автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.06, диссертация на тему:Методы и алгоритмы управления паропроизводящих установок атомных морских судов

Оглавление

Сокращения, используемые в работе

Актуальность и важность исследуемой проблемы.

Формулирование задачи

Глава 1. Анализ функционирования объектов управления судовой ядерной энергетической установки

1.1 .Исследование работы основного оборудования паропроизводящей установки, как объектов управления

1.2.Анализ конструктивных ограничений объектов управления

1.3.Анализ ограничений и управления паропроизводящей установкой при неустойчивых режимах работы ПГ

1.4.Критерии, влияющие на процесс управления каналом тепловой мощности установки

1.5.Сводная таблица потери герметичности ПГ

1.6. Исследование информационного обеспечения процессов управления энергетической установкой

Выводы по главе I

Глава 2. Теоретические основы создания алгоритмов управления мощностью паропроизводящих установок

2.1.Особенности теплогидравлических процессов в прямоточном ПГ

2.2. Исследование моделей тепловых процессов теплоносителя в парогенераторе

2.3. Исследование моделей тепловых процессов рабочего тела парогенератора

2.4. Исследование пульеационных явлений канала тепловой мощности паропроизводящей установки

2.5. Исследование алгоритма управления каналом тепловой мощности паропроизводящей установки

Выводы по главе

Глава 3. Экспериментальные исследования процессов управления паропроизводящей установки

3.1. Анализ экспериментальных данных получаемых системой информации для возможности управления установкой

3.2. Математическая обработка экспериментальных исследований ПГ, как объектов управления тепловой мощностью установки

3.3. Исследование и анализ взаимовлияния теплогидравлических процессов при управлении тепловой мощностью установки

3.4. Экспериментальное получение данных для синтеза канала управления тепловой мощностью

3.5. Анализ информационных потоков процесса управления тепловой мощностью установки

3.6. Анализ инфологических моделей объектов и использование их в процессе управления мощностью установки

Выводы по главе

Глава 4. Разработка аналитического модуля управления ядерной паропроизводящей установкой

4.1. Исследование реактора, как объекта управления нейтронным потоком

4.2. Исследование и анализ системы управления и защиты водоводяных ядерных реакторов

4.3. Разработка процесса управления ППУ на основе математической модели реактора и алгоритмов модели прогнозирования

4.4. Разработка модели ПГ, как объекта управления тепловой мощностью ППУ, на основе экспериментальных данных

4.5. Совершенствование информационной системы как средства процесса управления энергетической установкой

4.6. Исследования и разработка эксплуатационных показателей оптимизации управления тепловой мощностью установки 160 Выводы по главе

Актуальность и важность исследуемой проблемы. Формулирование задачи

Основной задачей управления ядерной паропроизводящей установкой при эксплуатации судна является проблема обеспечения ядерной и общей безопасности, а также получения приемлемых технико-экономических показателей. Экономическая эффективность работы ледокола определяется как разница между доходной и расходной частями финансовых средств, вовлекаемых в процесс эксплуатации ледокола. Доходная часть складывается из отчислений за обеспечение ледовых проводок судов и определяется объемом грузовых потоков, а также величиной «потонного» сбора, устанавливаемого и согласовываемого определенным образом. Следовательно, при наличии грузопотоков доходная часть ледокола зависит только от длительности навигации.

Расходная часть эксплуатации ледокола складывается из нескольких факторов. Главными из них являются эксплуатационные расходы, которые включают, кроме средств на содержание экипажа и расходных материалов на содержание корпуса и судового оборудования, также и амортизационные отчисления на восстановление технических средств и топливной составляющей. Другой важной составляющей расходной части являются внеплановые ремонтные работы технических средств из-за их износов и аварийных состояний как из-за стоимости оборудования, так и из-за затрат времени на восстановление технических средств и стоимости производимых работ.

Часть этих проблем решается в стадии проектирования энергетической установки путем применения необходимых технических средств, управление которых рассчитано на использование высокой квалификации операторов, и соблюдения различных ограничений в процессе эксплуатации.

Опыт эксплуатации судовых ядерных энергоустановок показал, что используемое в их составе оборудование обладает достаточным ресурсом, а системы автоматического управления, синтезированные на принципах классической теории автоматического управления, соответствуют требованиям надзорных органов и имеют регламентированные приоритеты перед дистанционным управлением, аварийные режимы перед обычными режимами.

Однако опыт эксплуатации показал также и слабые стороны эксплуатируемых ядерных установок.

Так, наука и промышленность пока не решила проблему сохранения герметичности тепловыделяющих элементов активной зоны при выработке заложенного в проекте энергоресурса, что приводит к повышению радиоактивности теплоносителя и досрочной перегрузке ядерного топлива. Причины этого заключены в том, что топливные сборки работают с большой тепловой напряженностью и в процессе использования подвержены дополнительным термоциклическим нагрузкам, которые способствуют разгерметизации тепловыделяющих элементов. Досрочная перегрузка создает целую цепочку проблем, связанных с хранением и переработкой отработавшего топлива. Поставка же свежего ядерного топлива вызывает определенные трудности из-за высокой стоимости одной серийной загрузки и вынуждает судовладельца предпринимать различные меры для возможности выжигания всего заложенного запаса топлива и рационального его использования в навигации.

Другой слабой стороной паропроизводящей установки является проблема сохранения герметичности трубной системы прямоточных парогенераторов. Периодические и внезапно возникающие такие отказы на разных ледоколах вынуждают персонал быть в определенном напряжении, что способствует появлению ошибочных действий при управлении энергетической установкой.

Так, из-за потери герметичности трубных систем парогенераторов ППУ левого борта а/л «Сибирь» и необходимости больших финансовых затрат на их замену, ледокол был ранее срока выведен из эксплуатации.

На других ледоколах также имеются негерметичные ПГ, на ремонт которых потрачено немало времени и денег, а в результате снижена надежность паропроизводящей установки и увеличена напряженность работы персонала для обеспечения необходимых режимов в условиях возможности появления новых случаев отказа ПГ. Выход из строя одного парогенератора не приводит к остановке ядерного судна, но существенно меняет теплофизический режим работы этой установки и приводит к ограничению используемой мощности. Для проведения последующего ремонта негерметичного парогенератора требуются дополнительные средства и время.

Накопление термоциклических нагрузок на трубопроводах компенсаторов объема, оболочках тепловыделяющих элементов и других элементах ядерной установки в процессе эксплуатации, приводит к их усталостным повреждениям и вынуждает персонал ограничивать маневренность мощностью установки. Это - тоже слабая сторона судовых ядерных энергетических установок.

Подключение магистралей питательной воды и пара двухреакторных энергетических установок по принятой схеме в «кольцо» приводит к отклонению параметров рабочей среды установки, работающей на меньшей мощности, от расчетных значений. Это влияет на надежность работы парогенераторов.

Изложенные позиции показывают необходимость сохранения работоспособности активной зоны до полного выжигания уранового топлива, исключения выхода из строя парогенераторов и другого оборудования ППУ.

Представленная работа, используя данные теоретических и экспериментальных исследований, направлена на разработку таких алгоритмов процесса управления реакторной установкой, которые позволяют выявлять критические параметры процесса до начала управляющего воздействия, анализировать и исключать их влияние на оборудование установки. Разработанные алгоритмы могут быть апробированы на тренажерах атомного флота, а после их отладки внедряться на действующие объекты.

В работе исследовано влияние различных факторов на тепловую мощность ядерной энергетической установки и, в качестве примера, разработана блок-схема управления пуском реактора при выходе на минимально контролируемый уровень мощности. Данная блок-схема может быть аналогом алгоритмов для создания управления различными процессами энергетической установки, позволяющими смягчать воздействие критических параметров на состояние различных элементов и узлов установки. В частности, дополнение системы управления физической мощностью реактора («Артек», «Марс») таким алгоритмом позволит существенно уменьшить микротермоциклическое влияние контура теплоносителя на элементы активной зоны и парогенераторов.

Для обеспечения этих же целей разработан алгоритм управления процессом промывки парогенераторов влажным паром во время эксплуатации, предложен процесс управления двухреакторной установки по эшелонному принципу. Эти проработки являются составными звеньями единой цели и способствуют созданию оптимальных условий для работы теплоэнергетического оборудования установки и достижения существенных экономических результатов.

В связи с необходимостью управления паропроизводящей установкой с гарантией безопасности, требуется обеспечение оперативного персонала надежной, достаточной и своевременной информацией о ходе теплофизических процессов в реакторной установке, о состоянии оборудования и систем всей установки, которые влияют на безопасность. Формированный же с помощью жестких мнемосхем поток информации ограничен и повышает функциональную нагрузку операторов, усложняя восприятие ими складывающейся ситуации.

При анализе достаточности информационных систем для процессов управления ядерными установками рассмотрены проблемы создания системы интеллектуальной поддержки операторов, необходимой для принятия ими экстренных управляющих решений, и возможность последовательного внедрения ее на ледоколы. Это - тоже достаточно важное звено в процессе управления.

Современная теория автоматического управления в качестве центральной задачи предполагает оптимизацию управления для достижения на каждом этапе функционирования системы основной цели при соблюдении множества ограничений. Такая оптимизация возможна, если цель и ограничения выражены в виде минимизируемого функционала, допускающего использование приемов принципа максимума Л.С. Понтрягина. Назначение минимизируемого функи ционала для задачи оптимизации каждого режима эксплуатации является самой важной частью и не может полностью решаться формализованными методами, а требует проникновения в существо управляемых процессов и учета их во взаимосвязи. Намеченные в настоящей работе цели на повышение качества и надежности управления ЯППУ хорошо согласовываются с задачами этой теории, поэтому в ее основе будут использованы приемы вариационного исчисления. На этапе проектирования такие задачи решаются конструктором, а в процессе эксплуатации - оператором, который выбирает и задает функционал для очередного этапа работы системы.

Основываясь на результатах многолетних исследований работы ядерных энергетических установок, а также используя опыт обучения навыкам качественного и безопасного их управления в тренажерном центре атомного флота, в изложенном ниже материале автор рассматривает процесс управления мощностью паропроизводящей установки составленным из двух самостоятельных каналов: канала управления тепловой мощностью и канала управления физической мощностью. Каналы имеют самостоятельное исполнение. Физическая мощность реактора пропорциональна величине нейтронного потока и отслеживает изменения температуры теплоносителя вследствие возмущений в канале изменения тепловой мощности. Это позволяет произвести раздельное исследование и анализ основных элементов и теплофизических процессов канала управления тепловой мощностью и нейтронно-физических процессов в активной зоне, получить ограничительные условия, влияющие на надежность работы установки.

Целью настоящей работы является исследование и совершенствование алгоритмов функционирования ЯППУ на основе методов современной теории управления и разработка алгоритма автоматического управления техническими средствами, исключающего появление критических параметров в управляемом процессе и допускающего использование современных средств вычислительной техники. Достижение поставленной цели приведет к смягчению режимов управления, в частности, существенно снизятся термоциклические нагрузки на элементы активной зоны реактора из-за опережающих изменений физической мощности, которые поддерживают температуру в зоне и не исключают влияния отрицательного температурного эффекта на реактивность из-за отказа этого канала, то есть сохраняют существующий алгоритм управления.

В процессе достижения указанной цели исследованы, как дополнительная цель, возможности повышения безопасности и надежности эксплуатации паро-производящих установок путем создания и внедрения единой информационной системы, позволяющей существенно сократить ошибки персонала при управлении установкой и четко отслеживать работу системы управления. Исследованы теплообменные процессы теплоносителя и рабочего тела, необходимые для создания алгоритмов оптимизации и являющиеся составной частью цели.

Объектом исследования является оборудование паропроизводящей установки, а предметом исследования служат математические модели и алгоритмы процесса управления физической и тепловой мощностью установки.

Достижение указанной цели предполагает решение следующих задач:

1. Разработки алгоритма безопасного пуска ядерного реактора в процессе эксплуатации на основе прогнозируемой математической модели кинетики реактора и создание блок-схемы управления пусковой мощностью паропроизводящей установки, которые являются аналогом для разработки других алгоритмов управления установкой.

2. Исследования взаимосвязей оборудования канала управления тепловой мощностью, как объекта управления, и разработка на основе экспериментальных данных модели ПГ в составе системы, включаемого затем в алгоритмы управления для решения обратной задачи вариационного исчисления.

3. Разработки алгоритма управления ядерной энергетической установкой при проведении экспериментальных исследований оборудования канала тепловой мощности при заводских испытаниях и эксплуатации атомных судов для получения ограничительных условий и использования их в синтезе модели управления мощностью установки.

4. Разработки и создание видеограмм на основе исследования потоков информации, представляемых операторам при управлении установкой в ЦПУ, внедрение их в программное обеспечение пультового оборудования энергетической установки для совершенствования контроля процессов управления, формирования приоритетного целевого информационного обеспечения в условиях дефицита контролируемых параметров, а также перезадания оператором функционалов для очередного этапа управления.

5.Оценки количественных и качественных взаимовлияний параметров паро-конденсатного цикла на теплообменные процессы канала управления тепловой мощностью, также рассмотрение математических моделей элементов установки и определение возможности использования полученных данных в создании канала «советчика» оператора.

6. Анализа эксплуатационных данных парогенераторов ППУ различных судов и выбор методов приближения получаемых аналитических функций к реальным условиям.

Поэтапное внедрение выполненных разработок позволит совершенствовать процессы управления ЯЭУ действующих атомных судов без существенных изменений существующих систем и значительно повысить их безопасность, а также снизить вероятность возникновения экстремальных ситуаций за счет уменьшения ошибок персонала.

Основные результаты по специальности 05.13.06:

1. Разработан алгоритм процессом управления паропроизводящей установкой судна на основе прогнозирующей математической модели и в качестве примера создана блок-схема процесса управления выходом реактора на мощность с прогнозированием результатов по критическим параметрам, получаемым в процессе управления. Блок-схема является основой для осуществления управления и регулирования различных процессов, происходящих в энергетической установке.

2. Синтезированный в состав систем автоматики ППУ аналитический модуль регулирования может без нарушения их функций автоматически корректировать процессы теплообмена при изменении режима работы ППУ. Он позволяет определить основные теплогидравлические характеристики нового режима и оценивать их, сравнивая с проектными значениями. Команда на управление выполнится, если рассчитанные значения параметров находятся в допустимых пределах проектных величин, а при существенном их различии модуль управления изменяет шаг решения и, если оценивание результатов опять дает большие расхождения, то оператору представляется информационная поддержка для возможности принятия решений и корректировки тепловых процессов дистанционно с пульта оператора. Для численного решения систем уравнений моделей может использоваться логический анализ процессов в комбинации с аналитическим способом, что позволит исключить многие варианты аналитических расчетов, выбирая оптимальные пути.

3. Разработана система представления информационного обеспечения процесса управления ядерной энергетической установкой и внедрена на атомный ледокол «Ямал». Результаты, получаемые по результатам обработки данных, вводятся в систему информации и представляются оператору по его вызову или автоматически по отклонениям параметров.

4. Рекомендовано в составе комплексных систем управления техническими средствами разрабатывать информационные системы - «советчики оператора», которые после апробации могут иметь и управляющие функции, подобно системам западных фирм типа «Даматик».

При исследовании процессов управления и анализа состояния объектов были рассмотрены дополнительные проблемы и в результате рекомендован режим работы питательной системы двухреакторных установок по «эшелонному принципу», позволяющему оборудованию увеличить свою надежность, а также разработан и предложен алгоритм проведения влажно-паровой промывки парогенераторов при управлении установкой на ходовых режимах.

Проблемы, отмеченные в настоящей работе, неоднократно докладывались на различных конференциях, совещаниях, семинарах и симпозиумах, а также рассматривались на лекциях курсов переподготовки командного состава атомного флота при Государственной Морской Академии им. адмирала С.О. Макарова. Проблемы, связанные с надежностью ядерных энергетических установок, развитием информационно-управляющих систем и атомных ледоколов в целом, автором печатались в журналах «Судостроение», «Нефтегазовая вертикаль».

Апробация разработок, связанных с информационно- управляющими системами, производилась на полномасштабных тренажерах Тренажерного Центра Атомного Флота во время тренажерных занятий со слушателями курсов переподготовки командного состава атомного флота.

Вынесенная для защиты диссертации цель: «Исследование и совершенствование алгоритмов функционирования Я11ПУ на основе методов современной теории автоматического управления и разработка алгоритма процессов автоматического управления техническими средствами судовой ядерной энергетической установки, исключающего критические параметры в управляемом процессе и допускающего использование современных средств вычислительной техники» рассмотрена в полном объеме.

Внедрение в состав систем управления ППУ модуля, анализирующего результат выполнения управляющей команды, позволяет без больших дополнительных материальных затрат получить возможность смягчения происходящих в установке процессов, обеспечить их надежный контроль с помощью средств модернизированной информационной системы. В работе алгоритмы безопасного и надежного управления мощностью ядерной паропроизводящей установки, складывающиеся из отдельных разработок автора, и связаны между собой единой алгоритмической основой. Диссертационная разработка включает различные методики (получение характеристик ПГ, обработка различных данных), анализ исследований теплообменных процессов (экспериментальных и теоретических) канала тепловой мощности, синтез аналитического модуля, входящего в состав КСУ ТС и смягчающего процессы управления физической мощностью установки. Приведены алгоритмы управления двухреакторной паропроизводящей установкой с минимальными влияниями друг на друга при больших «перекосах» мощности между ними, а также управления установкой при выполнении экспериментальных работ и работ, обеспечивающих поддержание расчетных параметров паропроизводящей установки.

Работа может использоваться при разработке концептуальных положений создания и эксплуатации ЯЭУ для судов транспортного флота.

Заключение. Выводы по диссертации

Настоящая работа является обобщением многолетних исследований автора в области оптимизации процессов управления мощностью судовых ядерных паропроизводящих установок, изучением причин выхода из строя парогенераторов и непосредственно связана с необходимостью повышения надежности и ядерной безопасности таких установок. При решении указанных задач возникли дополнительные проблемы, исследование которых выявило их роль в обеспечении работоспособности и живучести ядерной наропроизводащей установки судов морского флота.

A TrTA/OTITV ' ; • "••'.I; 1 . ^ ; i . V l* ГС^Гк, vil 1 :!1Г1 (Ч'ИЧ li? I nuw.rTH f Л/ ■ I1 / >;'!' í i niviVu.'.«i)»tvvii' im'i i im. ■ i i v и n'rf ^uvvtm utiii vivuvi íi.j ±ivw/*v^í>tKtvviíi UVÍ>UvílJtí-4 богатств арктического бассейна, которая является кладовой России. В связи со сложившимися условиями только шельфор.ые и прибрежные нефтегазовые разработки, богатства полиметаллических руд Севера России и островов, лес и. золото Сибири смогут способствовать выводу страну из экономического тупика.

Доступы ко многим указанным месторождениям наиболее целесообразны морским путем, функционирование которого обеспечивается работой транспортных судов и ледоколов. Опытом показано, что для мощных ледоколов и крупных арктических транспортных судов использование ядерных энергетических установок альтернативы не имеет. Такие суда и нужны в Арктике для работы по освоению природных богатств, поэтому решение задач по увеличению их безопасности и надежности становится государственной задачей и станет очередным шагом в развитии судовой ядерной энергетики.

Уже сегодня понятно, что создание слишком теплонапряженных элементов в составе яароироизводящей установки приводит к большому риску в возможности использования их до полной выработки ресурса. Таким примером является активная зона реактора. Для сохранения ее минимальных размеров, а следовательно и габаритных показателей установок, должны быть использованы компенсирующие мероприятии.

Анализ состояния основных элементов, использующихся для получения тепловой мощности в ядерных энергетических установках судов морского флота, а также возможности информационных систем, используемых в процессах управления мощностью реакторов показывает, что:

1. Оборудование канала тепловой мощности реакторной установки, а также управляющие и информационные системы при взаимодействии та различных режимах работы с принятой моделью управления системами и оборудованием паропроизводящей установки приводят к характеристикам элементов, которые отличаются от расчетных значений и влияют на надежность, безопасность и живучесть установки.

В частности, прямоточные ПГ паропроизводяпщх установок испытывают воздействие от работы и качества настройки обслуживающих систем; питательной воды (автоматика ТПН), автоматического управления узлом задания мощности энергетической установки, поддержания клапанами травления давления в главном паропроводе, так как отклонения параметров, возникающие в системах, влияют на качество работы парогенераторов.

2. Установлено, что одновременно с проверкой функционирования оборудования и систем ЯЭУ во время сдаточных испытаний судна необходимо проведение и теплотехнических испытаний, а также проведение их в процессе дальнейшей эксплуатации. Штатная информационная система дает достоверные значения отдельных параметров, но их явно недостаточно для проведения анализа работы ЯЭУ и ее оборудования. Выполнение экспериментальных испытаний оборудования канала тепловой мощности ППУ требует использования дополнительных измерительных приборов. Полученные в результате та- " ких исследований данные показывают, что они имеют четкую взаимосвязь работы ПГ со всей системой. При этом подчеркивается слабая зависимость состояния контура теплоносителя от индивидуальных особенностей работы ПГ.

При анализе экспериментально полученных данных необходим расчет коэффициентов теплоотдачи разных теплообменных зон и коэффициентов трения, которые будут необходимы для введения их в расчеты при решении систем дифференциальных уравнений.

3. При анализе проблемы надежности парогенераторов, как элементов канала тепловой мощности, и процесса управления тепловой мощностью двухреакторных установок на «косых» режимах выявлено, что на установке с меньшей мощностью параметры питательной воды значительно отличаются от расчетных и приводят к изменению теплообменных процессов в них. В таких режимах работы установки паропроизводительность ПГ имеет наибольший разброс между собой, приводит к отклонениям параметров пара и может служить одной из причин нарушения герметичности трубной системы.

В результате экспериментальных исследований с помощью виброакустических приборов выявлены хорошо фиксируемые шумы теплогидравличе-ских процессов парогенераторов и показаны теоретические возможности анализа этих пульсационных явлений.

4. Анализом установлено, что автоматическое управление мощностью установки предусматривает отклонения средней температуры теплоносителя, что приводит к колебаниям температуры и вызывает накапливание термоциклических усталостных напряжений на стенках тепловыделяющих элементов активной зоны и снижает их надежность, как и надежность трубной системы ПГ.

5. Исследованиями показано, что располагаемое информационное обеспечение операторов ЦПУ затрудняет им восприятие нужной информации в аварийных ситуациях, когда события развиваются стремительно, и приводят к утрате значительной части важной информации. Отсутствие информации о работе смежных установок ЯЭУ и необходимость использования клавишных устройств системы ИЦК приводит к увеличению времени ответной реакции оператора на информацию, а при чрезвычайных обстоятельствах способствуют потере контроля управления установкой. В используемых информационных системах не используются возможности средств вычислительной техники для обработки информации, проведения анализа ситуаций и прогнозирования работы оборудования.

6. Установлено, что возможности экспериментирования на оборудовании ЯЭУ жестко ограничены, поэтому исследование особенностей работы прямоточных ПГ, изучение основных взаимосвязей с другими элементами и системами необходимо производить с использованием математических моделей.

Наиболее приемлемой и достаточно полной моделью можно считать одномерную модель тепловых и гидродинамических процессов в локальных параметрах, которая базируется на совместном решении системы дифференциальных уравнений для элементарной ячейки теплообменника с учетом однозначности и сопряжения.

С помощью известных математических моделей прямоточных ПГ с принудительной циркуляцией можно исследовать только теплогидравлический режим обогреваемых элементов, при этом они должны включать в себя замкнутую систему различных уравнений, отражающих закономерности течения рабочего тела на каждом из участков теплообменной поверхности ПГ и позволяют описание стационарных и нестационарных режимов.

Исследования моделей нестационарных процессов значительно усложняются из-за ограниченности наших знаний по особенностям их протекания, существенно влияющих на изучаемую проблему, а также отсутствия уравнений связи ПГ друг с другом и системами теплоносителя и рабочего тела в комплексе. Приведенные модели ПГ могут быть использованы также для обратного расчета тепловых процессов (получения коэффициентов теплоотдачи, трения и др.), определения взаимовлияния контуров, анализа их особенностей. Результаты, получаемые в процессе обработки данных, следует вводить в систему информации и представлять оператору по его вызову или автоматически.

7. Аналитический модуль в составе систем автоматики ППУ должен автоматически корректировать процессы теплообмена. При этом может использоваться логический анализ процессов в комбинации с аналитическим способом, что позволит исключить многие варианты аналитических расчетов, выбирая оптимальные пути для численного решения систем уравнений моделей. Предложенные методики обработки результатов исследований позволяют выделять особенности управления мощностью и затем использовать их для формирования аналитического модуля в канале управления с введением экспериментально полученных коэффициентов (теплоотдачи, трения и др.) в системы уравнений для выполнения тепловых расчетов, используемых в указанном канале.

Созданный модуль в канале управления при изменении режима работы ППУ позволяет упреждающе определять основные теплогидравлические характеристики нового режима и оценивать, сравнивая их с проектными значениями. Если расчетные значения меньше проектных величин, то команда на управление выполняется, а при существенном различии сравниваемых величин производится изменение величины управляющего сигнала, если результат опять окажется неприемлемым, то значения параметров представляются оператору в качестве информационной поддержки для возможности ручной корректировки тепловых процессов. ,

На основе многолетних исследований и учета приведенного анализа процессов управления мощностью паропроизводящей установки автором были установлено следующее:

1. Анализ соответствия фактических и проективных ТЭП основного оборудования ППУ а/л типа "Арктика". Часть 3. а/л "Россия": Технический отчет / МЛ ЦНИИМФ; B.C. Сысоев, Н.И. Петров и др. - Инв.№449. - Мурманск, 1990 г.- 41 е.: илл., табл.

2. Анализ соответствия фактических и проектных ТЭП основного оборудования ППУ а/л типа "Арктика". Часть 2. а/л "Арктика": Технический отчет/ МЛ ЦНИИМФ; B.C. Сысоев, Н.И. Петров и др.- Инв.№448,- Мурманск, 1990 г,-42 е.: илл., табл.

3. Анализ соответствия фактических и проектных ТЭП основного оборудова-. ния ППУ. Часть 4. а/л «Ленин»: Технический отчет / МЛ ЦНИИМФ; B.C. Сысоев, Н.И. Петров и др.-Инв.№450.- Мурманск, 1990 г. 54 е.: илл., табл.

4. Андреев П.А., Гремилов Д.И., Федорович Е.Д. Теплообменные аппараты ядерных энергетических установок,- Л.Судостроение, 1969.-352 е.: ил.,табл.

5. Африкантов И.И., Митенков Ф.М. Судовые атомные паропроизводительные установки (основы проектирования).- Л.: Судостроение, 1965. 375 е.: илл.

6. Беляков И.И., Кветный М.А., Логинов Д.А. Влияние балластной зоны на гидравлическую устойчивость прямоточного парогенератора //Атомная энергия. 1985,- том 58, вып.З, март - С. 155-159.

7. Борисов Н.И. Метод малых отклонений в диагностике судовых технических средств: Учеб. пособие. Владивосток: ДВИМУ, 1981- 65 е.: илл., табл.

8. Буков В.Н. Адаптивные прогнозирующие системы управления полетом. М.: Наука, 1987. 358с.

9. Водный режим II контура а/л "Ленин" в навигации 1973г: рейсовый отчет службы радиационной безопасности / Мурманское морское пароходство; -инв. N 813 по учету а/л «Ленин». Мурманск 1974 г. - 67 с.

10. Водный режим II контура а/л "Ленин" в навигации 1980-1981 г: рейсовый отчет службы РБ / Мурманское морское пароходство; инв. N 963 по учету а/л "Ленин".- Мурманск 1982 г. 107 с.

11. Водный режим II контура: Отчет службы РБ а/л "Сибирь" за 1986 г / Мурманское морское пароходство; инв.№003671- Мурманск, 1987. - 30 с.

12. Водный режим II контура: Отчет службы РБ а/л "Сибирь" за 1987 г / Мурманское морское пароходство; инв.№ 003743. - Мурманск, 1987. - 34 с.

13. Водный режим II контура: Отчет службы РБ а/л "Сибирь" за1985 г/ Мурманское морское пароходство; инв. №003605. Мурманск, 1986. - 32 с.

14. Водный режим второго контура (часть II): Рейсовый отчет службы РБ за навигацию 1972г. а/л "Ленин"/ Мурманское морское пароходство;- инв. №739 по учету а/л "Ленин". Мурманск, 1973. - 100 с.

15. Вольский В.Е., Румянцев O.K., Скачков A.M. Автоматизация управления судовыми паровыми турбогенераторами на конечных режимах работы // Судостроение. 1976. - N 3 .

16. Вопросы физики кипения / под ред. И.Т. Аладьева.- М.:Мир,1964,- 443 е.: ил.

17. Всесоюзная научно-техническая конференция «Актуальные проблемы технического прогресса судовых турбинных установок», посвященная 100-летию со дня рождения проф. М.И. Яновского (г.Ленинград. 10-12.89г.): Тез. докл., Ленинград, 1989г.

18. Гидравлический расчет котельных агрегатов. Нормативный метод. / под ред. В.А. Локшина. М.: Энергия, 1978.

19. Гольтраф В.И., Гак Л.Я. Оценка работы оператора за пультом управления // Судостроение. 1976. - № 3.

20. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов.- М.: Атомиз-дат, 1973. -290 е.: илл., табл.

21. Демченко О.П. Проблемы организации систем автоматического управления судовыми техническими средствами. // Судостроение. 1976. - № 8.

22. Дьяконов В.П. Справочник по расчетам на микрокалькуляторах. М.: Наука, Гл. ред. физ. - мат. лит., 1989 —463 е.: илл., табл.

23. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС: учеб. пособие. СПб., Энергоатомиздат, 1984. -380с.: илл., табл.1 80

24. Информационно-управляющие системы судовых атомных энергетических установок / Петров Н.И., Щетнев В.А., Беляев В.А., Петренко И.А.// Судостроение. 1996. -№ 4. - С.29-31.

25. Исследование влияния масляных загрязнений на работоспособность ионит-ных загрузок.Технический отчет.27.08.76г./ЦНИИ им. акад. Крылова;Л.,76 г.

26. Исследование водного режима II контура а/л "Ленин" в навигации 1971-72г.: Технический отчет A-XXXVIII-86/ ЦНИИ им. акад. Крылова; Л., 1973 г.

27. Исследование теплогидравлических характеристик парогенераторов ППУ а/л "Ленин" и а/л типа "Арктика": Технический отчет / МФ ЦНИИМФ; B.C. Сысоев, Н.И. Петров и др.- Инв.№400. Мурманск, 1987 г.- 145с.: илл., табл.

28. Карелин В.Я. Кавитационные явления в центробежных и осевых насосах. -М.: Машиностроение, 1975.-335 е.: илл., табл.

29. Кипин Дж. Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. М.: Атом-издат, 1967. - 427 е.: илл., табл.

30. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравличе-ским расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1984. -368 с.

31. Клемин А.И., Стригулин М.М. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1968. - 351 е.: илл., табл.

32. Кокорев Б.В., Фарафонов В.А. Парогенераторы ядерных энергетических установок с жидкометаллическим охлаждением. М.: Энергоиздат, 1990.-264 с.

33. Кормовое дейдвудное уплотнение торцевого типа: Патент РФ N2048388: МКИ В 63 Н 23/36 / Ульянихин В.Б., Петров Н.И., Егоров В.П.- № 93028564/11; Заявл. 19.05 93; Опубл. 20.11.95, Бюл. № 32. -3 е.: илл.

34. Котик М.А. Курс инженерной психологии,- Таллинн, Валгус, 1978 -292 с.

35. Крауч Ч.Ф. Ядерные корабельные силовые установки. М.: Госатомиздат, 1961. - 270 е.: илл., табл.

36. Кувшинов Г.И., Прохоренко П.П. Акустическая кавитация у твердых поверхностей. Минск: Наука и техника, 1990.- 112 с.: илл., табл.

37. Кузнецов В.А. Судовые ядерные реакторы (основы теории и эксплуатации). Л.: Судостроение, 1988. -263 е.: илл., табл.

38. Лавренчик В.Н. Постановка физического эксперимента и статистическая обработка его результатов. Учеб. пособие. -М.: Энергоатомиздат, 1986.-270 с.

39. Лекции по теории автоматического управления: Учеб. пособие / Бесекерский В.А., Герасимов А.Н., Лучко C.B. и др. М.: Мин. Обороны, 1968. 582 с.

40. Лелеев Н.С. Неустановившееся движение теплоносителя в обогреваемых трубах мощных парогенераторов. М.: Энергия, 1978. -288 е.: илл., табл.

41. Материалы Гамбургской конференции 1979г.// Атомная энергия-1980.- т.48.

42. Материалы симпозиума 1977г. в г. Гамбурге. // Морской флот. 1978. - №6.

43. Международная конференция Знание -Диалог-Решение (Ялта, 9-14 октября 1995г.): Петров Н.И., Щетнев В.А. Петренко И.А. др./ Развитие информационно- управляющих систем судовых ЯЭУ: Тез. докл. Ялта, 1995.

44. Методика обработки результатов теплогидравлических испытаний изделий 28 ППУ а/л "Таймыр" и а/л "Советский Союз: Отчет по НИР/ МЛ ЦНИИМФ, ЛВИМУ; Н.И. Денисенко, Н.И.Петров, B.C. Сысоев инв.№0956.-Мур-манск, 1989.-16 с.

45. Методика проведения замеров для определения теплогидравлических характеристик ПГ / Сост.: Петров Н.И., Черепенко Н.В., Потапов Ю. Н. и др. Л.: СКБК, инв. №14950,1989.

46. Мильский А.И. Комплексная автоматизация судовых технических средств // Судостроение. 1977 - № 11.

47. Митенков Ф.М., Мельников Э.М., Мовшевич З.М., Хлопкин Н.С. Опыт создания атомной установки ледокола" Арктика"// Судостроение-1977.-№1

48. Митенков Ф.М., Мовшевич З.М., Пологих Б.Г. и др. Новая атомная установка ледокола "Ленин" // Морской Флот. 1972.- № 6

49. Митенков Ф.М., Моторов Б.Н. Нестационарные режимы судовых ЯППУ,-Л.: Судостроение, 1970. -200 е.: илл.

50. Мышкис А.Д. Элементы теории математических моделей, М.: В.О., Наука, 1994.-220с.: илл.

51. Николаев В.И. Информационная теория контроля и управления Л.: Судостроение, 1973. - 384 е.: илл.

52. Николаев В.И., Темнов В.Н. Об одном методе определения ценности информации при управлении // Автоматика и телемеханика: Сб. научных трудов АН СССР,- М„ 1972.- № 9.

53. Оперативные журналы ППУ № 1 а/л "Ленин" за 1980-1984г./ инв. №503, 513, 520, 535, 541, 550, 558, 565, 586,593, 598, 606, 617, 633, 638, 642, 654. -Мурманск, 1985. 1700с.

54. Оперативные журналы ППУ № 2 а/л "Ленин" за 1980-1984г./ Мурманское морское пароходство; инв. №504, 514, 521, 542, 547, 557, 564, 589, 596, 604, 612, 634, 637, 643, 646, 653. - Мурманск, 1985. - 1600с.

55. Оперативные журналы ППУ №2 а/л «Сибирь» за 1983-1987г./ Мурманское морское пароходство; -инв.№305, 312, 321, 345, 354, 374, 384, 400, 411, 427, 439. Мурманск, 1988. - 1100 с.

56. Опорные теплогидравлические характеристики парогенератора "ПГ-28" ППУ алв "Севморпуть": Технический отчет / МЛ ЦНИИМФ; B.C. Сысоев, Н.И. Петров и др.-Инв.№ 441. Мурманск, 1990 г.- 28 е.: илл., табл.

57. Опорные теплогидравлические характеристики парогенераторов "ПГ-28" ППУ а/л "Таймыр": Технический отчет / МЛ ЦНИИМФ; B.C. Сысоев, Н.И. Петров и др.- Инв.№ 436. Мурманск, 1989 г.- 32 е.: илл., табл.

58. Опорные теплогидравлические характеристики парогенераторов "ПГ-28" ППУ ОК-900 а/л "Советский союз": Технический отчет / МЛ ЦНИИМФ; В.С.Сысоев, Н.И.Петров и др.-Инв.№ 442.-Мурманск, 1989 г.-28с.:илл., табл.

59. Опорные теплогидравлические характеристики парогенераторов ППУ а/л "Ленин" ,типа "Арктика", "Таймыр" и алв «Севморпуть»:Технический отчет/ МЛ ЦНИИМФ; В.С.Сысоев, Н.И. Петров и др.- Инв.№ 405.-Мурманск,1988 г.- 98 е.: илл., табл.

60. ОСТ 5.4318-80. Нормы качества воды второго контура.

61. Отчет по испытанию системы регулирования паро-конденсатного цикла а/л «Ленин»: Отчет по НИР/ НПО "Аврора"; Слезкин Л.С., Петров Н.И., Кукоч-кин Н.А. и др./; Л., 1974. -13 с.

62. Перник А.Д. Проблемы кавитации.-Л.".Судостроение, 1966.-360 е.: илл., табл.

63. Петров Н. И. Повышение надежности конденсатно-питательных систем на судах с АЭУ// Судостроение. 1995. - №5-6. - С. 17-19.

64. Петров Н. И., Силин A.B. Новая ипостась арктического флота// Нефтегазовая вертикаль. -1998,- №3. С.78-80.

65. Петров Н.И., Ульянихин В.Б. Обеспечение надежности работы систем забортной воды судовых ЯЭУ // Судостроение. 1995. - №2-3. - С.22-25.

66. Петров Н.И., Ульянихин В.Б. Опыт эксплуатации паротурбинных установок атомных судов // Судостроение. 1990. -№10. - С. 17-19.

67. Повышение качества учета и контроля энергоиспользования на атомных судах: Отчет о НИР / ЦНИИ МФ; Сысоев B.C., Петров Н.И., Цветков В.В. и др. Инв.№438,- Мурманск, 1989 г.- 74 е.: илл., табл.

68. Подвижное герметизирующее устройство торцевого типа: Пат. №2053164 РФ: МКИ В 63 Н 23/36, F 16 J 15/34 / Н.И. Петров, В.Б. Ульянихин, В.П. Егоров,- №93010542/11; Заяв. 01.03.93; Опубл. 27.01.96, Бюл. №3. 3 е.: илл.

69. Поздеев A.B. Судовые атомные энергетические установки. Л.: Судостроение, 1964. - 820 е.: илл., табл.

70. Пояснительная записка к имитационной модели парогенератора: Отчет о НИР/ЛВИМУ им. адм. С.О. Макарова; Н.И. Денисенко, Н.И. Петров, B.C. Сысоев Инв. № 861,-Л., 1990. - 28 е.: илл., табл.

71. Проектирование судовых парогенераторов / К.С. Дементьев, В.А. Романов, A.C. Турлаков, Д.И. Волков. Л.: Судостроение, 1986.

72. Разработка требований по обеспечению устойчивой работы парогенераторов в составе ППУ: Отчет о НИР / ЛВИМУ им. адм. С.О. Макарова; Денисенко Н.И., Петров Н.И., Сысоев B.C., /МЛ ЦНИИМФ. Инв. № 869. - Л., 1990. - 42 е.: илл., табл.

73. Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки АЭС.-М.: Атомиздат, 1980.

74. Родионов H.H., Воробьев В.М. Безопасность атомной энергетической установки алв "Севморпуть"//Морской флот.-1989.-№10.-С.32-35, №11.-С 36-38.

75. Сергеев В.Л. Аналоговое моделирование судовых ядерных паропроизводя-щих установок. Л.: Судостроение, 1971. - 358 е.: илл.

76. Смирнов О.Я., Юдицкий Ф.Л. Надежность судовых энергетических установок." Л.: Судостроение, 1974. -280 е.: илл., табл.

77. Способ промывки парогенераторов судовой АЭУ влажным паром: Рационализаторское предложение по учету БРИЗТИ ММП/ Петров Н.И., Пашнин О.Г., Ульянихин В.Б., Цыганко О.Л. №80-90; 27.11.1990г.

78. Справочник по инженерной психологии./ Под общей ред. чл. кор. АН СССР Б.Ф. Ломова. М.: Машиностроение, 1982. - 368 е.: илл., табл.

79. Справочник по теории автоматического управления./ Под ред. A.A. Красов-ского. М.: Наука, Гл. ред. физ.-мат. лит., 1987. -711 е.: илл., табл.

80. Судовая система для подачи охлаждающей воды к теплообменникам: A.c.1204470 СССР: МКИ В 63 В 13/00 / Петров Н.И. и др. -№ 3789260/27-11; Заявл. 13.07.84; Опубл. 15.01.86, Бюл. №2 Зс.: илл.

81. Судовые ядерные паропроизводительные установки / Романов Д.Ф., Лебедев М.А, Саваренский С.С., Шаманов Н.П.- Л.Судостроение, 1967- 403с.: илл.

82. Судовые ядерные энергетические установки /под ред. В.А. Кузнецова. М.: Атомиздат, 1976. — 376 е.: илл., табл.

83. Темнов В.Н. Значение информации для управления и обслуживания судовых и энергетических установок.// Судостроение. 1985. - № 6.

84. Тепловые и атомные электрические станции: Справочник. / Под ред. Григорьева В.А. и Зорина В.М. М.: Энергоиздат, 1982.

85. Тепло-массообмен. Теплотехнический эксперимент: Справочник./Под ред. Григорьева В.А. и Зорина В.М. М.: Энергоиздат, 1982;

86. Теплофизические свойства веществ: Справочник./ под ред. Варгафтика Н.Б. М. - Л.: Государственное энергетическое изд., 1956.

87. Терентьев В. Д. Основы тепловых и гидравлических расчетов судовых ядерных реакторов и парогенераторов.-Л.Судостроение, 1967 207 е.: илл., табл.

88. Технико-эксплуатационные требования к программному обеспечению бортового информационно-цифрового комплекса на заказе 10521: Технический отчет / МФ ЦНИИМФ; Сысоев B.C., Петров Н.И., Ханларов В.Г. и др. -Инв.№ 388.- Мурманск, 1984 г. 70 е.: илл., табл.

89. Федоров В.Г. Надежность основа безопасности АЭС с реакторными установками ВВЭР.// Информационный бюллетень / ЦНИИ Атоминформ. - 1990. - № 23 - 24.

90. Чураков Е.П. Оптимальные и адаптивные системы: Учеб. пособие. М.: Энергоатомиздат, 1987г. - 255с.: илл., табл.

91. Чуркин A.B., Тарасов В.К., Жуков Ю.П. Атомная энергетическая установка ледокола "Арктика" // Судостроение. -1976. № 2.98.1Пульц М.А. Регулирование энергетических ядерных реакторов. М.: Иностранная лит., 1957 г. - 459 е.: илл., табл.

92. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов/ Ф.Я. Овчинников, Л.Н. Голубев, В.Д. Добрынин и др.; М.: Атомиздат, 1977. - 279 е.: илл., табл.

93. Ядерные энергетические установки / под общей ред. акад. H.A. Доллежаля. М.: Энергоатомиздат, 1983. - 292 е.: илл., табл.

94. Заместитель начальника Мурманского морского пароходства• 7

95. Синяев А.К, "/<■'" мая 1987г.

96. П Р О ГРАММ А ; теплотехнических испытаний изд.18Т ППУ а/л "Ленин"1. СОГЛАСОВАНО"

97. Представитель Регистра СССР по АЭУ1. Д " ма| 1987г.1. Хирин Б.Е.

98. СОГЛАСОВАНО" Начальник каравана судов АТО1. ММП