АЛГОРИТМ АВТОМАТИЧЕСКОГО УПРАВЛЕНИЯ НЕЙТРОННЫМИ ПАРАМЕТРАМИ И ТЕПЛОТЕХНИЧЕСКИМ ОБОРУДОВАНИЕМ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ В ПУСКОВЫХ РЕЖИМАХ

По мере развития уровня автоматизации ядерных реакторов, постепенно автоматические регуляторы от уровня поддержания отдельных параметров перешли к групповому и затем к функционально-групповому управлению. Алгоритмы управления современных реакторных установок используют функционально-групповое управление, позволяющее вместо прямых команд формировать команды общеблочного уровня. На данный момент ведётся проектирование и строительство новой реакторной установки со свинцовым теплоносителем. Для отработки алгоритмов нормальной эксплуатации и алгоритмов безопасности был создан стенд моделирования, позволяющий установить на него разработанные модели реакторной установки (технологический объект управления), модели аппаратуры, технологического оборудования и объединить их в единой среде взаимодействия. В данной статье рассматривается возможность применения и реализации алгоритма управления новой реакторной установкой со свинцовым теплоносителем, которая дополняет штатные алгоритмы системы управления и защиты по нейтронным и технологическим параметрам. Для этого на стенде моделирования была инсталлирована подготовленная заранее модель реакторной установки(РУ) и модели аппаратуры СУЗ. Модели объекта управления и СУЗ были дополнены интерфейсом обмена и алгоритмом, позволяющим управлять режимами работы технологического оборудования на предпусковой и пусковой стадиях работы РУ. В результате был разработан алгоритм, позволяющий исключить непосредственное воздействие оператора РУ на технологические операции при нормальной эксплуатации с возможностью перехода в ручной режим при появлении условий, запрещающих дальнейшее выполнение операций.

1. Альмасри Х. Ф. Оценка качества регулирования и оптимизация настроек автоматического регулятора мощности реактора ВВЭР-1000 // Глобальная ядерная безопасность, 2016. № 4(21). С. 61-68.

2. Salman A. E., Kandil M. M., Ateya A. A. E., Roman M. R. Control of the VVER-1000 core power using optimized T-S fuzzy controller based on nonlinear point kinetic model // Progress in Nuclear Energy, 2025. V. 180. P. 105560. doi: 10.1016/j.pnucene.2024.105560.

3. Шаповаленко В. В. Реализация замкнутого ядерного топливного цикла в России // Энергетические установки и технологии, 2022. Т. 8. № 1. С. 38- 42.

4. Андрианов А. А., Купцов И. С., Осипова Т.А. и др. Оптимизационные модели двухкомпонентной ядерной энергетики с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2018. № 3. С. 100-112. doi: 10.26583/npe.2018.3.09.

5. Адамов Е. О., Каплиенко А. В., Орлов В. В. и др. Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ: от концепции к реализации технологии // Атомная энергия, 2020. Т. 129. № 4. С. 185-194.

6. Драгунов Ю. Г., Лемехов В. В., Моисеев А. В., Смирнов В. С. Реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ) // Проблемы машиностроения и автоматизации. 2015. № 3. С. 97-103.

7. Прец А. А., Сапар А. Д. Возможность реализации замкнутого ядерного топливного цикла на основе РУ БРЕСТ-ОД-300 // Инновации в технологиях и образовании: сборник статей участников XI международной научно-практической конференции, Белово, 27–28 апреля 2018 года. Белово: КГТУ им. Т.Ф. Горбачева, 2018. Ч. 1. С. 214-216.

8. Епифанов С. В., Колибас Г. В., Толоконский А. О. Особенности автоматического регулятора мощности РУ со свинцовым теплоносителем // Физико-технические интеллектуальные системы (ФТИС-2023) : Сборник тезисов II Научно-практической конференции, Москва, 07–09 февраля 2023 года. Тамбов: Юлис, 2023. С. 23.

9. Баловнев А. В. , Кузнецов П. Б. , Жирнов А. П. FACT-BR. Патент РФ № 2021611743. 2021.

10. Кораблев А. В. , Трифонов А. А. , Санарин Д. Б. , и др. Программный комплекс распределенных средств сетевой обработки «КРОСС» (ПК «КРОСС»). Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2021681282. РФ, 2021.