Содержание к диссертации
Введение
Глава I. Оптимальные процессы управления физической мощностью ядерного реактора 11
1.1. Применение теории оптимального управления к проектированию систем регулирования мощности ядерного реактора. Формулировка задачи управления ЙЯР 12
1.2. Управление уровнем мощности 20
1.3. Управление увеличением мощности (модель без источника) 24
1.4. Управление увеличением мощности из подкритического состояния (модель с источником) 35
1.5. Управление увеличением мощности в энергетическом диапазоне 39
1.6. Управление снижением мощности 44
1.7. Обобщение результатов 55
Выводы 58
Глава 2. Реализация оптимальных процессов 59
2.1. Управление уровнем мощности 60
2.2. Управление приведенной скоростью изменения мощности 68
2.3. Структура управляющего устройства 85
2.4. Согласование параметров оптимальной системы регулирования и системы компенсации медленных эффектов реактивности 94
Выводы 99
Глава 3. Экспериментальное исследование оптимальных процессов управления физической мощностью ядерного реактора 103
3.1. Экспериментальные возможности реактора ИРТ МИШ 103
3.2. Методика и оборудование экспериментального исследования оптимальных процессов 106
3.3. Результаты экспериментального исследо вания оптимальных процессов 110
Выводы 116
Глава 4. Проектирование и испытание оптимальной системы автоматического управления физической мощностью 117
4.1. Методика проектирования и макет опти мальной системы автоматического управления физической мощностью ядерного реактора 117
4.2. Программа проведения испытаний макета САУ 124
4.3. Результаты испытаний 126
Выводы 136
Заключение 137
Литература 140
- Управление увеличением мощности из подкритического состояния (модель с источником)
- Управление увеличением мощности в энергетическом диапазоне
- Управление приведенной скоростью изменения мощности
- Методика и оборудование экспериментального исследования оптимальных процессов
Введение к работе
В настоящее время в СССР осуществляется широкая программа работ по развитию ядерной энергетики. В соответствии с решениями ХХІУ, ХХУ и ХХУІ Съездов КПСС ядерная энергетика нашей страны развивается опережающими темпами по сравнению с энергетикой в целом. В общем приросте электроэнергетических мощностей в десятой пятилетке (1975-1980 г.г.) доля АЭС составила около 20 %, а на европейской части страны - около 35 %. Особое место занимают станции, сооруженные или сооружаемые в районах, где использование других видов энергии затруднено или невозможно (Билибинская АТЭЦ, Кольская АЭС, Шевченковская АЭС), а также ядерные энергетические установки морских судов, космических летательных аппаратов и т.п. Все более очевидна роль, которую способно сыграть дальнейшее развитие ядерной энергетики в защите окружающей среды от загрязнения, а также в сохранении сложившейся экологической обстановки крупных областей и целых регионов /1,2/.
Развитие ядерной энергетики обеспечено широкими исследованиями в области ядерной физики, техники и технологии, материаловедения, которые проводились и проводятся на исследовательских ядерных реакторах (ИЯР).
Наряду с решением проблем, прямо связанных с развитием ядерной энергетики, ЙЯР стали незаменимым инструментом исследований в различных областях физики, химии, биологии, медицины.
Непрерывное увеличение числа ИЯР, расположение их вблизи и в пределах населенных пунктов делают одной из самых актуальных задачу повышения безопасности эксплуатации реакторных установок.
Важнейшей системой реактора, обеспечивающей его безопасную работу и выполнение заданной программы является система управления и защиты (СУЗ).
СУЗ ИЯР должна осуществлять надежное и точное управление нейтронным потоком в различных режимах, специфика которых определяется особенностями проводимых исследований. Условия экспериментов могут требовать частых пусков ИЯР при значительной неопределенности начального значения реактивности с последующим программным изменением нейтронного потока с высокой точностью в широком диапазоне. Высокая точность поддержания физической мощности ИЯР должна обеспечиваться при непредсказуемых полностью возмущениях условий размножения нейтронов в активной зоне, вызываемых внесением поглощающих или делящихся образцов, нестационарным отравлением, возникающем при кратковременных остановках, которые бывают необходимы (особенно для высокопоточных реакторов) для смены облучаемых образцов или частичной перегрузки топлива, и другими причинами. Парируя эти достаточно быстрые возмущения, система управления должна в то же время обеспечивать точную стабилизацию нейтронного потока в течение длительного времени, то есть обладать высокой долговременной стабильностью. Условия экспериментов могут требовать управления нейтронным потоком "в среднем" по всей зоне, в некоторой заданной точке или области активной зоны, в одном или нескольких петлевых каналах, то есть в ряде случаев прямо ставят задачу пространственного управления нейтронным полем исследовательского реактора /3/. Таким образом, исследовательский характер работ, проводимых на ИЯР, не только не снижает требования к их СУЗ по сравнению с требованиями к СУЗ энергетических и даже транспортных реакторов, а, напротив, делает их (требования) более разнообразными и порой противоречивыми. Требования к СУЗ ИЯР дополнительно ужесточает то обстоятельство, что для повышения эффективности исследований обслуживание этих установок должно во многих случаях осуществляться минимальным составом специа-
листов-управленцев. Поэтому аппаратура СУЗ ИЯР должна быть простой и надежной, неисправности отдельных блоков должны диагностироваться просто и быстро, а работоспособность системи в целом быстро восстанавливаться заменой блоков, желательно не требуя при этом остановки ИЯР.
СУЗ современных ИЯР достались последним в наследство от первых энергетических реакторов. До сих пор на многих ИЯР работают ламповые регуляторы уровня (УРМ) и скорости (УРС) того же типа, что использовались в свое время для управления реактором Первой в мире АЭС. Эта аппаратура заметно устарела как физически, так и морально. Системы на основе этой аппаратуры с трудом удается довести до уровня, определяемого Правилами ядерной безопасности (ПБЯ) /4/. введенными с целью гарантировать высокий уровень безопасности при работе ИЯР. Это обстоятельство неоднократно отмечалось на Координационных совещаниях по работам на ИЯР в 1976, 1978, 1980 г.г. Однако на настоящий день по-прежнему не существует комплекта аппаратуры СУЗ, который можно было бы рассматривать в качестве типового для ИЯР, а технические задания на аппаратуру управления ограничиваются общими требованиями, идентичными требованиям ПБЯ в соответствующих разделах.
Выполнение ПБЯ позволяет избежать грубых промахов при проектировании СУЗ ИЯР. Однако в пределах этих требований разработчику СУЗ представлена большая свобода в выборе структуры системы и её общих характеристик, а также элементов и устройств для реализации общих требований в конкретной системе.
Цель настоящей работы - создание методики проектирования, разработка и внедрение системы автоматического управления исследовательского реактора, обеспечивающий высокое качество и безопасность процессов автопуска и стабилизации мощности ИЯР.
Дяя достижения поставленной цели необходимо последовательно решить следующие задачи:
Рассмотреть предельные возможности исследовательского реактора как объекта управления с ограниченной областью допустимых значений рабочих параметров во всем диапазоне изменения физической мощности.
Разработать закон управления с обратными связями, обеспечивающий близкий к оптимальному по быстродействию пуск реактора из подкритического состояния и вывод его на заданный уровень физической мощности.
.Исследовать чувствительность оптимальных процессов и сформулировать на этой основе технические требования к аппаратуре, реализующей управление реактором с заданной степенью приближения к оптимальному.
Провести экспериментальное изучение оптимальных процессов управления ИЯР.
Спроектировать и испытать оптимальный регулятор физической мощности ИЯР.
Работа по созданию системы автоматического управления была поручена МИФИ решениями X и XI Координационных совещаний по работам, проводимым с использованием на ИЯР. Ряд этапов работы проведен по Постановлению правительства в рамках создания системы автопуска и регулирования физмодели реактора ПИК.
Научная новизна диссертации состоит в том, что впервые получены следующие результаты:
I. Проанализированы предельные возможности управления физической мощностью ИЯР в источниковом и энергетическом диапазонах. Z. Обоснован нелинейный закон оптимального управления с обратной связью, как функции физической мощности и приведенной скорости её изменения.
3. Исследована чувствительность оптимальных процессов, в
том числе:
предложен критерий чувствительности в виде относительных отклонений процесса от оптимального вида;
определена взаимосвязь отклонений процесса от оптимального и динамических параметров блоков системы управления;
Сформулирован критерий и количественно оценены условия согласования скоростей изменения реактивности в трактах автоматического регулирования и компенсации.
Предложена методика и проведены экспериментальные исследования процессов на ИРТ МИФИ.
Спроектирована и реализована структура практической оптимальной системы управления физической мощностью ИЯР.
Разработана методика и проведены испытания созданной системы.
Практическая значимость диссертации состоит в том, что её результаты использованы при разработке прибора регулирования БИР-2И и канала контроля, защиты и регулирования "Мираж",
Система автоматического управления (САУ) на базе канала "Мираж" обеспечивает безопасный характер управляемых процессов:
плавное монотонное увеличение реактивности от начального до асимптотического значения;
отсутствие выбегов мощности после достижения заданного уровня;
возможность эффективного контроля за работой САУ по отклонениям процесса от заданного, имеющего ясные физические характеристики.
На канал "Мираж" выпущен комплект конструкторской и эксплуатационной документации,
Результаты диссертационной работы внедрены в виде разработанных приборов БИР-2И и "Мираж" и методик их испытания на реакторах ИР-8 ИАЭ им.И.В.Курчатова, ИРТ МИФИ, "Аргус". Опыт внедрения канала "Марая" на ИРТ МИФИ показал, что созданная система значительно облегчает условия работы обслуживающего персонала и обеспечивает снижение количества ошибочных действий. Внедрение канала "Мираж" в СУЗ типового реактора "Аргус" дало экономический эффект 476 тыс.руб., из них 250 тыс.руб. экономии - за счёт использования результатов разработки оптимального регулятора, проведенной в диссертационной работе.
Основные результаты работы были доложены и одобрены на XI и ХП Координационных совещаниях по работам, проводимым с использованием ИЯР (Ташкент,1980; Алма-Ата, 1982); на заседании секции НТО предприятия п/я A-729I (Москва, 1982); на 14-м отраслевом семинаре "Разработка, опыт эксплуатации и перспективы развития СУЗ ядерных реакторов" (Москва, 1983); на заседании НТО отдела ядерной безопасности ФЭИ (Обнинск, 1983); на заседании НТО кафедры автоматики и телемеханики МИФИ (Москва, 1983).
Прибор ЕИР и канал "Мираж" демонстрировались на ВДНХ СССР. Решениями ЦК ВІКОМ и Главвыставкома автор данной диссертации отмечен знаком "Лауреат НТТМ" и бронзовой медалью ВДНХ.
По результатам проведенных работ выпущено 13 научных трудов /26,...,38), из них 5 печатных, подана заявка на изобретение.
Диссертация состоит из введения, 4-х глав, заключения и списка литературы.
В первой главе проведен анализ результатов предшествующих работ и на этой основе математически сформулирована оптимальная задача управления физической мощностью ИЯР. Изложены известные результаты, лежащие в русле решения сформулированной задачи. Исследован вид оптимальных процессов управления ядерным реактором
в источниковом и энергетическом диапазонах мощности, выявлены предельные возможности управления при заданных ограничениях, выбраны фазовые координаты, наиболее приемлемые для управления исследовательским реактором.
Во второй главе рассмотрены вопросы реализации оптимальных процессов. На основе анализа чувствительности процессов к неидеальности динамических характеристик измерительных и исполнительных устройств САУ сформулированы требования к динамическим характеристикам, выполнение которых обеспечивает заданную степень приближения реальных процессов к оптимальным. Разработан нелинейный закон управления как функции от выбранных фазовых координат. Завершает анализ решение задачи согласования параметров системы управления и компенсации медленных эффектов реактивности.
Третья глава диссертации посвящена экспериментам на реакторе ЙРТ МИФИ. Изложены методика и результаты определения границ источникового и энергетического диапазонов мощности реактора. Описаны эксперименты по оптимальному управлению критическим реактором с использованием системы регулирования уровня мощности. Подтверждена.практическая возможность реализации оптимальных процессов с отклонением от идеального вида не более 0,5 %.
В четвертой главе рассмотрена методика проектирования САУ физической мощностью ИЯР. Описана функциональная схема канала контроля, защиты и регулирования "Мираж". Изложена программа проведения и результаты натурных испытаний спроектированной системы. Подтверждена правильность теоретических предпосылок и выводов, продемонстрировано высокое качество и безопасность реализованных процессов управления.
II -
Управление увеличением мощности из подкритического состояния (модель с источником)
Полная реактивность системы получается суммированием реактивносте! управления и обратной связи Подстановка в (1.47) требуемого закона изменения (І.І7, ІЛ8) дает возможность получить зависимость реактивности обратной связи от времени Скорость изменения реактивности обратной связи, которую должно парировать управляющее воздействие гУ/г/ f определяется дифференцированием (1.49), (1.50) Выбор управления i/ большего, чем J3&t , как уже указывалось, нецелесообразен, т.к. система сама может стать источником чрезмерно быстрого (с аварийными скоростями) нараста ния физической мощности при начальном назначении /V/IOO. При управлении \dU \ = J3 Qji и значениях Hj - Jc процессы в энергетическом диапазоне будут несколько запаздывать относитель но оптимальных при отрщательном значении kj9 . Такие параметры ( Tj= /с 9 fy О ) характерны для реакторов с ме таллическим горючим. Основной результат проведенного рассмотрения состоит в том, что для реакторов с отрицательной внутрннней обратной связью по реактивности стабилизации на достигнутом уровне мощности /? происходит мгновенно. При этом скорость уменьшения реактивности не превышает значения oCL/f , определяемого соотношением (1.24). В рамках нормальной эксплуатации исследовательского ядерного реактора интерес представляют прежде всего следующие режимы снижения мощности: 1. Снижение по экспоненциальному закону с ограниченной приведенной скоростью, меньшей 3 , с последующей стабилизацией мощности на заданном уровне п . 2. Возможно более быстрое снижение мощности с уровня /7о до Пк с последующей стабилизацией мощности на уровне /. Дяя первого режима справедливы соотношения (I.I9), (1.20), (I.2I), (1.22) 1.3, в которых величину #, , следует заменить на GJ . Таким образом, для обеспечения режима необходимо изменять реактивность по закону S7pvt , tr (1.61) Отличительной особенностью процессов (1.58), (1.59), (1.60), (1.61) является наличие в показателях экспонент разностей fj - а,), которые могут быть отрицательными при &f у У/ , что означает расходимость соответствующих экспонент и процесса в целом. Графики этих процессов для различных значении &/ показаны на рисі.ІЗ, I.I4. В том случае, если ограничение управления выбрано исходя из (1.23), т.е. максимальный диапазон изменения мощности в соответствии с (1.56), (1.57) определяется системой трансцедентных уравнений В качестве первого шага рассмотрим математическую модель кинетики в одногрупповом приближении мгновенного скачка /20/ Анализ соотношения (1.69) показывает, что функция Н принимает максимальное значение при граничных значениях управления U , т.е. Соотношение (1.72) является необходимым условием оптимальности.
Результаты работ /10,11,12/, в которых траектории рассчитаны на ЭЦВМ, дают возможность сделать вывод о достаточности условия (1.72). Для синтеза закона уцравления необходимо выяснить количество интервалов постоянства управления. Из уравнении (1.69) и (1.70) следует Анализ выражения (1.76) позволяет заключить, что в завися-мости от величин -J/ и У/2 управление может иметь не более двух интервалов постоянства, и оптимальными могут быть только следующие управляюпще последовательности: /+I/; /-I/; /+I/; /-I/; /-1/,/+1/. Для нахождения вида линии переключения необходимо определить область цели и построить фазовые траектории движения системы. Область цели удовлетворяет условиям Из уравнения (1.67) и условия (1.78) следует Для нахождения вида фазовых траекторий в координатах л/ , у? необходимо подставитьв уравнения (1.3), (1.67) значение лученных решений. Эта подстановка даёт: Семейства фазовых траекторий изображены на рис.I.16. Линия переключения, обеспечивающая оптимальное по быстродействию управление в координатах [/=» У9 J показана на рис. I.I7. Подстановка значений у= а = 0 ж уэ. = -— grc дает возможность определить диапазон начальных значений /? , из которых объект переводится в область цели управлением одного знака Фазовые траектории (1.86) (так же, как и управления (1.65), (1.67)) удовлетворительно описывают процессы изменения мощности в пределах одной декады. Переход к более широкому диапазону возможен на основе применения шестигрупповои модели кинетики с учётом источника нейтронов и внутренней обратной связи по реактивности. Количество фазовых координат объекта управления при этом возрастает с двух до восьми и траектории изображающей точки на плоскости [ У7] представляют собой проекции из восьмимерного пространства состояний.
Управление увеличением мощности в энергетическом диапазоне
Для анализа процессов управления приведенной скоростью изменения физической мощности удобно воспользоваться математической моделью кинетики ядерного реактора (I.9I), (1.92). Наиболее простым устройством, обеспечивающим управление выходной координатой такого объекта в системе с обратной связью, является усилитель, выходной сигнал которого ограничен в силу соотношения (1.5). Структурная схема такой системы показана на рис.2.5. Преобразуем эту структуру, обозначив
Последовательность преобразования показана на рис.2.6. Реакция системы 2.6.в на ступенчатый сигнал описывается выражением Структура идеальной системы управления приведенной скоростью изменения физической мощности Поскольку в ре}киме нормальной эксплуатации значение У:?ыакс ограничено максимальной допустимой приведенной скоростью увеличения физической мощности (минимальным периодом), то /20/ Условие "л-—oo it в выражении (2.31) означает, что предельная точность поддержания заданного значения приведенной скорости достигается при приближении характеристики управляющего блока к идеальному релейному виду.
Однако, на практике измерение производных (в данном случае л/ё) eft cf ( п /?—у связано с необходимостью фильтрации из-за наличия шумов. Оптимальная передаточная функция последнего имеет вид /25/ Значение постоянной времени Та определяет, с одной стороны, величину шума на выходе фильтра, и с другой, - запаздывание измеренного сигнала. Наличие этого запаздывания существенно изменяет характер процессов в контуре управления приведенной скоростью изменения физической мощности. Начальный этап анализа переходных процессов в этом контуре целесообразно провести путем моделирования на аналоговой ЭВМ с тем, чтобы, используя достаточно простые и наглядные средства, выявить наиболее характерные особенности исследуемых процессов. Хорошим приближением, позволяющим выявить качественные особенности процессов, является одногруппо-вая математическая модель кинетики, широко используемая для анализа систем регулирования ядерных реакторов.
Управление приведенной скоростью изменения мощности
Цель экспериментального исследования состоит в определении степени соответствия полученных теоретических результатов процессам в реальном реакторе. Для проведения этих исследований необходимо прежде всего иметь возможности предсказать результат опыта и воспроизвести заданный процесс с требуемой точностью. Первая из них обусловлена как наличием и достоверностью данных об основных параметрах объекта управления - ядерного реактора, так и продуманностью методики проведения экспериментов. Вторая возможность определяется в решающей степени соответствием экспериментального оборудования поставленным задачам.
Сказанное определяет содержание работы по экспериментальному исследованию оптимальных процессов в \следующем объёме: 1. Идентификация основных параметров объекта управления. 2. Разработка методики проведения экспериментов. 3. Определение требований к экспериментальному оборудованию. 4. Проведение экспериментов, обсуждение результатов.
Реактор ИРТ МИФИ относится к классу бассейновых. Его основное назначение - обеспечение нейтронным и гамма- излучением нейт-ронографических, материаловедческих и других исследований.
Проведение работ, связанных с управлением физической мощностью, является нетрадиционным и требует определения ряда неит-ронокинетических параметров, без знания которых невозможно правильное предсказание результата проводимого эксперимента. К числу этих параметров относятся: 1. Полный диапазон изменения физической мощности,ГР0, Рм.1 2. Верхняя граница "источникового" диапазона, Ри. 3. Нижняя граница энергетического диапазона, р . 4. Эффективность рабочего органа регулирования, используемого в эксперименте. диапазон изменения физической мощности контролируется штатным персоналом еженедельно при каждом пуске реактора (составляет 5-6 порядков), а эффективность органов регулирования - не реже, чем І раз в 2 месяца (эффективность органа автоматического регулирования примерно равна 0,5fi ). Остальные характеристики былд определены из анализа поведения реактора при последовательном "квазиступенчатом" изменении реактивности, начиная с подкрити-ческого состояния. Этот эксперимент был проведен дважды при различных условиях охлаждения активной зоны: а) естественная циркуляция за счёт подогрева воды; б) принудительная циркуляция I контура. Полученные результаты показаны на рис.3.1. Их сравнение показывает, что влияние источника нейтронов заметно вплоть до мощности около 0,1 % от номинального уровня. Это обусловлено наличием бериллиевого отражателя и ловушки, являющихся довольно мощными источниками фотонейтронов.
Прямолинейные участки кривых, соответствующие увеличению физмощности с постоянным периодом при неизменной реактивности, характеризуют диапазон изменения мощности, в котором уже несущественно влияние источника нейтронов и еще незначительна величина отрицательного эффекта реактивности из-за повышения температуры горючего. При охлаждении активной зоны в штатном режиме влияние отрицательного эффекта реактивности становится заметным на уровне мощности около 50 % номинального, тогда как в случае охлаждения за счёт естественной циркуляции эта граница снижается до I % от номинала.
Полученные результаты позволяют сделать вывод о том, что возможности реактора ИРТ МИФИ обеспечивают проведение экспериментов по оптимальному управлению физмощностью подкритического и критического реактора, без отрицательного эффекта реактивности и при его наличии.
Методика и оборудование экспериментального исследования оптимальных процессов
Результаты теоретического анализа (гл.1) показывают, что инверсный метод решения уравнений кинетики в ряде случаев оказывается весьма эффективным инструментом, позволяющим получить аналитические оценки параметров процессов. Основной особенностью этого метода является подстановка в уравнения кинетики требуемого вида переходного процесса и решение получаемых таким образом уравнений относительно реактивности или скорости её изменения (управления). Аналогичный подход применительно к натурному исследованию процессов управления может быть осуществлен с использованием системы с обратной связью по мощности путем изменения задания на мощность по требуемому закону. Требования к этой системе с точки зрения натурной реализации "инверсного метода" сводятся к следующему: 1. Максимальная скорость изменения реактивности должна быть не менее J3 #/макс» где Of макс - максимальная приведенная скорость изменения задания на мощность. 2. Изменение управления от нуля до максимального по абсолютной величине значения должно происходить при отклонении мощ ности от заданного уровня, не превышающем требуемую точность реализации исследуемого процесса. 3.
Инерционность блоков системы должна быть такой, чтобы в последней не возникали динамические отклонения мощности от заданного уровня, превышающие требуемую точность реализации исследуемого процесса. Перечисленным требованиям в полной мере удовлетворяет релейная система управления физической мощностью, рассмотренная в 2.1. Для того, чтобы упростить реализацию блока, генерирующего заданный закон изменения мощности, целесообразно управление мощностью вести в логарифмическом масштабе, - в этом случае генератор заданного закона должен обеспечивать воспроизведение линейной функции времени. Структурная схема системы, удовлетворяющей перечисленным требованиям и позволяющей провести экспериментальное исследование оптимальных процессов управления физической мощностью ядерного реактора показана на рис.3.2. Важной особенностью этой структуры наряду с использованием логарифмического усилителя и интегрирующего задатчика мощности, является применение тахогенератора для измерения скорости перемещения регулирующего стержня. Это позволяет исключить погрешности, обусловленные нелиней-ностями характеристик сервоусилителя и сервопривода. Экспериментальное оборудование имеет следующие основные параметры: - погрешность задания программы изменения мощности - не более 0,1 % - линейность логарифмического усилителя - не хуже 0,5 % - зона переключения релейного элемента относительно текущего значения уровня мощности - не более 0,3 % - инерционность усилителя - не более 0,01 с - постоянная времени сервопривода - не более 0,3 с - ионизационная камера - КНК-3 - быстродействие регистрирующего прибора Н-327 - не хуже 0,02 с
Значительная инерционность сервопривода заставляет предположить, что выход процесса на заданную величину приведенной скорости изменения мощности будет осуществляться с заметным запаздыванием. В связи с этим необходимо предусмотреть методически возможность экспериментальной оценки применимости описания кинетики реактора "моделью мгновенного скачка" в рассматриваемых случаях. Идея экспериментов, направленных на выяснение этого вопроса, состоит в том, что в соответствии с "моделью мгновенного скачка" приведенная скорость а (О на небольшом промежутке времени после начала переходного процесса определяется только скоростью изменения реактивности. Следовательно, закон нарастания приведенной скорости изменения мощности в той области, где выполняется предположение "мгновенного скачка", должен совпадать с кривой разгона серводвигателя на начальном участке переходного процесса. Прямое определение этого закона осложняется необходимостью безынерционного измерения приведенной скорости. Преодолеть это затруднение позволяет следующая методика: 1. Регистрируются в укрупненном (по времени) виде начальные участки переходных процессов.
