Диагностика кризисного состояния реактора ВВЭР на основе модели запаривания канала

25.03.2019 2019 - №01 Теплофизика и теплогидравлика

С.А. Качур

https://doi.org/10.26583/npe.2019.1.04

Цель исследования – создание модели прогнозирования процесса кризисного состояния запаривания канала активной зоны реактора ВВЭР. Модель описывает динамику поведения ядерного реактора в условиях неопределенности, которые характерны для нештатных ситуаций, на основе информации о процессе теплообмена в технологических каналах активной зоны.

Применение предложенной модели приводит к повышению быстродействия за счет упрощения процедуры расчета параметров процесса теплообмена в активной зоне реактора. Повышение качества оценки состояния реактора происходит за счет прогнозирования параметров процесса теплообмена и определения значения параметров кризиса теплообмена в активной зоне до начала поверхностного кипения, возможность которого не диагностируется в современных системах внутриреакторного контроля ВВЭР.

Предложена модификация математической модели, позволяющая наиболее просто использовать достоинства нейронных сетей при диагностике. Модель может быть использована при разработке систем диагностики внутриреакторных аномалий и систем адаптивного управления тепловой мощностью ядерного реактора типа ВВЭР.

Ссылки

1. Емельянов И.Я., Ефанов А.И., Константинов Л.В. Научно-технические основы управления ядерными реакторами. – М.: Энергоиздат, 1981. – 360 с.
2. Емельянов И.Я., Гаврилов П.А., Селиверстов Б.Н. Управление и безопасность ядерных энергетических установок – М.: Атомиздат, 1975. – 280 с.
3. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 360 с.
4. Брагин В.А., Батенин И.В., Голованов М.Н. Системы внутриреакторного контроля АЭС с реакторами ВВЭР – М.: Энергоиздат, 1987. – 128 с.
5. Шараевский И.Г., Домашнев Е.Д., Архипов А.П. Метод верификации начала вскипания теплоносителя в каналах ядерного реактора. // Промышленная теплотехника. – 2001. – Т. 23, № 4-5. – С. 114-121.
6. Шараевский И.Г. Распознавание режимов течения двухфазного потока в каналах ядерного реактора по шумам технологических параметров. // Промышленная теплотехника. – 2000. – Т. 22. – № 1. – С. 53-59.
7. Ковецкая М.М. Кризис теплообмена в пучках стержней с закруткой потока. // Промышленная теплотехника. – 2009. – Т. 31. – № 5. – С. 50-55.
8. Качур С.А. Прогнозирующая графоаналитическая модель процесса поверхностного кипения в активной зоне ВВЭР. // Сб. науч. тр. СНУЯЭиП. – 2009. – Вып. 2 (30). – С. 18-25.
9. Попов И. А, Качур С.А. Идентификация процесса поверхностного кипения теплоносителя в активной зоне АЭУ с ВВЭР. // Сб. науч. тр. СНУЯЭиП. – 2009. – Вып. 4 (32). – С. 68 -76.
10. Новиков И.И., Воскресенский К.Д. Прикладная термодинамика и теплопередача – М.: Атомиздат, 1977. – 352 с.
11. Крамер Э.У. Ядерные реакторы с кипящей водой. – М.: Изд-во иностр. лит-ры, 1960. – 509 с.
12. Герлига В.А., Скалозуб В.И. Пузырьковые кипящие потоки в энергооборудовании АЭС. – М.: Энергоатомиздат, 1992. – 520с.
13. Долинский А.А., Шараевский И.Г., Фиалко Н.М. Методология распознавания и верификации кризисов теплоотдачи в стержневых сборках. // Промышленная теплотехника. –
14. – Т. 27. – № 6. – С. 66-80.
15. Попов И.А. Домашев Е.Д., Сычев Е.Н., Журавлев А.А. Экспериментальная установка и автоматизированная система сбора и обработки информации для моделирования аварийных теплогидравлических процессов. // Промышленная теплотехника. – 2007. – Т. 29. – № 2. – С. 62-68.
16. Леонтьев А.И., Олимпиев В.В. Влияние интенсификации теплообмена на тепло гидравлические свойства каналов. // Теплофизика высоких температур. – 2007. – Т. 45. – № 6. – С. 925-953.
17. Кириллов П.Л. Новое о методах интенсификации теплообмена поверхности с кипящей водой. // Атомная техника за рубежом. – 2005. – № 10. – С. 3-7.
18. Шаповалова С.И., Шараевский Г.И. Среда моделирования нейронных сетей для решения задач диагностики оборудования АЭС. // Проблемы программирования. – 2008. – № 2-3. – С. 675-678.
19. Качур С.А., Богма А.С. Модификация автоматических систем регулирования на основе статистических и нейросетевых методов. // Энергетические установки и технологии. – 2018. – Т. 4. – № 1. – С. 50-55.
20. Уоссерман Ф. Нейрокомпьютерная техника: теория и практика. – М.: Мир, 1992. – 237 с.
21. Хайкин С. Нейронные сети: полный курс. – М.: Издательский дом «Вильямс», 2006. – 1104 с.

ядерный реактор кризис теплообмена энерговыделение теплофизическая модель идентификация нейронные сети

Ссылка для цитирования статьи: Качур С.А. Диагностика кризисного состояния реактора ВВЭР на основе модели запаривания канала. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2019. – № 1. – С. 41-50. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.1.04 .