Розглянуто можливість створення експертної системи на основі інтелектуального, тобто одержаного методами штучного інтелекту, програмного забезпечення, здатного принципово розв'язати проблему розпізнавання випадкових процесів, які мають бути ідентифіковані під час діагностики діючого реакторного устаткування.

Сучасні системи контролю та керування енергетичним обладнанням у складі автоматизованої системи керування технологічними процесами АЕС базуються на детермінованому підході до логічного аналізу режимів роботи устаткування, що має на меті не допустити вихід контрольованих ними параметрів за завчасно встановлені граничні рівні. Для надійного запобігання пошкодженням, які можуть виникнути в головному устаткуванні ЯЕУ, цього недостатньо. Передбачено створення експертної системи на базі інтелектуального, тобто одержаного методами штучного інтелекту, програмного забезпечення, здатного принципово розв'язати проблему розпізнавання випадкових процесів, які мають бути ідентифіковані під час діагностики діючого реакторного устаткування.

Шумові сигнали на виході вимірювачів головних технологічних параметрів ядерної енергетичної установки (нейтронного потоку, динамічного тиску тощо) несуть важливу інформацію про технічний стан устаткування. Розроблено ефективні алгоритми розпізнавання випадкових процесів, які після відповідного спектрального перетворення розглядаються як багатомірні випадкові вектори. Автоматичну класифікацію цих векторів у розроблених алгоритмах реалізовано на основі функції вірогідності, зокрема байесівського класифікатора та розв'язуючих функцій. Застосування байесівського класифікатора базується на побудові багатомірних розподілів ймовірностей у ознаковому просторі відповідної мірності, за допомогою якого описано випадкові вектори-реалізації відповідних образів, що підлягають автоматичній класифікації.

Передбачено створення експертної системи на основі інтелектуального, тобто одержаного методами штучного інтелекту, програмного забезпечення, здатного принципово розв'язати проблему розпізнавання випадкових процесів, які мають бути ідентифіковані під час діагностики діючого реакторного устаткування. Розроблено ефективні алгоритми розпізнавання (класифікації) випадкових процесів, які після відповідного спектрального перетворення розглянуто як багатомірні випадкові вектори.

Розроблено метод локальної верифікації карт режимів течії у стрижневих складаннях на підставі визначення розподілу ентальпії потоку з урахуванням міжканального обміну та алгоритмів класифікації випадкових процесів.

Розроблено ефективні алгоритми розпізнавання (класифікації) випадкових процесів, які після відповідного спектрального перетворення розглядаються як багатовимірні випадкові вектори. Наведено результати аналізу стану досліджень кризи тепловіддачі в пучках стрижнів за наявності нерівномірності розподілу теплогідравлічних параметрів.

Розроблено ефективні алгоритми розпізнавання (класифікації) випадкових процесів, які після відповідного спектрального перетворення розглядаються як багатовимірні випадкові вектори. Надано результати аналізу стану досліджень кризи тепловіддачі в пучках стрижнів за наявності нерівномірності розподілу теплогідравлічних параметрів.

Рассмотрены теплофизические аспекты потенциально возможных тяжелых аварий в реакторных отделениях современных АЭС. Приведены примеры возникновения и развития проектных и запроектных аварий, имевших место в мировой атомной энергетике. Проанализированы важнейшие аспекты динамики теплообмена в типичных аварийных ситуациях, а также расчетная методология их учета. Применительно к возможным тяжелым авариям ядерных энергетических реакторов усовершенствован ряд представлений о динамике развития аварий в конструктивных элементах реакторных отделений и соответствующих методологических принципов, которые могут быть использованы в качестве исходных предпосылок для выбора мер по локализации и ликвидации аварийных ситуаций. Уделено внимание компьютерному моделированию аварийных процессов в водоохлаждаемых реакторах. Разработаны физико-математические модели аварийных процессов в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим и газовым охлаждением.

Изложены фундаментальные основы процесса генерации паровой фазы и кризисов теплообмена применительно к условиям вынужденного движения теплоносителя в парогенерирующих каналах активных зон ядерных энергетических реакторов. Проанализированы теплогидравлические особенности течения в данных условиях двухфазных потоков. Описаны методы, физико-математические модели и алгоритмы для совершенствования теплогидравлических расчётных кодов - важнейшей составляющей систем обеспечения эксплуатационной безопасности ядерных энергоблоков, а также для придания данным системам автоматической идентификации в реальном времени штатных и предаварийных режимов течения пароводяных потоков.

Изучены теплофизические, а также материаловедческие аспекты комплекса нерегламентных процессов и эксплуатационных факторов, которые способны оказать влияние на показатели надежности элементов и систем активных зон энергетических ядерных реакторов. Рассмотрены наиболее важные физические аспекты нестационарных тепловых и гидродинамических процессов, которые связаны с устойчивостью движения теплоносителя первого контура в режимах принудительной и естественной циркуляции. Особое внимание уделено теплофизическим аспектам прикладной теории надежности с позиций вероятностного анализа стохастических показателей и параметров безопасности ядерных энергоблоков. Исследованы пути повышения эксплуатационной надежности активных зон, а также актуальные вопросы теплофизики ядерных реакторов, связанные с проблематикой раннего автоматического обнаружения начальных фаз опасных теплогидравлических аномалий.

Індекс рубрикатора НБУВ: З368.4

Рубрики:

Теплові труби

Шифр НБУВ: Ж14162 Пошук видання у каталогах НБУВ 

На основе CFD-моделирования получены данные, касающиеся особенностей течения и теплообмена сверхкритической воды в гладких трубах при варьировании величин плотности подводимого к стенке трубы теплового потока и давления на входе в трубу. Представлены результаты анализа влияния этих величин на основные теплогидравлические параметры сверхкритической воды.

Розглянуто актуальні проблеми забезпечення надійності результатів математичного комп'ютерного моделювання режимів експлуатації водоохолоджуваних ядерних реакторів. Виконано аналіз адекватності програмних комп'ютерних комплексів, що призначені для розрахунку основних параметрів безпеки реакторів типу ВВЕР. Головну увагу приділено методології визначення теплофізичних параметрів безпеки активних зон реакторних установок на підставі використання сучасних теплогідравлічних кодів. Цей розрахунок засновано на визначенні локальних теплогідравлічних параметрів потоку теплоносія у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Наведено результати порівняння виконаних експериментів із визначення основних теплогідравлічних параметрів потоку у характерних субканалах стрижневих збірок тепловиділяючих елементів із даними розрахунку цих параметрів на базі вищевказаних комп'ютерних комплексів. Увагу приділено аналізу експериментальних і розрахункових даних щодо визначення умов виникнення кризи тепловіддачі у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Розглянуто основні напрямки вдосконалення сучасних теплогідравлічних кодів із метою підвищення надійності визначення теплофізичних параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів.