ЗАСТОСУВАННЯ ІНФОРМАЦІЙНОЇ ТЕХНОЛОГІЇ ДЛЯ МОДЕЛЮВАННЯ ДИНАМІКИ КЕРУВАННЯ ЯДЕРНИМ РЕАКТОРОМ З РОЗБИТТЯМ НА ЗОНИ ЗА ВЕРТИКАЛЬНОЮ ВІССЮ

Завантажити статтю

Северін Валерій Петровичдоктор технічних наук, професор Національного технічного університету «Харківський політехнічний інститут»

Нікуліна Олена Миколаївнадоктор технічних наук, доцент, професор Національного технічного університету «Харківський політехнічний інститут»

pages 45-56

DOI: http://doi.org/10.34229/1028-0979-2021-5-4

Розглянуто структуру інформаційної технології моделювання систем керування, яка включає блок моделей систем, модуль методів інтегрування й інші програмні елементи. Для аналізу динаміки керування ядерним реактором розроблено програми математичних моделей ядерного реактора ВВЕР-1000 серії В-320 і його систем керування у вигляді нелінійних систем диференціальних рівнянь у формі Коші. Для інтегрування нелінійних систем диференціальних рівнянь наведено алгоритм системного методу першого ступеня. Розглянуто математичну модель реактора ВВЕР-1000 як об’єкта керування з розбивкою на зони за вертикальною віссю в відносних змінних стану, наведено значення постійних параметрів моделі і початкові умови, що відповідають номінальному режиму. З використанням інформаційної технології для десяти зон реактора системним методом інтегрування виконано імітаційне моделювання динаміки керування ядерним реактором. Побудовано графіки нейтронних і теплових процесів в активній зоні реактора, а також змін аксіального офсету при скиданні навантаження реактора під впливом переміщення поглинаючих стрижнів і збільшення концентрації борної кислоти. Виконано аналіз динамічних процесів керування реактором. Програми методів інтегрування і моделей реактора ВВЕР-1000 серії В-320 включено до інформаційної технології для оптимізації маневрених режимів реактора.

Ключові слова: ядерний реактор, процес керування, математична модель, система диференціальних рівнянь, імітаційне моделювання, інформаційна технологія.

  1. Андрушечко С. А., Афров А. М., Васильев Б. Ю. АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000. М. : Логос, 2010. 604 с.
  2. Денисов В. П., Драгунов Ю. Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М. : ИздАТ, 2002. 480 с.
  3. Безопасность атомных станций: Информационные и управляющие системы. М.А. Ястре-
    бенецкий, В.Н. Васильченко, С.В. Виноградов и др.; под ред. М.А. Ястребенецкого. К. : Технiка, 2004. 472 с.
  4. Maksymov M.V., Tsiselskaya T.A., Kokol E.A. The method of control of nuclear power plant with VVER-1000 reactor in maneuverable mode. Journal of Automation and Information Sciences. 2015. 47, N 6. P. 17–32.
  5. Халимончук В. А. Динамика ядерного реактора с распределенными параметрами в исследованиях переходных режимов эксплуатации ВВЭР и РБМК. К. : Основа, 2008. 228 с.
  6. Верхивкер Г.П., Кравченко В.П. Основы расчета и конструирования ядерных энергетических реакторов / под ред. В. А. Дубковского. Одесса : ТЕС, 2008. 409 с.
  7. Демченко В. А. Автоматизация и моделирование технологических процессов АЭС и ТЭС. Одесса : Астропринт, 2001. 305 с.
  8. Северин В. П., Никулина Е. Н., Лукинова Д. А. Имитационное моделирование процессов
    в реакторе ВВЭР-1000 при регулировании мощности поглощающими стержнями. Вісник НТУ «ХПІ». Серія: системний аналіз, управління та інформаційні технології. Харків : НТУ «ХПІ», 2017. № 55 (1276). С. 3–7.
  9. Никулина Е. Н., Северин В. П., Лукинова Д. А. Моделирование переходных режимов ядерного реактора ВВЭР-1000 с учетом борного регулирования. Вісник НТУ «ХПІ». Серія: Системний аналіз, управління та інформаційні технології. Харків : НТУ «ХПІ», 2017. № 51. С. 8–13.
  10. Nikulina E., Severin V., Lukinova D. Mathematical models for investigation of WWER-1000/320 transients. Nuclear and Radiation Safety. 2018. 1, N 77. P. 18–23.
  11. Северин В. П., Никулина Е. Н. Синтез оптимальных систем автоматического управления энергоблока АЭС в нормальных режимах эксплуатации. Ядерна та радіаційна безпека. 2013. Вип. 3(59). C. 62–68.
  12. Wang G., Wu J., Zeng B. State-space model predictive control method for core power control in pressurized water reactor nuclear power stations. Nuclear Engineering Technology. 2017. 49. P. 134–140.
  13. Северин В. П., Никулина Е. Н. Модели ядерного реактора ВВЭР-1000 с разбиением на зоны по вертикальной оси для информационной технологии управления. Международный научно-технический журнал «Проблемы управления и информатики». 2021. № 4. C. 105–116.
  14. Нікуліна О. М., Северин В. П., Коцюба Н. В. Розробка інформаційної технології оптимізації управління складними динамічними системами. Вісник НТУ «ХПІ». Сер.: Системний аналіз, управління та інформаційні технології. Харків : НТУ «ХПІ», 2020. № 2 (4). С. 63–69.