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.
Модель системи автоматичного управління для маневрування потужністю реактора ВВЕР-1000
(НТУ "ХПІ", 2016) Северин, Валерій Петрович; Нікуліна, Олена Миколаївна; Лютенко, Дарина Андріївна
Представлена багатозонна математична модель реактора ВВЕР-1000 з зосередженими параметрами як об’єкта автоматичного управління. Модель реактора доповнена рівняннями регуляторів та приведена до відносних змінних стану. Розраховано аксіальний офсет як кількісну міру сталості 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.
Optimal synthesis of intelligent control systems of atomic power station using genetic algorithms
(Institute of Information Theories and Applications FOI ITHEA, 2009) Jafari Henjani, Seyed Mojtaba; Severin, Valeriy Petrovich
The paper is devoted to the development of a perspective concept of atomic station power block intelligent automatic control systems synthesis on the basis of mathematical models and numeric methods of vector optimization of systems quality indexes using genetic algorithms. The methods for calculation of direct quality indexes and improved integral quadratic estimates have been created. The step-by-step principle of transition to the domain of system stability has been based. There have also been suggested vector objective functions including stability conditions and taking into consideration quality indexes priorities. The reliable genetic algorithms for vector objective functions optimization have been suggested. Mathematical models in the state space for intelligent automatic control systems of nuclear reactor and steam generator have been worked out. The quality indexes optimization of power block intelligent control systems has been carried out, which allowed to estimate various controller types efficiency.
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.
Моделі і методи оптимізації показників якості систем автоматичного управління енергоблоку атомної електростанції
(СПДФО Ізрайлев Є. М., 2007) Северин, Валерій Петрович
Дисертація на здобуття вченого ступеня доктора технічних наук за спеціальністю 05.13.07 – Автоматизація технологічних процесів. – Національний технічний університет "Харківський політехнічний інститут", Харків, 2007. Дисертація присвячена розробці перспективної концепції синтезу систем автоматичного управління енергоблоку атомної електростанції на основі математичних моделей і чисельних методів векторної оптимізації показників якості. Розроблені методи обчислення прямих показників якості й покращених інтегральних квадратичних оцінок, що мають високу точність і швидкодію. Обґрунтований покроковий принцип переходу до області стійкості системи, запропоновані векторні цільові функції, що включають умови стійкості і враховують пріоритети показників якості. Розроблені надійні методи оптимізації векторних цільових функцій. Отримані математичні моделі в просторі станів для систем автоматичного управління ядерним реактором, парогенератором та паровою турбіною. Виконана оптимізація показників якості систем управління енергоблоку, яка дозволила оцінити ефективність різних регуляторів.