Запропоновано концептуальні рішення щодо архітектури інформаційної моделі та моделі життєвого циклу документів проектної бази (ДПБ) ядерних установок, принципи організації роботи з електронними ДПБ та загальні вимоги до єдиної автоматизованної системи ДПБ ядерних установок.

Висвітлено проблему забезпечення функціонування кабельних трас систем безпеки, що знаходяться в гермозоні ядерного реактора АЕС за умов пожежі. Запропоновано математичну модель, що описує тепловий стан системи короб - кабель кабельної траси за умов нагріву, близьких до умов стандартної пожежі. Проведено порівняння розрахункових значень температур з експериментально одержаними залежностями температури від часу в різних точках досліджуваної системи. Розроблено модель вигоряння кабельної маси усередині металевого короба.

Ключ. слова: гадолиний, уран, выгорающий поглотитель, характеристическое рентгеновское излучение, K-, L-серия, поверхностная плотность
Індекс рубрикатора НБУВ: З46-05-56-03

Рубрики:

Ядерні реактори. Реакторобудування

Шифр НБУВ: Ж29137 Пошук видання у каталогах НБУВ 

Описаны исследования по распознаванию режимов основного оборудования АЭС по стохастическим сигналам с помощью нейронных сетей Кохонена и Хэмминга.

Предложены принципы верификации алгоритмов электронных проектов ПЛИС, используемых в системах аварийной защиты ядерных реакторов. Дана классификация алгоритмов согласно критерию сложности. Описаны различные методы и приемы тестирования алгоритмов. Представлен пример верификации типового алгоритма системы аварийной защиты ядерного реактора на основе предложенных методов и подходов. Описаны некоторые аспекты инвариантно-ориентированной верификации систем безопасности на ПЛИС.

С целью реализации эффективных пассивных систем охлаждения "мокрых" приводов системы управления и защиты проведены экспериментальные исследования, направленные на подавление естественной конвекции в кольцевом канале. Экспериментальная апробация предложенных методов подавления естественной конвекции показала возможность минимизации аксиального теплопереноса и практически полного устранения неравномерности температур в канале.

Предложен подход к управлению ядерным реактором внешним электромагнитным излучением. Использован эффект искривления пространства ретранслятора при воздействии высокочастотным электромагнитным излучением на реактор в состоянии мгновенной критичности. В качестве реализации подхода описана модель электромагнитного управления реактором.

Произведен энтропийный анализ системы электромагнитного управления ядерным реактором при отсутствии ретранслятора энергии. Определена структура и параметры системы управления. Даны критерии устойчивости и управляемости ядерного реактора при электромагнитных воздействиях.

Предложен метод создания систем электромагнитного управления ядерным реактором вблизи мгновенной критичности на основе анализа частотных характеристик. Такие системы предназначены для обеспечения безопасности ядерных реакторов, разрушенных в результате аварий, и предотвращения внешнего электромагнитного воздействия на ядерные объекты.

Предложен подход к созданию системы электромагнитного управления тепловой мощностью ядерного реактора типа ВВЭР в режиме конвекции. Разработан принцип электромагнитного управления тепловой мощностью реактора, позволяющий обеспечить безопасность и экономичность эксплуатации.

Изложен материал, относящийся к вопросам управления ядерными реакторами, которые нашли преимущественное применение на АЭС - корпусными реакторами на тепловых нейронах с водой под давлением, поскольку реакторы этого класса составляют основу современной мировой атомной энергетики. Рассмотрены технологические аспекты управления ядерными реакторами, раскрыта специфика регулирования мощности этих объектов управления. Изложены основы кинетики, базовые конструктивные варианты исполнения современных реакторов различных типов (разрабатываемых в США, России, Франции, Германии и Японии). Описаны структурные схемы и конструкции систем управления и защиты для каждого из типов реакторов рассматриваемого класса. Рассмотрены важнейшие направления и технические варианты модернизации систем управления и защиты.

Увагу приділено вирішенню важливої науково-технічної проблеми безпеки керування високотехнологічними об'єктами - АЕС. Вперше запропоновано: моделі об'єкту (реакторної установки (РУ)) і пристрою керування РУ, що описано як імовірнісні з'єднання стохастичних систем на основі розширення мереж Петрі; критерій керованості систем, описаних математичним апаратом мереж Петрі; модель нейронного модуля змінного обсягу, що описується апаратом мереж Петрі як надпровідник зі змінним часом активізації; підхід до інтелектуального керування РУ з використанням модульної нейронної мережі; математичну модель процесу запарювання каналу активної зони реактора. Вдосконалено математичний апарат мереж Петрі шляхом розробки розширення, метод ідентифікації внутрішньо-реакторних аномалій. Набули подальшого розвитку теоретико-імовірнісні методи оптимальних статистичних рішень для задач моделювання, фільтрації, ідентифікації й оптимізації структури та/або параметрів. Розроблені моделі та методи дозволяють підвищувати безпеку керування реакторною установкою та можуть бути використані на підприємствах ядерної енергетики.

Предложено за основу подхода к управлению ядерного реактора взять эффект искривления пространства при воздействии на реактор, находящийся в состоянии мгновенной критичности, высокочастотным электромагнитным излучением. Предложено использовать в качестве основы ретранслятора кристаллы, обладающие пьезоэлектрическим эффектом. Рассчитаны параметры гипотетического пьезокристалла и описан цикл работы гипотетического пьезокристалла и реактора с учетом эффекта искривления пространства.

Зазначено, що висока надійність і безпека енергоблоку - головні вимоги, які висуваються під час експлуатації енергоблока у маневреному режимі. Запорукою надійної та безпечної експлуатації енергоблока є стійкість реактора у разі збурень як під час роботи на постійному рівні навантаження, так і в маневреному режимі. Кількісною мірою стійкості реактора є аксіальний офсет - технологічна характеристика рівномірності енерговиділення, тому мірою ефективності експлуатації енергоблока з ВВЕР-1000 є мінімізація відхилення аксіального офсету. Досліджено вплив автоматизованих систем регулювання потужністю енергоблока в маневреному режимі на аксіальний офсет. Розглянуто компромісно-комбіновану програму регулювання потужністю реактора, яка передбачає утримання значення аксіального офсету постійним у разі переведення енергоблока з одного рівня потужності на іншій.

Приведена усовершенствованная система автоматизированного управления мощностью ядерной энергетической установки с реактором ВВЭР-1000. Этот способ позволит эксплуатировать ядерную установку в маневренном режиме для поддержания баланса мощности в энергосистеме страны в течение суток. Условием надежной и безопасной работы энергоблока АЭС является поддержание постоянной величины аксиального офсета, для этого впервые было предложено стабилизировать температуру теплоносителя на входе в активную зону реактора, а также уменьшить амплитуду перемещения регулирующей группы органов регулирования системы управления и защиты. Предложена принципиальная схема усовершенствованной системы автоматизированного управления. Приведены результаты численного моделирования.

Рассмотрены особенности построения и функционирования системы аварийной защиты реакторов и ее ядра - информационно-управляющей системы (ИУС) на основе самодиагностируемой программируемой платформы. Выделены основные компоненты ИУС, позволяющие проводить диагностирование и выявление отказов в режиме реального времени. Приведена базовая марковская модель функционирования ИУС, учитывающая проявление обнаруженных и необнаруженных отказов и проведение периодических профилактик. Рассмотрена структурная схема надежности ИУС в режиме нормальной эксплуатации.

Требованиями при эксплуатации энергоблока в маневренном режиме являются высокая надежность и безопасность энергоблока, которые зависят от устойчивости реактора при переходе с одного уровня мощности на другой. Количественной мерой устойчивости реактора является аксиальный офсет. Показано, что изменение температуры на входе в активную зону реактора наносит неконтролируемое возмущение, что влияет на аксиальный офсет и, как следствие, на устойчивость реактора. Для обеспечения устойчивости реактора предложен компромиссно-комбинированный метод регулирования. Проведен анализ влияния температуры теплоносителя на величину аксиального офсета для различных программ регулирования. Исследовано изменение глубины погружения органов регулирования в активную зону для различных программ регулирования при выполнении реакторной установкой суточного маневра мощностью.

Розроблено й обґрунтовано методи, моделі та інформаційні технології оптимізації управління складними динамічними системами на прикладі енергоблоку АЕС. Проаналізовано сучасні інформаційні технології управління складними динамічними системами. Розроблено наукові та методологічні основи створення та застосування інформаційної технології для управління складними динамічними системами. Запропоновано загальні моделі динамічних систем з відносними змінними стану, на основі яких побудовано нелінійні математичні моделі для об’єктів управління енергоблоку АЕС як складних динамічних систем. Удосконалено методи аналізу математичних моделей складних динамічних систем та виконано аналіз процесів в нелінійних моделях основних елементів енергоблоку АЕС. Узагальнено моделі інформаційно-управляючих систем для ідентифікації параметрів систем, а також для оптимізації параметрів регуляторів. Розроблено критерії оцінювання якості математичних моделей складних динамічних систем та виконано ідентифікацію параметрів моделей за експериментальними процесами в елементах енергоблоку АЕС. Розроблено інформаційну технологію оптимізації управління складними динамічними системами та приведено приклади її використання для оптимізації інформаційних управляючих систем енергоблоку АЕС. Результати досліджень дозволяють підвищити якість проєктування систем управління складними динамічними об'єктами, підвищити ступінь наукової обґрунтованості технічних проектів з удосконалення систем управління енергоблоків АЕС.

Створення методів автоматизованого управління потужністю енергоблоків є актуальною задачею, для вирішення якої доцільно задіяти потужності атомних електростанцій. Запропоновано математичну модель ядерної енергетичної установки (ЯЕУ) як об'єкта керування, яка включає багатозонну модель активної зони з розподіленими параметрами, що дає змогу врахувати її внутрішні властивості (у тому числі перехідні процеси на ксеноні). Це дозволяє зменшити похибку моделювання статичних і динамічних властивостей ЯЕУ. Розроблено метод автоматизованого управління зміною потужності ЯЕУ з використанням трьох контурів управління: один підтримує регламентну зміну потужності реактора за допомогою регулювання концентрації борної кислоти в теплоносії, другий підтримує необхідне значення аксіального офсету, змінюючи положення стрижнів регулювання, а третій підтримує температурний режим теплоносія. Через регулювання положення головних клапанів турбогенератора розроблений метод дозволяє покращити стабільність енерговиділення в активній зоні при зміні її потужності за нормальних умов експлуатації реактора.