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

Изложены фундаментальные основы процесса генерации паровой фазы и кризисов теплообмена применительно к условиям вынужденного движения теплоносителя в парогенерирующих каналах активных зон ядерных энергетических реакторов. Проанализированы теплогидравлические особенности течения в данных условиях двухфазных потоков. Описаны методы, физико-математические модели и алгоритмы для совершенствования теплогидравлических расчётных кодов - важнейшей составляющей систем обеспечения эксплуатационной безопасности ядерных энергоблоков, а также для придания данным системам автоматической идентификации в реальном времени штатных и предаварийных режимов течения пароводяных потоков.

Рассмотрено состояние существующих автоматизированных систем управления технологическими процессами АЭС, обосновано использование нейрокомпьютерного подхода к распознаванию спектральных реализаций стохастических диагностических сигналов, которые характеризуют текущее техническое состояние некоторых элементов и систем основного оборудования АЭС. Сущность проблемы состоит в том, что, как известно, современные системы контроля и управления энергетическими объектами в составе автоматизированной системы управления технологическими процессами (АСУ ТП) АЭС имеют в своей основе детерминированный подход к логическому анализу режимов оборудования, а именно: не допустить выход контролируемых ими параметров за предварительно установленные предельные уровни. Для надежного предотвращения повреждений, которые могут возникнуть в основном оборудовании ядерного энергоблока, этого, естественно, недостаточно. В связи с этим проблему диагностики аномальных режимов теплоотдачи можно решить путем использования не температурных измерений состояния теплоносителя на выходе из активной зоны реактора, которые существуют сейчас, а на основе распознавания динамических компонент некоторых параметров реактора (в первую очередь сигналов динамического давления в теплоносителе и сигналов измерителей потока нейтронов, размещенных в самой активной зоне ядерного реактора).

Изучены теплофизические, а также материаловедческие аспекты комплекса нерегламентных процессов и эксплуатационных факторов, которые способны оказать влияние на показатели надежности элементов и систем активных зон энергетических ядерных реакторов. Рассмотрены наиболее важные физические аспекты нестационарных тепловых и гидродинамических процессов, которые связаны с устойчивостью движения теплоносителя первого контура в режимах принудительной и естественной циркуляции. Особое внимание уделено теплофизическим аспектам прикладной теории надежности с позиций вероятностного анализа стохастических показателей и параметров безопасности ядерных энергоблоков. Исследованы пути повышения эксплуатационной надежности активных зон, а также актуальные вопросы теплофизики ядерных реакторов, связанные с проблематикой раннего автоматического обнаружения начальных фаз опасных теплогидравлических аномалий.

Рассмотрен подход к построению SOM нейронних сетей применительно к задачам распознавания случайных объектов. Предложен модифицированный алгоритм обучения распознающей SOM нейросетевой структуры в условиях отсутствия априорной информации о мощности подлежащего распознаванию множества классов.

In this article the approach to building SOM-neural networks regarding the tasks of accidental objects recognition is reviewed. Modified algorithm of studying the recognizing SOM-neural structure is proposed in condition of absence of a priori information about the power of classes' multitude tobe-recognized.

Розглянуто сучасні уявлення про фізичний механізм кризи тепловіддачі за вимушеного руху двофазного потоку в каналах, що обігріваються. Проведено аналіз відомих підходів і запропоновано методичні основи розробки та застосування рекомендацій щодо розрахунку та контролю кризи тепловіддачі на АЕС з ВВЕР.

Розглянуто актуальні проблеми забезпечення надійності результатів математичного комп'ютерного моделювання режимів експлуатації водоохолоджуваних ядерних реакторів. Виконано аналіз адекватності програмних комп'ютерних комплексів, що призначені для розрахунку основних параметрів безпеки реакторів типу ВВЕР. Головну увагу приділено методології визначення теплофізичних параметрів безпеки активних зон реакторних установок на підставі використання сучасних теплогідравлічних кодів. Цей розрахунок засновано на визначенні локальних теплогідравлічних параметрів потоку теплоносія у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Наведено результати порівняння виконаних експериментів із визначення основних теплогідравлічних параметрів потоку у характерних субканалах стрижневих збірок тепловиділяючих елементів із даними розрахунку цих параметрів на базі вищевказаних комп'ютерних комплексів. Увагу приділено аналізу експериментальних і розрахункових даних щодо визначення умов виникнення кризи тепловіддачі у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Розглянуто основні напрямки вдосконалення сучасних теплогідравлічних кодів із метою підвищення надійності визначення теплофізичних параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів.