Аналіз моделей АСР потужності ВВЕР-1000 в динамічному режимі при зміні статичної програми регулювання
DOI:
https://doi.org/10.15276/opu.1.67.2023.08Ключові слова:
АСР, статична програма регулювання, активна зона ЯЕУ, апроксимаційна модель, фізико-математична модельАнотація
Процес декарбонізації промисловості посилився рішенням про внесення атомної енергетики до “Зеленої
таксономії ЄС”. Збільшення потужності АЕС та привабливості цієї галузі на тривалий термін викликає інтерес до використання АЕС для диспетчеризації електроенергії. У такий спосіб стає актуальною розробка АСР зміни потужності АЕС у динамічних режимах. Енерговиділення по висоті активної зони реактора під дією коливань ксенону є однією з проблем при забезпеченні безпечної експлуатації та стійкості енергоблоку АЕС при зміні рівня потужності. Порушення критеріїв безпеки енерговиділення відбувається, коли в активній зоні виникають нестаціонарні перехідні ксенонові процеси з позитивним зворотним зв’язком. У межах теорії автоматичного управління моделювання системи та об’єкта управління складається на основі використання фізико-математичних моделей. Визначаються передавальні функції, структура і параметри системи управління. Як альтернатива пропонується використовувати апроксимуючу модель процесу в активній зоні. Модель представляється на основі перетворень таким чином, щоб результати розрахунку на деякому проміжку збігалися або були близькі до результатів розрахунку при використанні аналітичної моделі. Така модель може апроксимувати процес, який залежить від двох параметрів: часу та ступеня зміни навантаження. Було проаналізовано результати зміни регулювання технологічних параметрів системою автоматизованого керування потужністю ЯЕУ в динамічному режимі в модель якої закладено апроксимаційну або фізико-математичну модель. Результати зміни параметрів отримано на прикладі співставлення результатів при переході керування від одної статичної програми до іншої. Було досліджено перемикання між статичними програмами регулювання за такими технологічними параметри, як температура теплоносія при вході в активну зону реактора, середня температура теплоносія та тиск пари в II-му контурі. При знижені потужності реактору до 80 % при роботі однієї програми регулювання та збільшувалася до 100% потужності при зворотному використанні іншої статичної програми.
Завантаження
Посилання
Jiang Q., Liu Y., Zeng W., Yu T. Study on switching control of PWR core power with a fuzzy multimodel. Annals of Nuclear Energy. 2020. 145. 107611. DOI: https://doi.org/10.1016/ j.anucene.2020.107611.
State-space model predictive control method for core power control in pressurized water reactor nuclear power stations / Wang G., Wu J., Zeng B., Xu Z., Wu W., Ma X. Nuclear Engineering and Technology. 2016. 49. 134–140. DOI: http://dx.doi.org/10.1016/j.net.2016.07.008.
Offset-cardinality phase diagram method of controlling reactor power / Aver’yanova S.P., Vokhmyanina N.S., Zlobin D.A., Filimonov P.E., Kuznetsov V.I., Lagovskii V.B. Atomic Energy. 2017. 121. 155–160. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-017-0176-5.
Comparison of Two Control Programs of the VVER-1000 Nuclear Power Unit Using Regression Data Mining Models / Foshch T., Machado J., Portela F., Maksimov M., Maksimova O. Nuclear and Radiation Safety. 2017. 3 (75). 11–17. DOI: https://doi.org/10.32918/nrs.2017.3(75).02.
Foshch T., Maksimov M., Pelykh S., Maksimova O. Models and methods for automated control of power change at VVER-1000 nuclear power unit. Nuclear and Radiation Safety. 2018. 1 (77). 24–30. URL: http://dspace.opu.ua/jspui/bitstream/123456789/10580/1/ydpb_2018_1_6.pdf.
Designing an automated control system for changing NPU energy release compensating for arising internal disturbing factors based on their approximation model / Brunetkin O., Beglov K., Maksymov M., Baskakov V., Vataman V., Kryvda V. Eastern-European Journal of Enterprise Technologies. 2022. 3 (2 (117)). 63–75. DOI: https://doi.org/10.15587/1729-4061.2022.258394.
Kokol E. A. Structural optimization of static power control programs for nuclear power plants with WWER-1000. Proceedings of Odessa Polytechnic University. 2015. 3 (47). 41–46. DOI: https://doi.org/ 10.15276/opu.3.47.2015.07.
A graph-theory-based dynamic programming planning method for distributed energy system planning: Campus area as a case study / Ding Y., Wang Q., Tian Z., Lyu Y., Li F., Yan Z., Xia X. Applied Energy. 2023. 329. 120258. DOI: https://doi.org/10.1016/j.apenergy.2022.120258.
Fathy E., Hassanien A. E. Fuzzy harmonic mean technique for solving fully fuzzy multilevel multiobjective linear programming problems. Alexandria Engineering Journal. 2022. 61 (10). 8189–8205. DOI: https://doi.org/10.1016/j.aej.2022.01.021.
Plakhotnuk А.А., Kokol Е. А., Maksimov М. V. Improved PCS software switch control power generating. Automation Technological and Business-Processes. 2015. 7 (3). 26–33. DOI: https://doi.org/10.15673/2312-3125.4/2015.50429.
Pelykh S. N., Maksimov M. V., Parks G. T. A method for VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup. Nuclear Engineering and Design. 2013. 257. 53–60. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2012.12.022.
Maksymov M., Alyokhina S., Brunetkin O. Thermal and reliability criteria for nuclear fuel safety. River Publishers (Verlag). 2021. 260 p. e-ISBN: 9788770224000.
Maksimov M.V., Tsiselskaya T.A., Kokol E.A. The Method of Control of Nuclear Power Plant with VVER-1000 Reactor in Maneuverable Mode. Journal of Automation and Information Sciences. 2015. 47 (6). 17–32. DOI: https://doi.org/10.1615/JAutomatInfScien.v47.i6.20.
Modeling and control of nuclear reactor cores for electricity generation. A review of advanced technologies / Li G., Wang X., Liang B., Li X., Zhang B., Zou Y. Renewable and Sustainable Energy Reviews. 2016. 60. 116–128. DOI: https://doi.org/10.1016/j.rser.2016.01.116.
Maksimov M. V., Pelykh S. N., Gontar R. L. Principles of controlling fuel-element cladding lifetime in variable VVER-1000 loading regimes. Atomic Energy. 2012. 112 (4). 241–249. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-012-9552-3.
Foshch T., Portela F., Machado J., Maksimov M. Regression Models of the Nuclear Power Unit VVER-1000 Using Data Mining Techniques. Procedia Computer Science. 2016. 100. 253–262. DOI: https://doi.org/10.1016/j.procs.2016.09.151.
Robust power control design for a small pressurized water reactor using an H infinity mixed sensitivity method / Yan X., Wang P., Qing J., Wu S., Zhao F. Nuclear Engineering and Technology. 2020.52 (7). 1443–1451. DOI: http://doi.org/10.1016/j.net.2019.12.031.
Filimonov P. E., Aver'yanova S. P., Filimonova M. P. Control of control-rod groups in the maneuvering regime of VVÉR-1000 operation. Atomic Energy. 1998. 84 (5). 383–387. DOI: https://doi.org/ 10.1007/BF02414876.
Kokol. Е.А. Optimal power control of VVER-1000 due to targeted selection of the control program. Automation 2015: XXII International Conference on Automatic Control. Odessa: Ukraine. 2015. p. 119–120.
Plakhotnuk А. А., Kokol Е. А., Maksimov М. V. Simulation of changes in the structure of technical means of automation at the VVER-1000 while maneuvering. Automation Technological and Business-Processes. 2015. 7 (4). 64–71. DOI: https://doi.org/10.15673/2312-3125.24/2015.56334.
Ningbo L., Xueyao S. Research on the control of containment pressure of Gen II+ NPP under severe accident condition. Energy Procedia. 2017. 117. 220–224. DOI: https://doi.org/10.1016/ j.egypro.2017.08.098.
Zhou H., Pelykh S. N., Odrekhovska I. O., Maksymova O. B. Optimization of power control program switching for a WWER-1000 under transient operating conditions. Problems of Atomic Science and Technology. 2018. 1 (113). 218–221. URL: http://dspace.nbuv.gov.ua/bitstream/handle/123456789/ 137360/36-Zhou.pdf?sequence=1.
Pelykh S. N., Maksimov M. V., Ryabchikov S. D. The prediction problems of VVER fuel element cladding failure theory. Nuclear Engineering and Design. 2016. 302. 46–55. DOI: https://doi.org/ 10.1016/j.nucengdes.2016.04.005.
Pelykh S. N., Maksimov M. V., Nikolsky M. V. A method for minimization of cladding failure parameter accumulation probability in VVER fuel elements. Problems of Atomic Science and Technology. 2014. 92 (4). 108–116. URL: https://vant.kipt.kharkov.ua/ARTICLE/VANT_ 2014_4/article_2014_4_108.pdf.
Beglov K. V., Odrekhovska Y. O., Petik T. V., Vataman V. V. A method for searching the best static program for nuclear power unit control in the event of perturbations of different nature. Herald of Advanced Information Technology. 2023. 6 (2). 139–151. DOI: https://doi.org/10.15276/hait.06.2023.9.
Pelykh S. N., Maksimov M. V. Theory of VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup. Problems of Atomic Science and Technology. 2013. 44 (2) 84. 50–54. URL: http://dspace.nbuv.gov.ua/bitstream/handle/123456789/111678/08-Pelykh.pdf? sequence=1.
Pelykh S. N., Maksimov M. V. The method of fuel rearrangement control considering fuel element cladding damage and burnup. Problems of Atomic Science and Technology. 2013. 87 (5). 84–90. URL: https://vant.kipt.kharkov.ua/ARTICLE/VANT_2013_5/article_2013_5_84a.pdf.
Maksimov. M. V., Kanazirskyi. N. F., Kokol E. A. Control of the axial offset in a nuclear reactor at power maneuvering. Proceedings of Odessa Polytechnic University. 2014. 2 (4). 75–81. DOI: https://doi.org/10.15276/opu.2.44.2014.15.
Foshch T., Pelykh S. Improved models and method of power change of NPP unit with VVER-1000. Automation of Technological and Business–Processes. 2017. 9 (1). 56–66. DOI: http://dx.doi.org/10.15673/atbp.v9i1.505.
Odrekhovska Y. O., Zhou H., Pelykh S. N. Optimization of switching of static power control programs for NPPs with VVER-1000 in transient operating modes. XXIV Annual Scientific Conference of the Institute for Nuclear Research of the National Academy of Sciences of Ukraine: abstracts. Kiev: Ukraine. 2017. p. 123.
