Применение искусственного интеллекта в автоматизированных системах управления технологическими процессами (АСУТП) атомных электростанций (АЭС)
Кинетические и теплогидравлические процессы, происходящие в ядерных реакторах. Численные методы расчета состояния активной зоны реактора, их категории. Задачи, решаемые методом оперативного моделирования. Интеллектуальные методы обработки информации.
| Рубрика | Физика и энергетика |
| Вид | статья |
| Язык | русский |
| Дата добавления | 21.03.2015 |
| Размер файла | 12,2 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Размещено на http://www.allbest.ru
ПРИМЕНЕНИЯ ИСКУССТВЕННОГО ИНТЕЛЛЕКТА В АСУТП АЭС
Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций
Подольный В.П.,
Малинин М.С.,
Симагин Д.А.
Кинетические и теплогидравлические процессы, происходящие в ядерных реакторах настолько сложны, что не существует точной математической теории, учитывающей все процессы, происходящие в их активной зоне. Существующие численные методы расчёта состояния активной зоны реактора можно разделить на две категории: нейтронно-физический и теплогидравлический расчёты. Численные методы нейтронно-физических расчётов (диффузионный метод и Монте-Карло) являются очень медленными. То же можно сказать и о разностных схемах, применяемых для теплогидравлических расчётов. Такие медленные схемы расчётов применяются для решения проектных задач. Временные затраты на расчёт некоторых состояний составляют сутки (даже в случае применения распределённых параллельных вычислений).
При эксплуатации ядерного реактора необходимо иметь возможность производить расчёт состояния активной зоны в реальном времени.
Введём понятие оперативного моделирования, под которым будем понимать формирование начальных условий для математической модели активной зоны и, соответственно, осуществление самого расчёта на основе данной математической модели.
Можно выделить ряд задач, решаемых методом оперативного моделирования. ядерный реактор интеллектуальный информация
При эксплуатации ядерной установки управляющему персоналу необходимо знать прогноз состояния на некоторый короткий интервал времени, чтобы быть в состоянии готовности к аварийным и прочим внештатным ситуациям. Такие системы принято называть системами поддержки оператора (СПО). СПО должна состоять из двух основных модулей: модуль, осуществляющий прогноз состояния, и модуль, который на основе спрогнозированного состояния генерирует некоторые подсказки оператору по управлению арматурой, данный модуль называется «Система поддержки принятия решения» (СППР). Для перспективного серийного реактора ВВЭР-1000, использование которого в РФ предполагается еще, как минимум, 30 лет, не существует СПО. Имеется некоторый вариант прогнозной модели, входящий в состав СВРК, называющийся «Имитатор реактора» (ИР). Данная программа основана на сильно упрощенном коде, разработанном в РНЦ КИ для расчёта реакторов ВВЭР-1000, - БИПР-7А, основанном на диффузионном методе. Соответственно ИР строит экстраполяцию некоторых основных расчётных параметров СВРК, таких как локальные параметры энерговыделения, параметры движения ОР СУЗ, расходы, давления и температуры.
Второй задачей, которую могут решать методы оперативного моделирования, является задача управления. Например, задачи управления энерговыделением с помощью ОР СУЗ и борного регулирования.
Развитие современной математики привело к созданию интеллектуальных методов обработки информации. Эти методы объединяются в единое понятие искусственного интеллекта. Искусственный интеллект базируется на парадигмах, заложенных природой. Можно выделить следующие свойства интеллектуальных систем: самоадаптация и мгновенность реакции.
Важной задачей, решаемой методами искусственного интеллекта, является интеллектуальное управление. Управление режимами начинается с формирования прогноза будущего состояния объекта. Под системами интеллектуального управления подразумеваются системы, в контуре управления которых при формировании управляющих воздействий используются устройства обработки информации, построенные с использованием методов искусственного интеллекта. Интеллектуальные системы управления характеризуются многоуровневой архитектурой, на нижних уровнях иерархии которой используются формальные модели традиционной теории автоматического управления.
Для ядерных реакторов, например, можно применить интеллектуальное управление ОР СУЗ и управление борным регулированием. На базе интеллектуальных методов возможно построение сложных систем принятия решения (СПР), на которых, вероятно, в ближайшем будущем будет основано управление процессами на АЭС, тепловых электростанциях и прочих электроэнергетических системах.
Совокупность реальных процессов, которые могут возникнуть при текущем управлении функционированием реактора и в связи с аварийными ситуациями, существенно шире, нежели средства, свойственные численному моделированию. Поэтому большего успеха в задачах оперативного управления ядерным реактором можно достичь, комбинируя широко используемые математические методы с возможностями новых информационных технологий, поддерживаемых средствами искусственного интеллекта таким образом, чтобы достоинствами одних компенсировать недостатки других в рамках комплекса задач АСУ ТП АЭС.
Размещено на Allbest.ru
...Подобные документы
Применение автоматизированных систем управления. Технический, экономический, экологический и социальные эффекты внедрения автоматизированной системы управления технологическими процессами. Дистанционное управление, сигнализация и оперативная связь.
курсовая работа [479,2 K], добавлен 11.04.2012Конструкция реактора и выбор элементов активной зоны. Тепловой расчет, ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне. Концентрация вещества в гомогенизированной ячейке реактора.
курсовая работа [559,9 K], добавлен 29.05.2012Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора РБМК. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах.
реферат [1,0 M], добавлен 01.02.2012Цели и задачи гидравлического расчета при проектировании современных электростанций, оптимизация гидравлической схемы и конструкции элементов первичного тракта. Расчет коэффициентов сопротивления в трубах на входе и выходе, массовой скорости потока.
курсовая работа [142,0 K], добавлен 20.06.2010Предназначение и конструктивные особенности ядерного энергетического реактора ВВЭР-1000. Характеристика и основные функции парогенератора реактора. Расчет горизонтального парогенератора, особенности гидравлического расчета и гидравлических потерь.
контрольная работа [185,5 K], добавлен 09.04.2012Основные предпосылки быстрого роста ядерной энергетики. Устройство энергетических ядерных реакторов. Требования к конструкциям активной зоны и ее характеристики. Основные требования к безопасности атомных станций с реакторами ВВЭР нового поколения.
курсовая работа [909,2 K], добавлен 14.11.2019Снижение интенсивности ионизирующих излучений в помещениях. Бетонная шахта реактора. Теплоизоляция цилиндрической части корпуса реактора. Предотвращение вибрации конструкционных элементов активной зоны реактора. Годовая выработка электроэнергии.
дипломная работа [4,8 M], добавлен 11.05.2012Тепловая схема и основные принципы работы контура многократной принудительной циркуляции реакторной установки АЭС. Гидродинамические процессы в барабан-сепараторе реактора РБМК. Совершенствование контроля энерговыделения по высоте активной зоны реактора.
курсовая работа [446,4 K], добавлен 21.12.2014Особенности конструкций газографитовых ядерных реакторов. Выбор и обоснование основных элементов активной зоны. Расчет бесконечного коэффициента размножения, спектра и ценностей нейтронов в активной зоне. Определение параметров двухгруппового расчета.
курсовая работа [1,5 M], добавлен 14.05.2015Теплотехническая надежность ядерного реактора: компоновка, вычисление геометрических размеров его активной зоны и тепловыделяющей сборки. Определение координат и паросодержания зоны поверхностного кипения. Температура ядерного топлива по высоте ТВЭл.
курсовая работа [1,2 M], добавлен 18.06.2011Характеристика паротурбинной установки как основного оборудования современных тепловых и атомных электростанций. Ее термодинамический цикл, процессы, происходящие в ходе работы. Пути увеличения КПД цикла ПТУ. Перспективы паротурбостроения в России.
реферат [1,3 M], добавлен 29.01.2012Устройство и основные агрегаты ядерных энергетических установок атомных электростанций различного типа. Конструктивные особенности АЭС с газоохлаждаемыми, водо-водяными и водо-графитовыми энергетическими реакторами, с реакторами на быстрых нейронах.
реферат [26,4 K], добавлен 19.10.2012Обзор атомной энергетики Японии. Краткий обзор аварий, произошедших на атомных электростанциях. Схема повреждения активной зоны реактора Три-Майл-Айленд. Четвертый блок ЧАЭС после аварии. Предварительные оценки степени тяжести разрушений АЭС Фукусима-1.
реферат [873,5 K], добавлен 22.12.2012Производство электрической энергии. Основные виды электростанций. Влияние тепловых и атомных электростанций на окружающую среду. Устройство современных гидроэлектростанций. Достоинство приливных станций. Процентное соотношение видов электростанций.
презентация [11,2 M], добавлен 23.03.2015Модели атомных ядер, в которых понятие потенциала применяется и нет. Экспериментальные факты, подтверждающие зависимость ядерных сил от расстояния, спинов, относительного орбитального момента нуклонов. Различные классификации ядерных потенциалов.
дипломная работа [133,1 K], добавлен 16.08.2011Материалы активной зоны. Тяжелая авария в реакторе. Установка для моделирования тяжелой аварии. Методика гидростатического взвешивания для измерения плотности твёрдых материалов. Средства измерения температуры. Рентгеновский фазовый структурный анализ.
дипломная работа [4,7 M], добавлен 17.05.2015История и перспективы развития атомной электроэнергетики. Основные типы атомных электростанций (АЭС), анализ их преимуществ и недостатков, а также особенности выбора для них реактора. Характеристика атомного комплекса РФ и действующих АЭС в частности.
курсовая работа [701,2 K], добавлен 02.11.2009Характеристика атомных электростанций России, их месторасположение, суммарная мощность блоков. Схема работы АЭС. Основной элемент реактора. Ведущие факторы, обеспечивающие высокую степень безопасности АЭС России. Описание остановки цепной реакции.
реферат [1,0 M], добавлен 05.01.2015Схема работы атомных электростанций. Типы и конструкции реакторов. Проблема утилизации ядерных отходов. Принцип действия термоядерной установки. История создания и разработка проекта строительства первой океанской электростанции, перспективы применения.
реферат [27,0 K], добавлен 22.01.2011Кинетические методы спектроскопии как возможность извлекать информацию о межмолекулярных взаимодействиях в системах и процессах преобразования в них энергии электронного возбуждения.
статья [9,4 K], добавлен 22.07.2007
