Введение к работе
АКТУАЛЬНОСТЬ ТЕМЫ
Одной из определяющих тенденций процесса развития автоматизации сложных технологических объектов с повышенным риском эксплуатации, к которым можно отнести объекты атомной н тепловой энергетики, химии, металлургии и др., является разработка -и внедрение в состав штатных средств управления объектом специализированных систем информационной поддержки операторов (СПО). Отличительная особенность перспективных СПО состоит в возможности предоставления оператору объекта прогноза развития технологического процесса. Ядром СПО, рассматриваемой в диссертационной работе, является быстродействующая математическая модель энергоблока, позволяющая оперативно моделировать около 6000 параметров в темпе до 10-15 раз превышающем реальное время протекания переходных процессов. Модепь охватывает основные и ряд вспомогательных технологических систем энергоблока, системы автоматического регулирования (САР). Основными отличительными особенностями разработанной модели от других являются:
-
широкий охват основного и вспомогательного оборудования энергоблока без существенной потери точности моделирования как непосредственно хода технологического процесса, так и измеряемых параметров; -
-
настройка модели на любой существующий или проектируемый энергоблок АЭС с реактором типа ВВЭР-1000.
В связи с тем, что не существует двух одинаковых энергоблоков АЭС, вторая^ особенность носит принципиальный характер, так как все другие существующие модели создаются под каждый конкретный энергоблок отдельно и'любое изменение в оборудовании или системе управления влечет за собой существенное их изменение. Настройка модели на конкретный энергоблок АЭС осуществляется в рамках гибкого моделирующего комплекса (ГМК).
Разработка гибкого моделирующего комплекса (основные положения по разработке, моделируемые системы, требования к моделирующему комплексу), описывающего динамику основных технологических параметров энергоблока АЭС с реактором типа ВВЭР-1000 для применения в СПО.
Разработка методов, построения эффективных . быстродействующих моделей расчета* нейтронно-физических параметров реакторной установки для использования в системах управления -ядерно-энергетическими системами и соответствующих им моделей. -
Разработка методов построения обратных фильтров, для задач восстановления показаний датчиков, искаженных аппаратными функциями детекторов.
Методы исследования основаны на использовании положений теории цифровой обработки сигналов, теории возмущений, математической статистики, вариационных' методов и теории идентификации. При разработке программного
комплекса используются концепции структурного программирования. Основные теоретические результаты подтверждаются сравнением с эталонной программой нейтронно-физических расчетов (БИПР-7), имитационным моделированием и экспериментальными примерами.
Разработан гибкий моделирующий комплекс для блока моделирования технологических процессов в СПО, в функционально-аналитических тренажерах и для других задач управления энергоблоками с 1ШЭР-1000.
Разработаны быстродействующие эффективные модели расчета нейтронно-физических параметров активной зоны реакторной установки,- пригодные для адекватного описания различных классов переходных процессов.
Обоснован выбор системы базисных функций, учитывающих как макроструктуру так и микроструктуру активной зоны реактора.
Разработана методика использования прогнозных 'расчетов для эффективной информационной поддержки операторов.
Построены алгоритмы восстановления сигналов, искаженных шумами, с достаточно высокой точностью.
ПРАКТИЧЕСКАЯ ЦЕННОСТЬ Результаты работы позволяют:
на основе разработанных правил построения моделей модернизировать созданный гибкий моделирующий комплекс с целью отображения более широкого класса объектов;
создавать эффективные быстродействующие и детальные математические модели расчета динамики нейтронно-физических параметров реакторной установки;
практически использовать результаты прогнозных . расчетов для нужд эксплуатации и информационной поддержки операторов, с целью предотвращения различных аварийных ситуаций;
осуществлять восстановление искаженных сигналов и изображений с достаточно высокой точностью.
Результаты работы используются: .
в специализированном программно-техническом комплексе-прототипе перспективной системы информационной поддержки операторов Запорожской АЭС (ЗАЭС) в части прогнозирования хода технологического процесса;
в гибком моделирующем комплексе, разрабатываемом для испытаний на специальном полигоне программно-технических средств АСУ ТП действующих и проектируемых энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000;
при создании исследовательских установок на этапе проектирования.
Разработанный гибкий моделирующий комплекс можно применять для создания СПО действующих и проектируемых, энергоблоков, а также в процессе проектирования исследовательских установок.
-4»
Разработанные методы построения обратных фильтров можно применять для различных Задач восстановления сигналов.
АПРОБАЦИЯ Основные результаты работы были доложены па ряде конференций и совещаний, в том числе:
(.Всесоюзном семинаре "Проблемы динамики необслуживаемых и транспортных ЯЭУ", г. Севастополь, 1991г.;
-
Всесоюзном семинаре "Тяжелые резктивнослшс аварии в ЯЭУ и анализ последствий", г.Арзамас-16, Российский федеральный ядерный центр ВНИИЭФ, 1992г.;
-
Всесоюзном семинаре "Динамика тепломеханического оборудования ЯЭУ", г. Одесса, ОПИ, 1992г;
-
Всесоюзном семинаре "Безопасность и системы управления ядерными реакторами", г. Гатчина, ЛИЯФ, 1995г.
- Основное содержание диссертации отражено в 9 печатных работах.
Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 194 наименований, трех приложений и содержит 162 страницы машинописного текста, 38 рисунков, 3 таблиц, приложения на 11 страницах.
НА ЗАЩИТУ выносятся
-
Методы построения гибкого моделирующего комплекса, описывающего динамику основных технологических параметров энергоблока АЭС с реактором типа ВВЭР-1000;
-
Эффективная- быстродействующая модель нейтронно-физических параметров реактора типа ВВЭР-1000;
-
Алгоритмы сборки обратных фильтров с целью применения в задачах восстановления сигналов датчиков контроля энерговыделения (ДКЭ).
