Имитационная модель цифровой системы автоматического регулирования (САР) давления в компенсаторе давления, применяемого для поддержания давления в первом контуре АЭС, представлена в данной статье. В результате моделирования получены графики переходных процессов и проведена оценка качества работы цифровой САР. Представленная имитационная модель реализована классическим способом, но с практической стороны классические регуляторы не всегда обеспечивают желаемый результат. В связи с чем, для улучшения качественных характеристик процесса регулирования предложена модель адаптивной САР с нейрорегулятором.

Ключевые слова: атомная станция, реактор, компенсатор, давление, температура, возмущение, регулятор, клапан, задвижка, турбина, модель, схема, нейронная сеть, оптимизация

2.3.3 - Автоматизация и управление технологическими процессами и производствами , 2.4.9 - Ядерные энергетические установки, топливный цикл, радиационная безопасность

Выполнены расчетно-аналитические исследования влияния продолжительности работы АЭС при продлении их эксплуатации на радиационные изменения бетонов шахты водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) на различных заполнителях. Установлено, что при продлении эксплуатации АЭС с ВВЭР радиационные изменения бетонов шахты реакторов могут быть соизмеримы с допустимыми изменениями бетонов или превышать их. Показано, что радиационные изменения этих бетонов возрастают с увеличением продолжительности эксплуатации и зависят от мощности реактора (440 или 1000 МВт), толщины «сухой» защиты вокруг корпуса реактора и материала используемого заполнителя бетона. Радиационные изменения у всех бетонов шахты АЭС с ВВЭР-440 будут более значительные, чем у бетонов АЭС с ВВЭР-1000. Установлено, что радиационные изменения бетонов шахты реакторов и максимальная продолжительность эксплуатации при использовании в бетонах заполнителей из различных горных пород значительно отличаются. При увеличении температуры эксплуатации радиационные изменения бетонов будут уменьшаться, а допустимое время эксплуатации АЭС увеличиваться.

Ключевые слова: радиационные изменения, бетоны шахты реакторов, заполнители бетонов, горные породы, ВВЭР-440, ВВЭР-1000, продление эксплуатации

2.1.5 - Строительные материалы и изделия , 2.4.9 - Ядерные энергетические установки, топливный цикл, радиационная безопасность

Для моделирования динамики изменения уровня в расширителе продувки парогенератора (РП ПГ) и поддержания его в установленных пределах в среде динамического моделирования технических систем SimInTech составлены теплогидравлическая схема и математическая модель системы автоматического регулирования уровня с регулятором на базе нечеткой логики. Техническая реализация регулятора уровня в РП ПГ представлена на платформе типовых программно-технических средств (ТПТС–ЕМ), используемых в качестве средств низовой автоматики для управляющих систем в автоматизированных системах управления технологическим процессом АЭС с водо-водяным энергетическим реактором с номинальной электрической мощностью 1000 МВт (ВВЭР–1000).

Ключевые слова: реактор, продувка, парогенератор, коррозия, эрозия, износ, теплоноситель, расширитель продувки, регулятор, модель, нечеткая логика, уровень, давление, расход

1.2.2 - Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ , 2.4.9 - Ядерные энергетические установки, топливный цикл, радиационная безопасность