Моделювання водо-водяного ядерного реактора для знаходження найкращого рішення з управління

2021;
: с. 126 – 135
https://doi.org/10.23939/jeecs2021.02.126
Надіслано: Жовтень 29, 2021
Переглянуто: Листопад 18, 2021
Прийнято: Грудень 17, 2021

T. Petik, V. Vataman, K. Beglov. Simulation of pressurized water reactor to find the best control solution. Energy Engineering and Control Systems, 2021, Vol. 7, No. 2, pp. 126 – 135. https://doi.org/10.23939/jeecs2021.02.126

1
Державний університет «Одеська політехніка»
2
Державний університет «Одеська політехніка»
3
Державний університет «Одеська політехніка»

Оскільки одночасно неможливо контролювати всі технологічні і теплові параметри роботи ядерного реактора, була розроблена вертикально розподілена модель управління ядерним реактором, що дозволяє визначити аксіальний офсет та проаналізувати поведінку теплових і нейтроно-фізичних процесів окремих зон активної зони при борному регулюванні і переміщені стрижнів, а також регулювати потужність ядерного реактора. Для десяти вертикально розподілених зон проаналізовані нейтроні і теплові процеси в активній зоні реактора, а також зміна аксіального офсету при скиданні навантаження реактора під впливом переміщення стрижнів та збільшення концентрації борної кислоти. Мета даної публікації полягає в розробці вертикально розподіленої моделі об’єкту та використанні інформаційної технології для знаходження найкращого рішення з управління водо-водяним енергетичним реактором.

  1. Maksymov M. V., Tsiselskaya T. A., Kokol E. A. Method for controlling a reactor plant with WWER-1000 in maneuverable mode. Problems of Control and Informatics: Intern. scientific and technical journal. -2015. – No. 3. – p. 59 – 75. (in Russian)
  2. Severin V. P., Nikulina E. N., Lyutenko D. A., Bobukh E. Y. The problem of maneuverability of a nuclear power unit and the development of models of its control systems. Bulletin of the National Tech. University "Kharkov Polytechnic Institute". Kharkov: NTU “KhPI”, 2014. No. 61 (1103). p. 24 – 29. (in Russian)
  3. Verkhivker G. P., Kravchenko V. P. Fundamentals of calculation and design of nuclear power reactors / Ed. V. A. Dubkovsky. Odessa: TES, 2008. 409 pp. (in Russian)
  4. Ivanov V. A. Regulation of power units. L.: Mashinostroenie, 1982. 311 p. (in Russian)
  5. Borisenko V. I., Samoilenko D. V., Kadenko I. N. Peculiarities of some transient modes with load dropping on WWER-1000 // Atomic energy. T.115. Issue. 3. 2013. p. 132-136. https://doi.org/10.1007/s10512-013-9764-1 (in Russian)
  6. Nikulina E. N., Severin V. P., Lukidova D. A. Mathematical models for the study of transient modes of the WWER-1000 nuclear reactor of the V-320 series, 2018. No. 1(77). p. 18-23. https://doi.org/10.32918/nrs.2018.1(77).03 (in Russian)
  7. Andryushenko S. A., Afrov A. M., Vasiliev B. Y., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenko Y. M., Ukraintsev V. F. NPP with WWER-type reactors 1000 M.: Logos, 2010. 604 p. (in Russian)
  8. Nikulina E. N., Severin V. P. Synthesis of optimal automatic control systems for a power unit in normal operating conditions // Nuclear and radiation safety. – 2013. – No. 3 (59). – P. 62 – 68. (in Russian)