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 - 7 з 7

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.
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.
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.
Имитационное моделирование процессов в реакторе ВВЭР-1000 при регулировании мощности поглощающими стержнями
(НТУ "ХПИ", 2017) Северин, Валерий Петрович; Никулина, Елена Николаевна; Лукинова, Дарина Андреевна
Представлены математические модели реактора ВВЭР-1000 серии В-320 в относительных переменных состояния, которые описывают нейтронную кинетику реактора, тепловые процессы, изменение концентрации ксенона при регулировании мощности поглощающими стержнями, и вычислены значения параметров моделей. Проведено имитационное моделирование процессов, протекающих в реакторе ВВЭР-1000 при регулировании мощности реактора поглощающими стержнями, и получены переходные процессы, позволяющие анализировать изменения переменных состояния активной зоны реактора.
Модели и методы оптимизации показателей качества систем автоматического управления энергоблока атомной электростанции
(СПДФЛ Израйлев Е. М., 2007) Северин, Валерий Петрович
Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук по специальности 05.13.07 – автоматизация технологических процессов. – Национальный технический университет "Харьковский политехнический институт", Харьков, 2007. Диссертация посвящена разработке перспективной концепции синтеза систем автоматического управления энергоблока атомной электростанции на основе математических моделей и численных методов векторной оптимизации показателей качества. Разработаны методы вычисления прямых показателей качества и улучшенных интегральных квадратичных оценок, имеющих высокую точность и быстродействие. Обоснован пошаговый принцип перехода в область устойчивости системы, предложены векторные целевые функции, включающие условия устойчивости и учитывающие приоритеты показателей качества. Разработаны надежные методы оптимизации векторных целевых функций. Получены математические модели в пространстве состояний для систем автоматического управления ядерным реактором, парогенератором и паровой турбиной. Проведена оптимизация показателей качества систем управления энергоблока, позволившая оценить эффективность различных регуляторов.
Многокритериальный синтез регуляторов системы управления ядерным реактором ВВЭР-1000 в пакете MATLAB
(НТУ "ХПИ", 2011) Витязь, Михаил Николаевич; Северин, Валерий Петрович
Рассмотрен пример многокритериального синтеза систем автоматического управления мощностью ядерного реактора ВВЭР-1000 в лаборатории OPTLAB. Проведен анализ полученных результатов оптимизации прямых критериев качества систем автоматического управления мощностью ядерного реактора с помощью модуля funcrits лаборатории OPTLAB.