автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.16, диссертация на тему:Разработка методов построения эффективных быстродействующих моделей и их использование в системах управления ядерно-энергетических объектов

Р Г Б ОД

на правах рукописи

1 о ФЕВ 1998

ЖАРКО ЕЛЕНА ФИЛИППОВНА

УДК 621.311.002.51

РАЗРАБОТКА МЕТОДОВ ПОСТРОЕНИЯ ЭФФЕКТИВНЫХ БЫСТРОДЕЙСТВУЮЩИХ МОДЕЛЕЙ И ИХ ИСПОЛЬЗОВАНИЕ В СИСТЕМАХ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ОБЪЕКТОВ .

Специальность 05.13.16 - "Применение вычислительной техники, математического моделирования и математических методов в научных исследованиях"

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва-1998

Работа выполнена в Институте Проблем Управления Российской Академии Наук

Научный руководитель - кандидат технических наук, с.н.с.

Ф.Ф. Пащенко

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор В.Н. Афанасьев кандидат технических наук, с.н.с. И.М. Панасенко

Ведущая организация -

Институт автоматики и процессов управления ДВО РАН (г. Владивосток).

Защита состоится г. в часов на

заседании Диссертационного Совета Д002.68.03 при Институте проблем управления РАН по адресу: 117806 Москва, ул. Профсоюзная, дом 65

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Инстшута Проблем Управления.

Автореферат разослан "_

Ученый секретарь Диссертационного Совета К.Т.Н., с.н.с.

1998 г.

С.А. Власов

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ АКТУАЛЬНОСТЬ ТЕМЫ

Одной из определяющих тенденций процесса развития автоматизации сложных технологических объектов с повышенным риском эксплуатации, к которым можно отнести объекты атомной и 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. Модель охватывает основные и ряд вспомогательных технологических систем энергоблока, системы автоматического регулирования (САР). Основньми отличительными особенностями разработанной модели от других являются:

1. широкий охват основного и вспомогательного оборудования энергоблока без существенной потери точности моделирования как непосредственно хода технологического процесса, так и измеряемых параметров; -

2. 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).

ЦЕЛЬ РАБОТЫ

• 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

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 нейтрошю-фшических расчетов (БИПР-7), имитационным моделированием и экспериментальными примерами.

НАУЧНАЯ НОРТОНА

• Разработан гибкий моделирующий комплекс для блока моделирования технологических процессов в СПО, в функционально-аналитических тренажерах и для других задач управления энергоблоками с ВВЭР-1 ООО.

® 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.

РЕАЛИЗАЦИЯ РЕЗУЛЬТАТОВ 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.

Разработанные методы построения обратных фильтров можно применять для различных Задач восстановления сигналов.

АПРОБАЦИЯ

Основные результаты работы были доложены на ряде конференций и совещаний, в том числе:

(.Всесоюзном семинаре "Проблемы динамики необслуживаемых и транспортных ЯЭУ'\ г. Севастополь, 1991г.;

2. Всесоюзном семинаре "Тяжелые резктшшоепше аварии в ЯЭУ и анализ последствий", г.Арзамас-16, Российский федеральный ядерный центр ВНИИЭФ, 1992г.;

3. Всесоюзном семинаре "Динамика тепломеханического оборудования ЯЭУ", г. Одесса, ОПИ, 1992г;

4. Всесоюзном семинаре "Безопасность и системы управления ядерными реакторами", г. Гатчина, ЛИЯФ, 1995г.

ПУБЛИКАЦИИ

- Основное содержание диссертации отражено в 9 печатных работах.

СТРУКТУРА И ОБЪЕМ РАБОТЫ Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 194 наименований, трех приложении и содержит 162 страницы машинописного текста, 38 рисунков, 3 таблиц, приложения на 11 страницах.

НА ЗАЩИТУ выносятся

1. Методы построения гибкого моделирующего комплекса, описывающего динамику основных технологических параметров энергоблока АЭС с реактором типа ВВЭР-1000;

2. Эффективная быстродействующая модель нейтронно-физических параметров реактора типа ВВЭР-1000;

3. Алгоритмы сборки обратных фильтров с целью применения в задачах восстановления сигналов датчиков контроля знерговыделения (ДКЭ).

СОДЕРЖАНИЕ ДИССЕРТАЦИИ ВВЕДЕНИЕ.

Дается общее представление задач, связанных с Проблемой повышения безопасности, надежности и эффективности эксплуатации АЭС. Одним из важнейших направлений реализации выделенных задач является создание системы поддержки оператора АЭС (СПО). Ядром СПО являются быстродействующие эффективные математические модели расчета параметров технологического процесса, протекающего на энергоблоке АЭС.

Создание и внедрение СПО в составе штатных средств блочного щита управления (БЩУ) либо специализированных противоаварийных центров АЭС позволит .качественно повысить надежность работы операторов как ключевого звена человеко-машинной системы управления АЭС и в результате этого продвинуться в

решении обшей проблемы повышения безопасности, надежности и эффективности эксплуатации АЭС.

ГЛАВА 1.

Дается обзор работ, имеющих отношение к теме диссертации (краткая характеристика объекта моделирования, основные направления работ в области АСУ ТП АЭС, обзор систем управления технологическими процессами, обзор существующих моделей расчета нейтронно-физических параметров активной зоны) и на основании их анализа ставятся постановки задач, которые решены в диссертационной работы.

ГЛАВА 2.

Рассматриваются: _ •

• система поддержки оператора энергоблока АЭС с реактором типа ВВЭР-ЮОО. Даны основные принципы построения СПО, реализация которых позволяет 'заложить в СПО следующие функциональные возможности: улучшение и детализация контроля состояния энергоблока, информационная поддержка оператора на основе проведения прогнозных расчетов в оперативном и неоператнвном режимах.

• гибкий, моделирующий комплекс (основные положения по разработке гибкого моделирующего комплекса, моделируемые системы, требования к моделирующему комплексу), описывающий динамику параметров энергоблока с реакторами типа ВВЭР-ЮОО;

• методы Построения эффективных быстродействующих моделей реакторной установки в части нейтронно-физических расчетов.

Поскольку СПО представляет собой часть штатных средств верхнего уровня Перспективной АСУТП энергоблока, выбор комплекса технических средств (КТС) ПТК СПО является частным вопросом в проблеме разработки технических средств АСУТП в целом. Однако в настоящее время чрезвычайно актуальна проблема отработки функций перспективной СПО, ее связи с объектом, а также вопросы обмена информацией между задачами СПО. Решение этих вопросов ведется на основе использования инструментального ПТК, структура и свойства которого хорошо отвечают специфике перечисленных выше задач. В настоящей главе представлены два варианта подхода к формированию комплекса, реализующего функции СПО.

Моделирующий комплекс, реализующий задачи прогнозирования хода -технологического процесса, в зависимости от типа моделируемых процессов и требуемого режима работы для конкретной задачи прогнозирования (оперативного или неоперативного) использует прогнозирующие модели, позволяющие достигать темпа моделирования в 10 и более раз превышающего реальный темп протекания технологических процессов.

В связи с тем, что не существует двух одинаковых энергоблоков АЭС, есть необходимость создания такого гибкого моделирующего комплекса (ГМК), который можно было бы оперативно настроить на любой существующий или

проектируемый энергоблок, а также который мог бы оперативно отреагировать на любое изменение в технологическом оборудовании или системе управления энергоблоком АЭС. В состав ГМК входят модели различной степени сложности и детальности, что позволяет проводить прогнозные расчеты прохождения технологического процесса на энергоблоке без существенной потери точности.

На первой стадии работ основным объектом, для моделирования которого предполагается использовать ГМК, является энергоблок АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. В связи с этим для блока динамического моделирования параметров энергоблока принята структурная схема представленная на рис. 1.

Разработанный комплекс вычислительных программ построен по модульному принципу. При этом все технологическое оборудование разбито на группы, каждая из которых описывается отдельным функциональным модулем (блоком). Большинство функциональных модулей имеют несколько вариантов исполнения, отличающихся подробностью и полнотой описания соответствующих объектов и процессов, и, как следствие, вычислительными характеристиками программы: быстродействием и объемом занимаемой оперативной памяти ЭВМ.

КОМПЛЕКСНАЯ МОДЕЛЬ ЭНЕРГОБЛОКА

Модель I -го ютггура

Модель 2-го котура

Выбор моделей и

нас тройка параметров | энергоблока

БАЗА ДАННЫХ ГМК

Рис. 1. Структурная схема функционирования ГМК в части моделирования параметров энергоблока с ВВЭР-1000.

Основным требованием к динамическим программам, входящим в состав программного обеспечения ГМК и используемых для целей прогнозирования хода технологического процесса и синтеза оптимального управления, является высокая скорость счета (в 10 и более раз быстрее реального времени) без существенной потерн точности по отношению к реперным программам расчета стационарных полей. Решение этой задачи видится лишь на пути создания упрощенных моделей, содержащих параметры, настройка которых должна проводиться как с использованием результатоп реперных стационарных расчетов, так и с использованием текущих экспериментальных данных.

В работе рассматривается создание упрощенных быстродействующих моделей динамики нейтронно-физических параметров активной зоны реактора. Реализация упрощенных моделей связана с решение двух; ключевых проблем. Первая заключается в создании алгоритма собственно расчета динамики нейтронного поля, обеспечивающего необходимое быстродействие модели. Вторая проблема заключается в построении эффективного аппарата адаптации модели объекту.

Основная идея подхода к построению быстродействующего алгоритма расчета динамики нейтронного поля ВВЭР заключается в раздельном определении микроструктуры и макрохода нейтронного поля, а также в максимальном использовании знания о формировании полей нейтронно-физических параметров активных зон ВВЭР, заключенного в эталонных моделях стационарных состояний (например в известной серии моделей типа БИПР). '

Макроход или функция деформации нейтронного поля F(r,t) в переходном процессе определяемый как отношение текущего нейтронного поля к стационарному полю, соответствующему тому же положению стержней СУЗ и параметрам теплоносителя на входе в активную зону, является достаточно гладкой функцией координат и для его отыскания целесообразно использовать' вариационный метод, т.е. искать функцию F(r,t) в виде разложения по некоторому базису небольшой размерности. При этом алгоритм расчета F{r,t) должен быть таким, чтобы при переходе в любое стационарное состояние эта функция обращалась бы в пространственную константу равную удельной нейтронной мощности и нейтронное поле n(F,f) совпадало бы со стационарным полем и(г). : Таким образом, нестационарное поле n(F,t) ищется как отклонение от "эквивалентного" стационарного поля, т.е. стационарного поля соответствующего тем же векторам и (положение стержней) и В (вектор внешних параметров теплоносителя).

Нестационарную форму модели нейтронного поля выберем в виде одногруппового уравнения кинетики:

<

I■ Щг,f) =_с(г,<)■/?, • n(7,t)~l- Л, ■ C,(F,i)

(1)

где / - время жизни мгновенных нейтронов; ] - номер группы запаздывающих нейтронов; Рр Л), СДгдоля, время жизни и поток запаздывающих нейтронов

;'-ой группы; К"(г, г) - модельный коэффициент размножения.

Для любого состояния активной зоны с фиксированной загрузкой £(г),

характеризуемого параметрами IV (мощностью), к , В на любой период кампании известен набор поверенных стационарных полей распределений параметров И5, Т?, Т", у? > , ^ в каждой рабочей точке характеризуемой параметрами

IV, А , В (здесь IV - мощность в эквивалентном стационарном состоянии). Такие распределения готовятся заранее в режиме офф-лайн на основе эталонных моделей стационарных состояний.

Для режимов, в которых задействована одна рабочая группа поглощающих стержней и параметры теплоносителя на входе в активную зону постоянны, такой набор является двухпараметрическим по внешним по отношению к уравнениям модели параметрам Л и В . Для режимов, в которых задействовано N рабочих групп стержней, набор будет соответственно №1 параметрическим с параметрами 1гК п В , где К= - номера групп стержней. Имея в своем распоряжении архив данных о стационарном распределении параметров в рабоч!« точках (в виде наборов соответствующих полей), будем стремиться максимально использовать это знание при решении задачи динамики нейтронного поля.

Для обеспечения высокого быстродействия алгоритма расчета нейтронио-физических параметров активной зоны реактора .целесообразно построить такой метод решения нестационарного уравнения (1), чтобы исключить из конечных соотношений выражения, содержащие в явном виде следующие сложные комплексы: члены с лапласианом функции п(7, . Этого можно достичь

применением вариационных методов, позволяющих избавиться в решении от сложных в вычислительном смысле операторов в частных производных. Примем для функции п\г, <) следующее представление:

И(Л<) = «. (2)

Среди всего набора вариационных методов, отличающихся разными системами базисных и весовых функций, для решения обсуждаемой задачи предпочтительным является такой метод, в котором система базисных функций

выбирается из тех физических соображений, что поскольку п(г,1,И,В^ и должны удовлетворять одному и тому же граничному условию третьего

рода, то функция /) и соответствующие базисные функции должны

удовлетворять граничному условию второго рода:

Поскольку функция /*"(м) является гладкой (дважды непрерывно

дифференцируемой), и при переходе в любое стационарное состояние обращается в константу по пространству (отличие от единицы зависит от внутренних нормировок) и определяется га уравнения диффузионного типа, то в качестве функций у, (г) целесообразно выбрать набор собственных функций реактора с гомогенной активной зоной с граничными условиями второго рода: ¡Ьук{г) + Ак-у/к(?) = 0 ■

1 5-У^(г)|У0 ' (3)

где Хк - собственные значения.

Гладкую функцию г) деформации поля п(г, /) относительно поля п, с

учетом изложенных выше соображений можно представить в виде следующего разложения:

(4)

р. о

Здесь - временные коэффициенты разложения, \уг (г) - собственные функции

эквивалентной гомогенной задачи, т - размерность базиса разложения. Минимизируемый функционал имеет вид

где р - реактивность, V = с!р)Л , а, в и 5 - константы.

В зависимости от степени учета обратных связей, формируемая модель пригодна для адекватного описания различных классов переходных процессов (соответственно, при детальном учете всех обратных связей имеем всережимную модель). В настоящей работе детально расписывается только обратная связь по температуре топлива, т.е. формируется модель, предназначенная в основном для описания класса переходных процессов с характерным временем протекания до нескольких десятков секунд (при этом не учитывается обратная связь по температуре и плотности теплоносителя, которая имеет тот же порядок характерного времени срабатывания, но эффектом от которой по сравнения с "топливным" эффектом можно пренебречь).

Одна из особенностей описываемой быстродействующей модели заключается в возможности ее оперативной настройки на текущее состояние объекта. Такая настройка возможна по двум направлениям. Первое связано с выбором такого базиса разложения функции деформации, который обеспечивал бы принципиальную возможность достижения заданной точности описания процесса. Второе направление связано с оперативной идентификацией эффективных параметров модели. В качестве базиса разложения функции деформации нейтронного поля удобно выбрать первые несколько (6-8)

собственных функций оператора Лапласа для гомогенного цилиндра с граничными условиями второго рода. Анализ реальных экспериментальных данных показывает, что для различных переходных процессов с характерным временем ог 10 с до нескольких часов погрешность разложения фуикшш /• по 6-8 функциям составляет величину порядка 4.5 %. Дальнейшее увеличение в базисном наборе числа функций данного типа практически не приводит к увеличению точности, поскольку погрешность разложения связана с наличием высокочастотной составляющей » функции ^ Для учета этого обстоятельства предлагается в базисный набор добавить еще одну функцию, определяемую как среднее значение остатка разложения функции деформации обрабатываемого архива данных по собственным функциям оператора Лапласа. При этом под архивом данных будем понимать хранящиеся в базе данных АСУТП экспериментально полученные и оцененные поля энерговыделения, соответствующие переходным процессам различных классов (с различными характерными временами протекания - десятки секунд, десятки минут, десятки часов). Как показывают результаты обработки экспериментальных данных, добавление одной такой функции к 6-8 основным функциям (далее будут приведены некоторые разработанные алгоритмы определения базисных функций) позволяет снизить погрешность разложения функции деформации архива, содержащего порядка 1000 состояний, до 2.5 %. Такая точность, как ожидается, является достаточной для решения задачи информационной поддержки оператора по прогнозированию хода технологического процесса.

Следует подчеркнуть, что корректный выбор базиса разложения лает лишь принципиальную возможность построения модели адекватной объекту. Однако в любой модели содержится определенная методическая ошибка, которая приводит к появлению дополнительной погрешности. Уменьшение такой погрешности возможно на пути оперативной коррекции параметров модели, что собственно и составляет содержание адаптации модели по второму направлению упомянутому выше и позволяющему поддержать принципиально достижимую точность в 2 % н ходе моделирования (прогнозирования развития) реальных переходных процессов.

Рассмотрим подробнее процесс определения базисных функций.

Л. Определение базисных функции на основе диффузионного уравнения.

В качестве функций (у Дг) выбереМ набор собственных функций реактора с

гомогенной активной зоной с граничными условиями второго рола (2). Если считать, что геометрия активной зоны близка к цилиндру радиусом II и высотой II, то функции Ур{г) определяются как

где {у/} = К , Л^, - нормировочный множитель, ^ - (у'И )-й корень производной функции Кесселя с индексом /, ¥<„< ~ 'Чу«, = сопи .

Б. Определение базисных функций на основе эталонных функций с использованием

футиии штрафа.

На основе архивов состояний, полученных в результате работы профаммы БИПР-7, содержащих переходный процесс и соответствующего ему набора стационарных состояний, когда каждому (Г, соответствует

стационарное состояние п{г,Ь, IV, С^ и

Причем базисные функции будем выбирать таким образом: Зададим: 1. эталонные базисные функции, которые на первом шаге итерационного процесса будут являться также начальным приближением; 2. функцию штрафа.

Итерационный процесс:

1. (/-ая итерация [1,2 ...]) считаем, что известны базисные функции и известно / - отношение потока нейтронов к соответствующему стационарному значению, тогда для любого состояния к выполняется равенство:

12 194 I»

/>1 /-1

( = Ц2 ,

решив эту систему из к уравнений получим коэффициенты разложения по этому базису.

2. Оптимальный базис получим тогда и только тогда, когда для любой ячейки/(/=1,... 196) выполняется равенство: -

±±АУ 4 ■ ч'с{])+1> • Ф")• = I <*,' • Г(у)+Л •

/ .I с»1

|=Ш

где g - функция штрафа. Из системы из 196 урапнений получим новые функции разложения.

3. Условие окончания итерационного процесса:

где I - номер итерации, или превышение максимально заданного числа итераций..

В. Определение оптимальных базисных функиий (1... М. М<13) на данном архиве состояний на основе использования известных аналитических функиий.

Пусть мы имеем архив данных о стационарном распределении параметров в виде наборов соответствующих полей, а также представим функцию потока .

тепловых нейтронов «(?,') в виде (2), где F{r,t) представнма соотношением (4).

Для построения быстродействующей динамической модели нейтронного поля в реакторах ВВЭР-1000 необходимо свести до минимума расчеты по определению базисных функций, а также минимизировать ошибку разложения функции деформации нейтронного поля по этому базису. Рассмотренные ранее методы определения базисных функций не удовлетворяют поставленному требованию, так как метод А) не минимизирует ошибку разложения, а метод Б) не дает минимума расчетов, потому что для каждого нового архива базисные функции будут существенно изменяться при той же точности представления функции деформации нейтронного поля.

Представим функцию деформации нейтронного поля в виде суммы низкочастотной и высокочастотной шумовой составляющей.

Низкочастотную составляющую будем представлять в виде разложения по некоторому известному и постоянному для любого архива базису (например, базисные функции представляют композицию функций Бесселя и COS), при этом этот базис тоже выбирается из условия минимума квадратичной ошибки разложения при решении задачи восстановления. Высокочастотную составляющую будем находить для каждого состояния уже . в процессе работы быстродействующей_модели, при этом общее число базисных функций не должно превышать 12.1-ю функцию разложения для высокочастотной составляющей будем искать в следующем виде

196

ХК)

__1УО

* 1

л« V

s

* V/.i /

(5)

где - остаток от разложения по /-1 функции,./=1... 196.

Результаты работы представленного алгоритма показали, что для представления низкочастотной части достаточно использовать от 6 до 8 функций; эти функции обеспечивают представление функции деформации нейтронного поля с точностью до 4.5%, а выборка высокочастотной составляющей функциями вида (5) [при общей сумме базисных функций =12] обеспечивает определение функции Г с точностью до 2.5%. Таким образом, этот метод определения базисных функций целесообразно применять при построении быстродействующей динамической модели нейтронного поля в реакторах типа ВВЭР-1000.

Реакторы типа ВВЭР-1000 являются в значительной степени одногрупповыми (до 90% делений происходит на тепловых нейтронах). В качестве оценки пространственного распределения нейтронного поля примем его расчет, выполняемый на основе одно- или двухгрупповых уравнений кинетики. При этом желание детального знания трехмерного распределения поля нейтронов упирается в требование значительного увеличения мощностей вычислительных средств как по объему памяти, так и по быстродействию.

Была разработана схема оценки поля нейтронов на основании расчета выполненною на основе одногруппового уравнения кинетики. Разработанный алгоритм предполагает учет действия обратной связи по изменению превышения температуры топлива над температурой воды на входе и изменению концентрации ксенона как описание изменения реактивности при отклонении текущих нестационарных распределений указанных выше параметров от стационарного распределения.

Для реакторов типа ВВЭР-1000 в качестве нода выбирается элемент активной зоны, получаемый в результате разбиения каждой из 163-х кассет на 7 равных частей по высоте.

Начальным состоянием для начала расчета является или текущее состояние объекта моделирования при наличии связи с ним, или любое состояние акгивной зоны с фиксированной загрузкой характеризуемое следующими параметрами:

» (Г-нейтронная мощность;

• 1\.т - положение стержней СУЗ;

• Ся - концентрация бора в теплоносителе,

которое Получено в режиме офф-лайн на основе моделей стационарных состояний типа БИНР.

Получено эффективное уравнение расчета динамики нейтронно-физических параметров активной зоны реактора:

¿'•Л/^.+К1

где

1

1 +

Л/

<7 = --

1 +

Я/

где /-время жизни тепловых нейтронов; 1} - площадь миграции нейтронов; К„ -

коэффициент размножения; р - доля запаздывающих нейтронов; Л - постоянная распада ядер-прсдшсствешшков запаздывающих нейтронов; С - плотность потока запаздывающих нейтронов; {) - плотность источника нейтронов.

Па реальном энергоблоке имеются четыре возможности воздействия на реактор:

1. перемещение стержней управления зашитой (СУЗ);

2. изменение концентрации жидкого поглотителя;

3. изменение давления п компенсаторе давления;

4. изменение температуры теплоносителя на входе при изменении параметров волы второю контура.

Эти воздействия являются входными и учитываются в виде соответствующих составляющих реактивности.

ГЛАВА 3.

Рассматривается задача восстановления сигнала /(.г) но информации об отклике . В практических задачах восстановления сигналов вся информация о характеристиках системы' наблюдения обычно представлена в виде весовой функции (аппаратной функции) если по каким-либо причинам эта функция

заранее не задана, то ее можно измерить как реакцию системы на импульсное входное воздействие.

Представим процесс восстановления Ьигнала, полученного с помощью некоторой линейной системы, как преобразование его в другой линейной системе, которая последовательно соединена с исходной (см. рис. 2).

./(*) /(*)"<(*) = £« А (*) = /(*)

б .

Рис. 2. Схема процесса восстановления сигнала а) последовательность систем приема и восстановлении сигнала б) суммарная система

Существует ряд приемов восстановления функции /(я). Иногда с этой целью используют быстрое преобразование Фурье. В этом случае возникают определенные сложности, если частотная характеристика аппаратной

функции имеет нули на интервале [I, 2и]. Другой прием связан с использованием обратных фильтров. Требуется построить цифровой фильтр с импульсной характеристикой й(и), действующий на выходной сигнал так, чтобы

f(n)-h*g(n) = (h*h)*f(n) мало' отличался от ,/(»)• Другими словами, необходимо, чтобы для заданного б > 0 результирующий фильтр с ядром

/( 1) и * '|{ п) имел частотную характеристику £?(£)> удовлетворяющую условию

Предлагается эффективный алгоритм сборки обратных цифровых фильтров, с помошыо которых может осуществляться восстановление искаженных сигналов и изображений с достаточно высокой точностью.

Подействуем на сигнал обратным фильтром с ядром /¡(п). Введем

функцию ЛДп) = <!> (и) - /1(и) . Восстановленный сигнал /(и) - ¿^н) + * g(n) +

+...+/1^'"'*^^. Частотные характеристики результирующих

фильтров с ядрами = Я^Л(л)) (где I - степень используемого полинома К) равномерно сходятся к единице на интервале [0, 2л].

Получены полиномы на основе которых построены обратные фильтры дающие наилучшее асимптотическое и наилучшее равномерное приближение. Для наилучшего равномерного приближения Первые несколько многочленов имеют вид

"а "2

_2 .5 „I „2 _J „«

'1

о, аг ■ <Jj v a, a4 a, а,

где коэффициенты определяются следующими соотношениями:

г,'= 8-(jfc2-*,) •(*,+А,); г/=-8; аг =2-(Jfc, + А,)2 -(к, -£,)J-1; г,» «6-24 + *,)* ■(*, - *,)*; r,J=-3 -*,)'; о, +*,)'•(*,-А,)1+3.(*1+*1);

= ' (*, + *.)'' (*, ~ *.)' - 32 • (*, + *,)• (*, -г? = -32-(*,-192 •(*,-*,г] = 128-(^ - к,)' а,=8-(кг-к,)' +А,)' -8-(Аг -к,)' •(*, +*,)' +1. где к. и min #(£ ) > 0; к, = шах Я (i ).

МО, \ / МО, 2ir| \ I

ГЛАВА 4.

Разработанный программный комплекс предназначен для моделирования динамических процессов происходящих в энергоблоках АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000. Активная зона реакторной установки моделируется в двухгрупповом трехмерном покассегном приближении.

Программный комплекс позволяет учитыьать различного рода нарушена* и работе систем безопасности и перекосы эперговыделения в активной ¡оке I' V' Возможно моделирование работы ре!улягора мощности, движение отдельных органов СУЗ, 1~рупп стержней СУЗ, пассивной и активной систем ввода поглотителя, несимметричной подачи борировапиой, чистой, холодной и горячей воды в первый контур, несимметричное захолаживание петель.

Комплекс учитывает работу разного рода систем, в том числе гидроемкостей СЛОЗ, СПОТ, БРУ-А, БРУ-К, предохранительных клапанов и т.д.

Программный комплекс позволяет моделировать течи из первого контура как в защитную оболочку, так и в парогенератор. Позволяет определить состояние топлива РУ: определяет среднюю и максимальную температуры топлива и оболочек твэлоп, минимальный запас до кризиса теплообмена.

Активная зона реакторной установки моделируется системой шестигранных параллельных каналов, расположенных п соответствии со схемой загрузки активной зоны.

Верификация программы производилась отдельно для модулей:

• расчет нейтронно-физических параметров активной зоны реакторной установки; » расчег параметров 1-го контура (без реакторной установки);

• расчет параметров 2-га.контура.

В настоящей рабо!у проводится верификация модуля расчета нейтронно-физических параметров 1 реакторной установки. Верификация нейтропно-физического модуля программы проводится путем сравнения с расчетами по .стационарной нейтронно-физической программе "БИПР-7", которая используется при проведении стационарных конструкторских и поверочных расчетои и аттестована ГАН РФ, и эксплуатационными данными Запорожской и Калининской АЭС.

Результаты стационарных верификационных расчетов подтвердили корректность выбранной методики. решения уравнения переноса нейтронов методом сеток и высокую точность получаемых расчетных результатов.

Следует отметить, что величина отклонения результатов расчетов по разработанной методике и "БИПР-7" в большинстве случаев не выходит за пределы погрешностей программы "БИПР-7".

Результаты верификации нейтронно-физического модуля программного комплекса продемонстрировали удовлетворительную точность расчетов полей энерговыделения в активной зоне в трехмерном покассетном приближении. Точность расчета стационарных полей энерговыделепия соизмерима с точностью двухгрупповой программы "БИПР-7"| аттестованной ГАН РФ.

Удовлетворительное совпадение экспериментальных и расчетных результатов в динамических- режимах подтверждает широкие возможности -использования • созданного программного комплекса и вместе с ним программу расчета нейтронно-физических параметров, активной зоны реактора типа ВВЭР-1000 при решении многочисленных задач, возникающих при эксплуатации энергоблоков с данным типом реактора.

В этой главе приводятся также тестовые расчеты для алгоритмов построения обратных фильтров, рассмотренных в третьей главе. Проведенные расчеты показывают, что для восстановления истинных показаний приборов предпочтительнее использование обратных фильтров, построенных на основе многочленов Чебышева, которые дают наилучшее равномерное приближение частотных характеристик. Этот результат объясняется тем, что при построении серии обратных фильтров, дающих наилучшее равномерное приближение учитываются особенности искажающей истинный сигнал аппаратной функции прибора.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ

1. Разработаны правила построения моделей гибкого моделирующего комплекса с целью отражения более широкого класса объектов. Моделирующий комплекс, построенный по этим правилам, позволяет многократно использовать имеющиеся программы с целью повышения общей производительности разработки за счет сокращения трудозатрат на программирование, отладку, документирование и сопровождение программного продукта.

2. Разработан гибкий моделирующий комплекс, который позволяет настроить блок моделирования технологических процессов АЭС на' уже существующий или проектируемый энергоблок АЭС на основе диалоговой системы выбора конкретного набора модулей из библиотеки.

3. Созданы эффективные быстродействующие и детальные математические модели расчета динамики нейтронно-физических параметров реакторной установки, которые включены в библиотеку моделей ГМК.

4. Обоснован выбор системы- базисных функций, учитывающих как макроструктуру так- и микроструктуру активной зоны реактора.

5. Построены алгоритмы построения обратных фильтров для задач восстановления показаний датчиков, искаженных аппаратными функциями детекторов.

6. По результатам верификации на основе программы нейтронно-физических расчетов БИПР-7 и эксплуатационных данных 5, блока ЗАЭС сделан вывод, что программный комплекс может быть использован для системы поддержки оператора, в связи с тем, что:

7. обеспечивает приемлемую точность;

8. темп расчета динамики параметров энергоблока в 10 и более раз быстрее реального времени;

9. объем и последовательность срабатывания оборудования точно соответствуют эксплуатационным данным.:

10. Тестовые расчеты для алгоритмов построения обратных фильтров показали, что наиболее предпочтительнее для задач восстановления сигналов датчиков использовать обратные фильтры построенные на основе метода наилучшего равномерного приближения.

СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Сапрыкин Е.М., Молчанов С.А., Бриков Ю.Н., Тепикин К В., Катгганов A.B., Жарко Е.Ф. Программно-технический комплекс анализа и прогнозирования текущих состояний энергоблока с реактором типа ВВЭР-1000.// Тезисы докладов всесоюзного семинара "Проблемы динамики необслуживаемых и транспортных ЯЭУ". М., ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1992 г.

2. Жарко Е.Ф., Молчанов С.А., Пащенко Ф.Ф., Сапрыхйн Е.М. Программно-технический комплекс, реапизующи»? «рункцию инггеллектуалшированиой информационной поддержки операторов энергоблока с реактором ВВЭР-1000 в части прогнозирования хода технологического процесса. //Идентификация н моделирование производств повышенного риска. -М., Институт проблем управления, 1993 г., с. 86-93.

3. Егоров А.К., Жарко Е.Ф., Молчанов С.А., Сапрыкин Е.М. Новые элементы в системе информационной швдгржки оператора //Тезисы докладов семинара "Безопасность и системы управления ядерными реакторами". М., ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1995 г.

4. Егоров А.К., Жарко Е.Ф., Молчанов С.А., Сапрыкин Е.М. Опыт построения эффективных моделей и быстродействующих программ расчета динамики параметров турбинной части энергоблоков АЭС. //Тезисы докладов семинара- "Безопасность и системы управления ядерными реакторами". М., ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1995 г.

5. Жарко Е.Ф., Пащенко Ф.Ф, Алгоритмы сборки обратных фильтров. //Труды Международной конференции "Автоматизированные системы управления". Тбилиси, 1996, с. 147-152.

6. Алексаков А.Н., Дружинин В.Е., Егоров А.К., Жарко Е.Ф., Зуенков М.А., Лысов Д.А., Молчанов С.А. Инструментальный программно-технический комплекс для обработки процедур интелеюуализированной информационной поддержки операторов энергоблока с PEMKjIOOO. //Принятие решения при управлении сложными объектами: системы, методы, алгоритмы. - М., Институт проблем управления, 1997, с. 36-47.

7. Жарко Е.Ф., Ильюков В.Д., Молчанов С.А., Пащенко Ф.Ф., Прангишвили И.В., Чернышев K.P. Опыт разработки систем информационной поддержки операторов АЭС. //Принятие решения при управлении сложными объектами: системы, методы, алгоритмы. - М., Институт проблем управления, 1997, с. 7-35.

8. Жарко Е.Ф., Пащенко Ф.Ф., Прангишвили И.В. Современные показатели, проблемы и технические решения в атомной энергетики. //Моделирование и управление производствами повышенного риска. - М., Институт проблем управления, 1997, с. 4-30.

9. Жарко Е.Ф., Мотулевич A.B. Гибкий моделирующий комплекс для создания энергетически и экологически оптимальных промышленных аппаратов и систем. //Моделирование и управление производствами повышенного риска. - М., Инстнтуг проблем управления, 1997, с. 122-1315.

Лнчный вклад автора в работы, рпубликованные в соавторстве, состоит в следующем: [1,2,7] - описан программно-технический комплекс для СПО и даны исследована точность моделирования данного ПТК, [3,4] - разработаны подходы к созданию быстродействующих программ расчета параметров энергоблока АЭС, [5] - разработаны алгоритмы построения обратных фильтров для задачи восстановления показаний ДКЭ, [6] - созданы подходы к созданию программно-технического комплекса для СПО энергоблока с РБМК-1000, [8] - дан обзор основных направлений работ в области АСУ ТП АЭС, [9] - разработаны подходы к созданию гибкого моделирующего комплекса для создания оптимальных промышленных аппаратов. Из" вышесказанного следует, что все выносимые на защиту результаты получены самостоятельно.

Зй. *, 5 7ир. /ео.ипу

- 19-