Верификация модели динамики ядерного реактора ВВЭР-1200, состоящей из одного топливного узла, примыкающего к двум узлам теплоносителя

В силу того, что современная теория автоматического управления накладывает ограничения на математические модели объекта управления, дальнейшее развитие и верификация математических моделей ядерных энергетических установок, пригодных для синтеза системы автоматического регулирования мощности, является актуальной задачей. В статье рассматривается модель динамики низкого порядка со сосредоточенными параметрами водо-водяного энергетического реактора российского дизайна, а также проводится ее верификация с экспериментальными данными полноразмерного тренажера реактора ВВЭР-1200 в двух тестах, связанных с изменением положения 12 группы ОР СУЗ и изменением входной температуры теплоносителя. Для этого полученная модель была создана в программном пакете MATLAB в качестве S-function lv.2 для возможности обработки любых входных сигналов. В рамках предложенного подхода уравнение для описания процесса нагрева теплоносителя представлено в виде модели двух последовательно соединенных узлов. В представленной работе показано преимущество данного подхода по сравнению с традиционным, где среднее значение температуры теплоносителя определено как полусумма входной и выходной температур на примере теста с резким изменением входной температуры теплоносителя в активную зону. В частотной области авторы приводят анализ устойчивости модели в форме пространства состояний по отношению к различным внешним возмущениям. Сделаны выводы о возможность использования предложенной модели как объекта управления пятого порядка для параметрического синтеза регулятора системы автоматического регулирования мощности ядерной энергетической установки.

1. Pikina G.A., Dinh L.V., Pashchenko A.F., Pashchenko F.F. The dynamic models of water-water nuclear reactor with temperature reactivity coefficients. IEEE 10th Conference on industrial electronics and applications (ICIEA). Auckland. New Zealand 2015. Р. 1014–1019. doi: 10.1109/ICIEA.2015.7334256.

2. Jiang Y., Geslot B., Lamirand V., Leconte P. Review of kinetic modulation experiments in low power nuclear reactors. European Journal of Physics N (EPJ-N) Nuclear sciences and technologies. 2020;(6):55. https://doi.org/10.1051/epjn/2020017

3. Liu X., Wang M. Nonlinear fuzzy model predictive control for a PWR nuclear power plant. Mathematical Problems in Engineering. 2014; 908526. https://doi.org/10.1155/2014/908526

4. Zaidabadi nejad M., Ansarifar G.R. Robust feedback-linearization control for axial power distribution in pressurized water reactors during load-following operation. Nuclear engineering and technology. 2018;(50)1:97–106. https://doi.org/10.1016/j.net.2017.10.013

5. Pilehvar A.F., Esteki M.H., Hedayat A., Ansarifar G.R. Self-pressurization analysis of the natural circulation integral nuclear reactor using a new dynamic model. Nuclear engineering and technology. 2018;(50)5:654–664. https://doi.org/10.1016/j.net.2018.03.019

6. Mousakazemi S.M.H., Ayoobian N., Ansarifar G.R. Control of the pressurized water nuclear reactors power using optimized proportional – integral- derivative controller with particle swarm optimization algorithm. Nuclear engineering and technology. 2018;(50)6:877–885. https://doi.org/10.1016/j.net.2018.04.016

7. Вольман М.А. Моделирование переходных процессов в реакторе ВВЭР-1000 для предварительной подготовки оперативного персонала. Известия высших учебных заведений. Проблемы энергетики. 2016;(9-10):112–118. https://doi.org/10.30724/1998-9903-2016-0-9-10-112-118

8. Семенов В.К., Вольман М.А. Обоснование математической модели теплообмена для реактора с сосредоточенными параметрами. Глобальная ядерная безопасность. 2015;4(17):35–42. URL: https://viti-mephi.ru/sites/default/files/pages/docs/4_2015.pdf (дата обращения: 26.05.2023).

9. Ball S.J. Approximate models for distributed parameter heat transfer systems. 1963. 139 р. URL: https://openlibrary.org/works/OL2662120W/Approximate_models_for_distributed-parameter_heat-transfer_systems?edition=key%3A/books/OL13953850M (дата обращения: 26.05.2023).

10. Upadhyaya B.R., Lish M.R., Hines J.W., Tarver R.A. Instrumentation and control strategies for an integral pressurized water reactor. Nuclear engineering and technology. 2015;(47)2:148–156. http://dx.doi.org/10.1016/j.net.2015.01.001

11. Vajpayee V., Top E., Becerra V.M. Analysis of Transient Interactions between a PWR nuclear power plant and a faulted electricity grid. Energies 2021;14(6):1573. https://doi.org/10.3390/en14061573

12. Wan J., Wang P., Wu Sh., Zhao F. Controller design and optimization of reactor power control system for ASPWR. Progress in nuclear energy. 2017;100:233–244. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2017.06.006

13. Singh S.S., Mohapatra D. Solution of the reactor point kinetics equations by matlab computing. Nuclear Technology and Radiation Protection. Year 2015;30(1):11–17 https://doi.org/10.2298/NTRP1501011S

14. Prokopev A., Nabizhanov Z., Ivanchura V., Emelyanov R. Design of controllers for higher order systems. International multi-conference on engineering. Computer and information sciences (SIBIRCON). Novosibirsk, Russia. 2019. Р. 0607–0611. doi: 10.1109/SIBIRCON48586.2019.8958442