Кафедра "Системний аналіз та інформаційно-аналітичні технології"

Постійне посилання колекціїhttps://repository.kpi.kharkov.ua/handle/KhPI-Press/7644

Офіційний сайт кафедри http://web.kpi.kharkov.ua/say

Кафедра "Системний аналіз та інформаційно-аналітичні технології" заснована в 1982 році.

Кафедра входить до складу Навчально-наукового інституту комп'ютерних наук та інформаційних технологій Національного технічного університету "Харківський політехнічний інститут". Випускники кафедри працюють у провідних ІТ-компаніях: EPAM, CloudWorks, DataArt, MedeAnalytics, NIX Solutions, CodeIT, Ciklum та багатьох інших в Україні та за кордоном.

У складі науково-педагогічного колективу кафедри працюють: 4 доктора технічних наук; 9 кандидатів наук: 8 – технічних , 1 – економічних; 4 співробітника мають звання професора, 9 – доцента.

Переглянути

Результати пошуку

Зараз показуємо 1 - 10 з 66

Разработка алгоритма и программная реализация метода деформированного многогранника для оптимизации функции многих переменных
(Національний технічний університет "Харківський політехнічний інститут", 2018) Сотникова, В. В.; Северин, Валерий Петрович
Модели ядерного реактора ВВЭР-1000 с разбиением на зоны по вертикальной оси для информационной технологии управления
(Інститут космічних досліджень НАНУ та НКАУ, 2021) Северин, Валерий Петрович; Никулина, Елена Николаевна
Ядерные реакторы ВВЭР-1000 наиболее распространенной серии В -320, которые входят в 11 энергоблоков атомных электростанций Украины и эксплуатируются в режиме стабилизации мощности, являются динамическими системами, характеризующимися сложными процессами, нелинейными зависимостями между различными показателями их состояния, большим количеством конструктивных и технологических параметров, а также высоким порядком математических моделей [1 –3]. Математические модели ядерных реакторов для решения задач стабилизации мощности включают сосредоточенные модели нейтронной кинетики реактора, тепловых процессов и изменения концентрации ксенона и бора в активной зоне (АЗ) реактора [4 –6]. В настоящее время актуальна проблема модернизации энергоблоков АЭС энергосистемы Украины и создания их информационных управляющих систем, позволяющих эксплуатацию в маневренных режимах [7, 8]. При эксплуатации энергоблока в маневренных режимах возникает необходимость в режиме реального времени контролировать быстрое изменение множества технологических параметров, в частности нейтронную мощность и аксиальный офсет. Аксиальный офсет как относительное значение разности мощностей верхней и нижней половин активной зоны реактора определяет степень неравномерности выделения энергии по высоте АЗ и, в конечном счете, количественную меру устойчивости работы реактора. Для вычисления аксиального офсета используются многомерные математические модели реактора с разбиением на зоны по вертикальной оси в абсолютных переменных состояния [8, 9]. Переход к относительным переменным состояния позволит повысить точность и скорость имитационного моделирования работы реактора в маневренных режимах с помощью информационной технологии, а также решить задачу оптимизации управления [7, 10]. Цель статьи - разработка математических моделей реактора ВВЭР-1000 серии В-320 с разбиением на зоны по вертикальной оси в относительных переменных состояния с возможностью вычисления аксиального офсета для информационной технологии управления энергоблоком АЭС. Строятся нелинейные математические модели с разбиением на зоны по вертикальной оси реактора ВВЭР-1000 серии В-320 в виде систем дифференциальных уравнений (СДУ) в относительных переменных состояния, которые учитывают нейтронную кинетику реактора, постепенное тепловыделение, тепловые процессы в топливе, оболочках и теплоносителе, изменения концентрации ксенона и бора.
Применение информационной технологии для моделирования динамики управления ядерным реактором с разбиением на зоны по вертикальной оси
(Інститут космічних досліджень НАНУ та НКАУ, 2021) Северин, Валерий Петрович; Никулина, Елена Николаевна
Ядерные реакторы ВВЭР-1000 серии В-320 эксплуатируются на 11 энергоблоках атомных электростанций Украины в режиме стабилизации мощности [1–3]. Актуальна проблема модернизации энергоблоков АЭС энергосистемы Украины и управления энергоблоками в маневренных режимах, что вызывает необходимость контролировать нейтронную мощность и аксиальный офсет реактора [4]. Модели ядерных реакторов для стабилизации мощности учитывают нейтронную кинетику, тепловые процессы и изменения концентрации ксенона и бора в активной зоне (АЗ) [5–7]. На основании сосредоточенных моделей реактора приводятся результаты имитационного моделирования динамики реактора ВВЭР-1000 при регулировании мощности поглощающими стержнями или борной кислотой [8–10]. Сосредоточенные модели реактора позволили выполнить синтез оптимальных систем автоматического управления в нормальных режимах эксплуатации, но такие модели не позволяют вычислить аксиальный офсет [11]. Для его вычисления применяются математические модели реактора в абсолютных переменных состояния с разбиением на зоны по вертикальной оси [4, 12]. Преимущество имеют многозонные модели реактора в относительных переменных состояния, позволяющие повысить точность и скорость имитационного моделирования [13]. Одна из важнейших задач управления реактором — анализ управляемых переходных процессов при изменении нагрузки реактора с применением информационной технологии для моделирования динамики управления ядерным реактором [14]. Цель данной статьи — вычисление и анализ динамических процессов управления реактором ВВЭР-1000 серии В-320 на основе нелинейных математических моделей с разбиением на зоны по вертикальной оси путем применения информационной технологии моделирования динамических систем. Для достижения намеченной цели разрабатываются алгоритмы и программы матричных методов интегрирования систем дифференциальных уравнений и вспомогательных их параметров, которые включаются в информационную технологию моделирования динамических систем. С использованием этой информационной технологии и нелинейных математических моделей реактора ВВЭР-1000 серии В-320 с разбиением на зоны по вертикальной оси выполняется имитационное моделирование динамики управления ядерным реактором. Для десяти зон реактора проводится анализ нейтронных и тепловых процессов, а также изменения аксиального офсета в активной зоне реактора при полном сбросе нагрузки под управляющим воздействием перемещения поглощающих стержней и повышения концентрации борной кислоты.
Синтез систем управления энергоблока АЭС в лаборатории оптимизации OPTLAB
(ТЕС, 2015) Северин, Валерий Петрович
Рассмотрена лаборатория методов оптимизации, которая построена на принципах модульности, простоты и надежности. Выполнен синтез оптимальных систем управления для ядерного реактора, парогенератора и паровой турбины, а также систем автоматического поддержания нейтронной мощности и давления пара перед турбиной для нормальных режимов эксплуатации энергоблока.
Компьютерная лаборатория для исследования методов безусловной, условной, глобальной и многокритериальной оптимизации
(Национальный технический университет "Харьковский политехнический институт", 2015) Северин, Валерий Петрович; Никулина, Елена Николаевна; Лютенко, Дарина Андреевна
Создана лаборатория методов оптимизации OPTLAB, которая используется для изучения методов и при решении практических задач. С помощью этой лаборатории разработаны программы множества методов оптимизации и решены многие задачи оптимизации реальных систем.
Программирование методов оптимизации для их изучения и исследования
(Национальный технический университет "Харьковский политехнический институт", 2014) Северин, Валерий Петрович; Никулина, Елена Николаевна
Создана рациональная структура программ для изучения и исследования методов оптимизации. Программное обеспечение включает базы данных методов и задач, подпрограммы методов оптимизации, общие утилиты методов, подпрограммы табличного и графического представления процесса оптимизации.
Оптимизация прямых показателей качества систем автоматического управления генетическими алгоритмами
(Национальный технический университет "Харьковский политехнический институт", 2014) Северин, Валерий Петрович; Лютенко, Дарина Андреевна
Алгоритмы вычисления переходных процессов рассматриваются на примерах переходной и весовой функций систем автоматического управления. Прямые показатели качества определяются по экстремумам переходного процесса. Для оптимизации векторных целевых функций используется комбинированный бинарный генетический алгоритм с использованием метода Нелдера - Мида.
Математические модели для исследования переходных режимов ядерного реактора ВВЭР-1000 серии В-320
(Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки, 2018) Никулина, Елена Николаевна; Северин, Валерий Петрович; Лукинова, Дарина Андреевна
Построены математические модели реактора ВВЭР-1000 серии В-320, которые предназначены для исследования нестационарных режимов работы реактора. Модели в относительных переменных состояния включают модель нейтронной кинетики с шестью группами запаздывающих нейтронов и модели тепловых процессов, постепенного тепловыделения, изменения концентрации ксенона. Учтены эффекты реактивности от перемещения управляющих стержней и изменения мощности, температурные эффекты реактивности, эффект от изменения концентрации ксенона. Приведены значения постоянных параметров моделей.
Численные методы анализа и синтеза в радиоэлектронике
(Национальный технический университет "Харьковский политехнический институт", 2014) Домнин, Игорь Феликсович; Северин, Валерий Петрович; Никулина, Елена Николаевна
Рассмотрены численные методы анализа и синтеза в радиоэлектронике, основанные на матричных методах решения систем дифференциальных уравнений и методах оптимизации. Приводятся математические модели генераторов электрических импульсов, для которых решаются задачи анализа и синтеза.
Моделирование процессов управления ядерным реактором ВВЭР-1000 для обеспечения маневренности энергоблока
(Львівська політехніка, 2018) Лукинова, Дарина Андреевна; Северин, Валерий Петрович; Никулина, Елена Николаевна
Рассмотрены процессы изменения мощности ядерного реактора при регулировании мощности поглощающими стержнями и вводе борной кислоты в активную зону с использованием моделей нейтронных и тепловых процессов, а также моделей изменения концентрации ксенона и бора в активной зоне реактора.