• высокими линейными нагрузками

• большим увеличением локального линейного энерговыделения.

При определении требований к условиям эксплуатации ТВЭЛ по каждому фактору устанавливается определенный запас. В реальных условиях каждый из этих трех факторов, вследствие их взаимного влияния, может усиливать или ослаблять действие других факторов (так, увеличение глубины выгорания снижает линейное энерговыделение). Как было сказано выше, при работе на мощности давление под оболочкой ТВЭЛ растет за счет увеличения глубины выгорания топлива - вследствие чего возникают трещины и свободный объем в топливной таблетке уменьшается. Графически это можно увидеть на рис. 2.2

Пустой объем

Рисунок 2. 2 - вид трещин в таблетке при их возникновении

На основании зарубежного опыта было выяснено, что ТВЭЛы выдерживают 500 - 600 циклов изменения мощности со скоростью 0,3 - 0,8 % / мин до 2 - 3% / мин при локальном изменении удельных нагрузок от 280 до 690 Вт / см [3].

Невысокая удельная активность теплоносителя по J 131 свидетельствует о высокой герметичности оболочек ТВЭЛ и отсутствии каких-либо негативных последствий циклических изменений нагрузки в рамках назначенного диапазона.

Анализ информации и положительный опыт эксплуатации показывают, выпущенные в настоящее время ТВЭЛ имеют достаточно высокую устойчивость к изменяющимся нагрузкам и не накладывают ограничений на участие энергоблоков с реакторами на тепловых нейтронах в регулировании недельных графиков нагрузки с регулирующим диапазоном до 30% номинальной мощности и скоростью подъема мощности до 1% / мин. Для вывода о возможности режимов работы АЭС с еже-

суточной разгрузкой на ночь нужны дополнительные обоснования. Однако даже при получении положительных результатов необходимо продолжить поиск новой конструкции и технологии производства высокоманевренных ТВЭЛ.

Малоцикловые термические нагрузки в элементах конструкции реактора ВВЭР и парогенераторов ограничивают скорость пуска блока, с остановкой на ночь или на выходные дни, с полным или частичным расхолаживанием. В этом случае скорость прогрева корпуса реактора регламентирована значением 0,3 К/мин. Если требование полной остановки энергоблока АЭС заменить умеренным снижением нагрузки в ночные часы и выходные дни на 25 - 30% со скоростью до 1%/мин, то ограничения по условиям термоциклической прочности существенно ослабляются.

Наименьшие отклонения температуры корпуса реактора наблюдаются при поддержке неизменной средней температуры теплоносителя в первом контуре, а корпусов парогенераторов - при поддержке постоянного давления во втором контуре [4].

Подводя итог выполненного анализа, можно сделать вывод о допустимости ограниченных изменений мощности энергоблока (на 20-25% номинального значения) с участием его в недельном регулировании энергосистем. Основной ограничивающий фактор при этом - термонагруженное состояние оболочек ТВЭЛ.

3. РАСЧЕТ НА ЦИКЛИЧНОСТЬ СТАТИСТИЧЕСКИХ И ДИНАМИЧЕСКИХ НАГРУЗОК ОБОЛОЧЕК ТВЕЛ

В процессе эксплуатации ядерной энергетической установки на маневренных режимах на оболочку ТВЭЛ действуют статическое и динамические нагрузки. ТВЭЛ рассчитаны на определенное количество циклов запуска и остановки реактора, поэтому при воздействии динамических нагрузок на оболочку ТВЭЛ они снижают это количество циклов для эксплуатации. В настоящее время после проведения экспериментов на ХАЭС допускается выполнять 200 маневров в год, то есть 800 маневров за кампанию топлива [5].

Статические нагрузки - это нагрузки, которые действуют на оболочку ТВЭЛ на определенной мощности через различные температурные удлинения внешней и внутренней оболочки ТВЭЛ [6]. Расчет проведен для мощности 1000 МВт все остальные результаты сведены в таблицу 1.1.

Разница температур на внешней и внутренней оболочке ТВЭЛ:

СбТР - СГ" =404,646-346,384=58,262 0С (3.1)

Статическая нагрузка: До=Е • а • ^=9,9 • 105 • 10-5 • 58,262=576,794

кгс/см2, (3.2)

где: Е=9,9 • 105 кгс/см2 - модуль Юнга для сплава циркония

а=10-5 1/0С - коэффициент температурного удлинения для циркония.

Для других режимов результаты приведены в табл. 3.1 [7,8].

Таблица 3.1

Статические нагрузки на оболочку ТВЭЛ в зависимости от мощности

N МВт > енешн 0/~< ''обол , С + внутр 0р 'обол , С До, кгс/см2

300 340,35 357,9 17,597 174,215

400 341,663 365,1 23,438 232,033

500 342,734 372 29,268 289,75

600 343,646 378,7 35,086 347,351

700 344,443 385,3 40,896 404,869

800 345,796 391,8 46,694 462,274

900 345,796 398,3 52,484 519,591

1000 346,384 404,6 58,262 576,794

Расчет динамических нагрузок проведен для режима снижения мощности от 70% ^ом до 0 % ^ом. Разница температур на внутренней поверхности оболочки ТВЭЛ в зависимости от изменения мощно-

сти:

Динамическая нагрузка:

^внутр.об= СЦ- СП=404,646-357,948=46,698 0С

(3.3)

Аотн=Е • а • ЛСвнутроб=9,9 • 105 • 10-5 • 46,698=462,31 кгс/см2

(3.4)

Результаты расчетов сведены в таблицу 3.2.

Таблица 3.2

Динамические нагрузки на оболочку ТВЭЛ в зависимости от понижения мощности от 1000 МВт ___до другого значение.__

<внутр 0р 1обоЛ ' С ¡тутр 0р 1обол1 ' С Л{ 0р ^-"'внутр.об, С До, кгс/см2

70 404,646 357,9 46,698 462,31

60 365,1 39,546 391,505

50 372 32,644 323,176

40 378,7 25,914 256,549

30 385,3 19,307 191,139

20 391,8 12,798 126,7

10 398,3 6,366 63,023

0 404,6 0 0

Ниже графически иллюстрированная зависимость статической и динамической нагрузки на оболочку ТВЭЛ в зависимости от мощности (рис. 3.4, Рис 3.5)

1000 900

М 800

^ 700

^ 600

£ 500

§ 400

3 300

I 200 100 0

0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550 600 650 Статическая нарузка ,Ао, кгс/(см)2

Рисунок 3.4 График зависимости статической нагрузки на оболочку ТВЭЛ в зависимости от мощности.

100

90

М 80

§ 70

^ 60 л

н 50

1 40 Э 30

I 20 10

0

0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 Статическая нарузка ,Ао, кгс/(см)2

Рисунок 3.5 График зависимости динамической нагрузки на оболочку ТВЭЛ в зависимости от мощности.

На рис 3.6 представлена кривая усталости для сплава циркония, из которого четко видно, что при воздействии дополнительных динамических нагрузок количество рабочих циклов для эксплуатации

ТВЭЛ уменьшается, что приводит к более раннему повреждению оболочки ТВЭЛ и соответственно выхода его из строя [9].

Также ТВЭЛ могут выходить из строя в результате трения между оболочкой и дистанциони-рующими решетками через различные температурные удлинения или так называемая фреттинг - коррозия. Также в результате коррозии элементов ГЦК в активную зону могут попадать мелкие частицы, которые затем под большим давлением и с посчитано выше скоростью проходят через активную

зону и могут повредить оболочку ТВЭЛ. Данный вид повреждения называется дебриз - эффектом. Тогда циклические нагрузки, при которых происходит разгерметизация ТВЭЛ, будет значительно ниже, что приведет к более раннему повреждению оболочки ТВЭЛ [10]. Данные примеры можно увидеть на фотографиях, представленных на рис. 3.7, 3.8.

Рисунок 3.7 Фреттинг - коррозия оболочки ТВЭЛов

Рисунок 3.8- Дебриз эффект: а) внешний вид ТВЭЛа в области дефектаб), в) макро- и микроструктура

4. ВЛИЯНИЯ МАНЕВРЕННЫХ РЕЖИМОВ НА КИУМ

Энергоблоки АЭС последнее время работают в условиях диспетчерских ограничений на отпуск атомной электроэнергии конечному потребителю. Неплановые диспетчерские разгрузки энергоблоков негативно влияют на эксплуатацию ядерного топлива и реакторной установки. С увеличением доли АЭС на энергорынок пришла необходимость перехода атомных энергоблоков на работу в маневренном режиме. Энергоатом начал внедрение режима суточного регулирования мощности на энергоблоке №2 ХАЭС.

Первые два этапа испытания режима СРМ были проведены на энергоблоке №2 ХАЭС еще в

2006 году (во время второй топливной кампании) с положительным результатом.

Были проведены технические обоснования работы АЭС в режиме СРМ со стороны поставщика ядерного топлива и главного конструктора В - 320 (ВВЭР - 1000) - ОКБ «Гидропресс» с привлечением других ведущих отраслевых научных организаций.

После согласования с Госатомрегулирования технического решения по опытной эксплуатации и программы опытной эксплуатации режима СРМ, на энергоблоке №2 ХАЭС был проведен первый этап опытной эксплуатации. В период с 21.04 - 11.05.15 г. Выполнено 21 цикл изменения мощности РУ по следующему графику [11]:

- разгрузка со 100% до 75% от номинальной мощности с регламентированной скоростью и работа на мощности 75% в течение 6 - 12:00;

- подъем мощности до 100% с регламентированной скоростью и работа на мощности 100% в течение 12 - 18 часов.

Испытания показали, что значение удельной активности суммы изотопов йода 131 - 135 теплоносителя 1 -го контура менялось в допустимых пределах от 5,87 • Бк/кг до 1,32 • Бк/кг (среднее значение за период СРМ- 9,07 • Бк/ кг). А скорость изменения тепловой мощности во время разгрузки и нагрузки РУ составила -0,3% №ом/мин., что, как минимум, в 3 раза меньше максимально допустимой скорости, установленной технологическим регламентом безопасной эксплуатации. Радиационная обстановка в производственных помещениях энергоблока также не изменялась [11].

Таким образом, можно утверждать, что опытная эксплуатация режима СРМ на энергоблоке №2 ХАЭС выполнена успешно, со строгим соблюдением требований нормативной документации Украины.

Но не было уделено внимание поведению ТВЕЛ при циклических нагрузках. Поэтому было рассчитано КИУМ при изменении мощности в диапазоне 100% - 75% - 100% от номинальной.

КИУМ при мощности на 1000 МВт составляет:

КИУМ1

veCT ^макс

1000 33024 1000 36524

= 0,904(4.1)

КИУМ при мощности 1000 МВт, но с учетом 200 маневров по 7:00 в ночное время составляет:

КИУМ = "рг^р^+Ярг^ = 0 м -г

™ест ^макс

1000 -130- 24+750 • 200 • 7+1000 • 200 17 „ _ ,. . .....

-= 0,864 (4.2)

1000 36524 4 '

Результат говорит о том, что при использовании СРМ КИУМ снижается на 4% и это без учета существующих режимов ограничения мощностей АЭС.

ВЫВОД:

Анализ проведённых экспериментов показал, что наиболее подходящие эксплуатируемыми блоками для внедрения СРМ являются ВВЭР-1000, на них относительно не высок износ оборудования. Под маневренным режимом следует понимать осуществления эксплуатации АЭС в переменной нагрузке с одним или двумя крупными изменениями мощности в течение дня. Такие изменения мощности смогут сбалансировать сезонные, ежедневные и еженедельные изменения мощности в соответствии с потребностями энергосистемы.

Из выше сказанного следуют ограничения:

1)Блок должен быть способен работать в непрерывном режиме в диапазоне от 75 (80) до 100 % от №ом

2)Разгрузка и нагрузка должна осуществляться с регламентной скоростью не больше 3 % №ом/мин.

3)РУ должна эксплуатироваться исходя из следующих количественных вариаций, являющихся переходом от максимальной мощности до минимальной нагрузки и обратно на полную мощность:

— 2 раза в день;

— 5 дней в неделю;

— не более 200 раз за топливную кампанию для ВВЭР-1000

Важно отметить такой режим не обеспечит 100% безопасность работы АЭС в режиме следования за нагрузкой. Ведь маневренный режим служит увеличением термических и термомеханических нагрузок на материалы активной зоны и оборудования. На примере тепловыделяющих сборок видно, что при динамических нагрузках резко теряется количество циклов нагружений, сам материал ТВС-цирконий испытывает повышенные напряжения, что приведет к увеличению дефектов и нарушение герметичности ТВЕЛ.

Следующими ограничительными факторами выступают КИУМ, расходы на проведение предварительной всесторонней оценки и дальнейшей модернизации энергоблоков. По результатам расчетов видно, что при использовании СРМ КИУМ снижается на 4% без учета существующих режимов ограничения мощностей АЭС. На примере опыта ХАЭС стоимость модернизации - около 300 млн. грн. для одного энергоблока. В нынешних условиях новой модели энергорынка, эксплуатирующей организации необходимо внедрить режим маневрирования на 5 энергоблоках из 15.

Таким образом выходит, что работа АЭС в маневренном режиме плохо влияет на безопасность станции и на экономические показатели эксплуатации.

Литература

1. УКРЕНЕРГО Нацюнальна енергетична ком-пашя. Режим доступа: https://ua.energy

2. Управление аксиальным офсетом ядерного реактора при маневрировании мощностью. Максимов М.В., Беглов К.В., Каназирский Н.Ф. — Режим доступа: http://oaji.net/artides/2017/1004-1484521030.pdf

3. Отчет о проведении второго этапа испытаний маневренных характеристик энергоблока № 2 ОП ХАЭС. №2. ЯБ.0271.0ТЧ-06.

4. С.А. Богма, В.В. Шевченко., Проблемы работы ядерных энергетических установок АЭС в неноминальных режимах, УДК 621.314.322-81

5. Моделирование режима маневрирования мощностью на втором энергоблоке Хмельницкой АЭС. Ю.Н. Овдиенко, В.А. Халимонук, А.В. Кучин. — Режим доступа: http://www.sstc.com.ua/documents/journal/2008/2/1_ 2_2008_text_ru.pdf

6. Шмаков А.А. О концентраторах напряжений в твэлах РБМК / А.А. Шматков, Е.М. Морозов, Ю.Г. Матвиенко. — М.: МИФИ, 2003.

7. Y. Ovdiyenko, V. Khalimonchuk. Calculating studies of xenon transient connected with step-wise power decrease for burned core // Nuclear and Radiation Safety, sstc n&rs. — № 3. — 2005.

• t

р -р

8. Ashby M. F. Engineering Materials 1. An Introduction to Properties, Applications and Design / M.F. Ashby, D.R. Jones. —Burlington: Elsevier Butterworth — Heinemann, 2005. — 409 р.

9. Кобылянский Г.П. Радиационная стойкость циркноия и сплавов на его основе. Справочные материалы по реакторному материаловедению / Г.П. Кобылянский, А.Е. Новоселов, — Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1996.

10. Влияние неопределенности исходных данных на оценку долговечности оболочки твэла при переменном режиме эксплуатации / М.В. Максимов, С.Н. Пелых, О.В. Маслов, В.Е. Баскаков // Ядерная и радиационная безопасность. — 2009. — Вып. 2.

11. Ивещение 320.3793 об изменении 320.00.00.00.000 Д61, ФГУП ОКБ «Гидропресс».

12. Королёв А.В., Комарова-Ракова Я.О. Исследование возмож-ности получения «магне-газа» из водно-угольной смеси. Ядерна енергетика та довшлля. 2016. Вып. 2(8). С. 64-65.

13. Комарова-Ракова Я.О. Получение магнегаза в отработанных угольных шахтах и использование его в пиковых нагрузках энергосистемы. Ядерна енергетика та довкшля. 2018. Вып. 1(11). С. 69-71.

14. Дубковский В.А, Комарова Я.О, Королёв А.В. Повышение маневренности ядерных энергоблоков путем производства магнегаза во время снижения электропотребления. ISSN 20736231. Ядерная и радиационная безопасность 3(83).2019

СОВРЕМЕННЫЕ ПОДХОДЫ К ПОСТРОЕНИЮ ХРАНИЛИЩ ДАННЫХ

Кошлич А.Д.

Магистрант 2-года обучения по направлению «Программная инженерия» Брянский государственный технический университет, Россия, г. Брянск

Гулаков К.В.

к.т.н., доцент каф. «Информатика и программное обеспечение» Брянский государственный технический университет, Россия, г. Брянск

MODERN APPROACHES TO BUILDING DATA WAREHOUSES

Koshlich A.

2rd years magister "Computer science and software", Bryansk State Technical University, Russia, Bryansk

Gulakov K.

Associate professor, candidate of technical sciences "Computer science and software",

Bryansk State Technical University, Russia, Bryansk

АННОТАЦИЯ

В статье приводится обзор современных подходов к построению ХД, применяемых для интеллектуального хранения и использования данных. Рассматриваются сходства, различия и возможности, выявленные в результате практического исследования.

ABSTRACT

This article is devoted to the review of modern approaches to creating data warehouses. Data warehouses are used to intelligently store and use data. The article discusses the similarities and differences. Special attention is paid to the possibilities of different approaches to building data warehouses.

Ключевые слова: хранилища данных, якорное моделирование, нормализация, 6NF, свод данных, темпоральные базы данных, гибкая разработка.

Keywords: data warehouses, anchor modeling, normalization, 6NF, data set, temporal databases, agile development.

Интеллектуальное хранение данных и их дальнейшее использование в современном мире уже стали неотъемлемой частью успешно развивающегося бизнеса. Для этой цели существуют хранилища данных.

Поддержка и развитие хранилищ данных -сложная, требующая длительного времени и подверженная ошибкам задача. Основная причина заключается в том, что среда хранилища данных постоянно меняется, а само хранилище должно обеспечивать стабильный и согласованный интерфейс для доступа к информации, охватывающей расширенные периоды времени. Источники, предоставляющие данные для хранилища, постоянно меняются

со временем, причем с различной частотой. Также меняются аналитические и отчетные потребности в поиске информации.

С целью решения данной проблемы создавались различные методы построения ХД. Ранее наибольшей популярностью пользовались подходы Кимбалла и Инмона. Но бизнес-требования к информационным системам продолжают расти и в настоящее время популярность обрели такие подходы как Data Vault и Anchor Modeling. Два названных подхода имеют сходства и различия, о них речь идет в данной работе.

Во второй части подробнее рассмотрен процесс моделирования и построения хранилища по