Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Контроль процесса теплообмена в активной зоне ВВЭР на основе сетей Петри

19.03.2020 2020 - №01 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

С.А. Качур

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2020.1.13

УДК: 621.039.56

Цель исследования – разработка метода идентификации процесса кипения в каналах активной зоны ВВЭР и модели информационно-измерительной системы с использованием метода на основе сетей Петри для более эффективного управления теплообменом в активной зоне реактора при нештатных ситуациях.

При этом решаются две задачи: создание метода идентификации наиболее «горячих» точек распределения паросодержания в камере смешения, соответствующих наибольшим значениям объемного паросодержания; разработка модели управления информационно-измерительной системой в процессе этой идентификации как составляющей системы управления мощностью реактора.

Предложено производить идентификацию процесса кипения в активной зоне реактора по информации оптической информационно-измерительной системы, расположенной по периметру камеры смешения. Разработанный метод контроля паросодержания в камере смешения назван методом наиболее «горячих» точек для ядерного реактора. Метод основывается на решении систем линейных уравнений, описывающих различные схемы использования информации от оптических датчиков.

Разработаны схема адаптивной системы управления теплообменом ядерного реактора и соответствующая ей модель на основе метода наиболее «горячих» точек и расширения сетей Петри, позволяющая учитывать стохастический характер процесса теплообмена, что дает возможность повышения на порядок скорости реагирования и принятия решения в нештатных ситуациях.

Ссылки

  1. Качур С.А. Управление энергораспределением ядерного реактора на основе сетей Петри. // Энергетические установки и технологии. – 2019. – Т. 5. – № 1. – С. 14-20.
  2. Кириллов П.Л. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике – М.: ИздАТ, 2010. – 771 с.
  3. 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.
  4. 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.
  5. Ковецкая М.М. Кризис теплообмена в пучках стержней с закруткой потока. // Промышленная теплотехника. – 2009. – Т. 31. – № 5. – С. 50-55.
  6. 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.
  7. Качур С.А. Прогнозирование режимов кипения в парогенерирующем канале на основе спектрального анализа акустических шумов. // Энергетические установки и технологии. – 2018. – Т. 4. – № 3. – С. 24-29.
  8. Гусев С.С. Безопасное управление атомными электростанциями. // Электрооборудование: эксплуатация и ремонт. – 2017. – № 12. – С. 42-45.
  9. Качур С.А. Модель стохастических систем и их соединений на основе сетей Петри. // Проблемы управления и информатики. – 2002. – № 1. – С. 93-98.
  10. Корнеева Т.В. Волоконно-оптические датчики: разработка, применение. // Приборы и системы. Управление, контроль, диагностика. – 2016. – № 7. – С. 25-41.
  11. Веснин В.Л., Черторийский А.А., Экке В. Контрольно-измерительные системы на основе волоконно-оптических брэгговских датчиков. // Радиотехника и электроника. – 2005. – Т. 50. – № 6. – С. 751-758.
  12. Суслов В.А. Режимы течения кипящего двухфазного потока в трубах. // Тепловые процессы в технике. – 2012. – Т. 4. – № 12. – С. 539-543.
  13. Долинский А.А., Шараевский И.Г., Фиалко Н.М. Методология распознавания и верификации кризисов теплоотдачи в стержневых сборках. // Промышленная теплотехника. – 2005. – Т. 27. – № 6. – С. 66-80.
  14. 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.
  15. Леонтьев А.И., Олимпиев В.В. Влияние интенсификации теплообмена на тепло ги равлические свойства каналов. // Теплофизика высоких температур. – 2007. – Т. 45. – № 6. – С. 925-953. DOI: https://doi.org/10.1134/S0018151X07060168.
  16. Кириллов П.Л. Новое о методах интенсификации теплообмена поверхности с кипящей водой. // Атомная техника за рубежом. – 2005. – № 10. – С. 3-7. 17. 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.

ядерный реактор теплообмен паросодержание идентификация контроль сети Петри