Введение к работе
Актуальность проблемы. В настоящей время управление
СЛОЖНЫМИ ТеХКОЛОЮТеСКИМИ ПроиеССЗМЯ НЄ303М0ЖКО 093
автоматнааіши контроля и управления. Поскольку максимальная экономичность этих процессов, как правило, достигается при предельно допустимых параметрах, то растут требования к точности и надежности контроля. Особенно важка точность контроля в атомной энергетике:'для минимизации себестоимости электроэнергии реакторные установки (РУ) эксплуатируются вблизи границы области безопасных значений теплофизических переменных состояния РУ: тепловой мощности реактора, подогрева в петлях первого контура, температуры теплоносителя на выходе из тепловыделяющих сборок и на входе в реактор. От точности и надежности контроля ззеисит коэффициент использования мощности реактора. В современных РУ с ВВЭР контроль указанных переменных осуществляется системами внутриреакторного контроля (СВРК). Эти системы постоянно совершенствуются, при этом растут точность и надежность контроля. Однако достигнутые показатели точности и надежности недостаточны: тепловая мощность реактора определяется с погрешностью около 2 % от номинальной мощности'реактора, и поддержание запаса по тепловой мощности на неточность контроля означает для ВВЭР-1000 недовыработку 175 млн. кВт ч электроэнергии в год. Дальнейшее ке повышение точности за счет совершенствования аппаратурной чести практически невозможно, так как даже для достижения современного уровня погрешности аппаратура СВРК должна измерять слабые сигналы термопар и детекторов прямой зарядки (милливольты и микроамперы соответственно) при высоком уровне промышленных помех с погрешностью 0,25 %. Надежность контроля также влияет на коэффициент использования мощности, так как при неработоспособности СВРК требуется снизить мощность реактора, а затем остановить его. До сих пор требуемая надежность достигалась структурной и аппаратурной избыточностью, удорожающей СВРК.
Однако существует и иной путь повышения точности и надежности контроля РУ: совершенствование обработки
измерительной информации на ЭВМ, входящих: в состав СВРК. Этот путь отвечает общей тенденции развития приборостроения, в там числб ядерного. Такая обработка должна проводиться в режиме реального времени {то есть в темпе протекания соответствующих процессов в объекте), на миниЗВМ, поскольку они одновременно дешевы, надежны и уке применяются на АЗС. Вопросам оптимизации методов обработки измерительной информации путем использования математической модели объекта и посвящена диссертация.
Основной задачей рзботы является построение математической модели и алгоритма оценки состояния реакторной установки с ВВЗР для использования в составе математического обеспечения АСУТП АЗС. Применение разработанных модели и алгоритма имеет целью повышение точности и надежности контроля реакторной установки и, как следствие, повышение безопасности и коэффициента использования мощности АЗС с ВБЭР. В качестве критерия точности принята погрешность определения контролируемых переменных, критериев надежности ~ безотказность, контролаггригоднос'гь, диагностіїруемость СЕРК. Для решения поставленной проблемы в диссертации решается еледущий кошлэк:: задач: 1, разработка ' математической моделі! теплофизических процессов в РУ, ориентированной на контроль состояния РУ в рекиме реального времени и оптимизация ее для возможности реализации :іа миниЗЬМ; 2) разработка алгоритма оценивания состояния с использованием измерительной информации и априорной информации (в форме математической модели); 3) реализация этого алгоритма е виде комплекса програмі,? для ЭВМ.
Методами исследования являются: 1) использование математической теорій систем для построения математической моделі-ї объекта контроля и измерительных каналов системы контроля и управления; 2) построение полной математической модели первого контура РУ, основой которой являются используемые е проектном моделировании физические законы . и методики расчета (е отличие от существующих методов построения формально - математических адаптивных моделей и
методов использования экспертных моделей); 3) обоснованная в диссертация оптимизация модели, проведенная путем пренебрежения деталями динамического поведения процессов с характерными временами, как малыми, так и большими относительно цикла измерении (то есть предположение " о мгновенном установлении для первых и постоянства для вторах); 4) построение субоггтимэльных оценок -текущего состояния объекта; 5) использование итерационного процесса оценивания состояния объекта, проходящего параллельно эволюции этого состояния; 6) представление оценки состояния в виде множества значений, такого, что в предельном случае отсутствия ыумз и полноты модели получается единственная оценка; 7) расчетно - экспериментальное исследование точности контроля, полученной благодаря предложенному алгоритму, с помощью специально созданной и включенной в СВРК программы регистрации результатов измерений, а такзэ проектной программы "Динамика" в качестве эталонной модели. Научная новизна работы заключается в следующем: 1) Разработанная математическая модель тешгафизических процессов в РУ тша БВЭР ориентирована на теплофизнчееккй контроль в режиме реального времени. Автор провел оптимизацию модели, пренебрегая деталями динамического поведения процесса с характерными временами, существенно отличающимися от цикла измерений. В отличие от применяемой в современных системах контроля ВВЗР модели РУ, в диссертации разработана полная модель первого контура. 2) Разработанный алгоритм оценки состояния сдокных динамических объектов, использующий их математические модели, впервые позволяет использовать математические модели высокой сложности для контроля динамических объектов ?. режиме реального аремени на применяемых в промышленности миниЭЕМ. Осуществленная автором проверка на программном макете показала, что модель и алгоритм могут быть реализованы на ЭВМ класса PC М1. Новизна результатов, полученных в диссертационнсй работе, подтверждается положительным решением БКИй ГПЭ по заявке на изобретение "Способ контроля теплового рекнма реакторной установки типа ВВЗР в динамических режимах".
Научная и практическая цекліооть работы ^-.ьмы^аотел в тем, что разработаны моделі и алгоритм, которие позволяет иотаси-гь точность и надежность контроля состояния реакторной установки без удорожания аппаратуры, за счет совершенствования обработки измерительной кнформэщщ. Показано, что разработанные модель и алгоритм позволяют определять,: например, мощность реактора с точностью около 0,2% номинальной мощности по сравнению с около 0,8 в существующих СВРК. Sto позволяет іговнеїш- безопасность работы АЗС при сохранении коэффициента использования мощности или обеспечить прежний уровень безопасности работы АЭС; при повышении коэффгедюнта использования шшосїїі. Разработанная модель мояет елузки'/ь основой солее полных мод?.;?.1/. АЗС для задач контроля и диагностики. Результати -аб':!1; и0зво:тя;от рекомендовать іір?д.ло;геянч.Гг .ш'орпт»,»; к для других задач приборостроения облаетч контроля ело::лых динамических систем.
Работа выполнялась автором в течение і985 ~ 199^ г.г. в рамках НИР: "Исследование возможностей развития математического и программного обеспечения системи внутрирракторкого контроля с целью ііовміьі'Нкя информативности и отказоустойчивости этой системы в динамических режимах на етапах пуско-налндочяых раост и в условиях эксплуатации на АЭС с ЕВЗР-1000" (по указанию МСМ СССР от 20.1^,1985 - зам. научного руководителя!, "Разработка и исследование макета экспертной системы, ориентированной на диагностику режима работы реакторных установок с BB3P--1GGQ" (согласно "Решения о составе и порядке разработка; комплекса систем контроля, .диагностики, управления и защиты реакторной установки ВВЭР-1000" MOM СССР, 1989 г. - зам. научного руководителя), "Разработка МІЇ0 для обеспечения регистрами и обработки экспериментальных данных в динамических режимах, разработка и проверка динамической моделі'! РУ с EB3P-100Q" (по тому же Решению - руководитель), а такие НИР и ОКР по развитию математического и программного обеспечения СВРК и систем контроля, управления и диагностики (СКУД), выполнявшихся в соответствии с. тем.планом СНМШІ по указаниям ЇЛСМ СССР:
?:
"Хомут""-, "Собор", "Марш", "Море", в которых автор был ведущим исполнителем работ по математическому обеспечению тешгафизического контроля РУ.
Апробация результатов исследования проводилась в докладах на Ш - ХП научно-технических конференциях молодых ученых и специалистов СНИИП, школах - конференциях молодых ученых и специалистов ИАЭ им. И.В.Курчатова (Протвино 1986, 1987), Всесоюзной школе - конференции молодых ученых и специалистов по проблемам реакторов на тепловых нейтронах (Балаково, сентябрь -1986), XVI симпозиуме специалистов временного международного коллектива по физике ВВЭР (Москва, сентябрь 1987), I мевдународной научно - практической конференции молодых специалистов в области приборостроение "Мнтерприбор-90" (Москва, апрель 1990), I международной школе - конференции молодых ученых и специалистов "Безопасность ядерной энергетики и окружающая среда" (Каунас, май 1990).
Реализация и внедрение результатов работы проводятся в рамках создания СВРК для АЭС с ВВЭР. Частично математическая модель использована в СВРК для ВВЭР-1000 (В-302, В-320). Программа регистрации результатов измерений внедрена в ПО "Атомэнергоналадка". Роализация в полном объема проводится в СВРК для АЭС "Хурагуа" (Куба).
Основные положения, представленные к защите: 1. Разработана математическая модель теплофизических процессов в реакторной установке, ориентированная на теплофизический контроль РУ в режиме реального времени. 2. Разработан алгоритм оценки состояния динамических объектов, использующий их математические модели. 3. Разработан комплекс программ, реализующих модель и алгоритм, а также обеспечивающих расчетно-экспериментальнуа проверку.
Публикации. По теме диссертации опубликовано 13 работ, получено полоиительное решение по 1 заявке на изобретение.
Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. Работа изложена на 139 страницах машинописного текста и содержит 10 рисунков. Список литературы содержит 195 наименований.