Об'єкт дослідження - процеси автоматизованого керування реакторними установками. Мета дослідження - автоматизація процесів керування реакторними установками на основі моделей мереж Петрі, що забезпечує необхідну швидкодію при локалізації й запобіганні аварійних ситуацій для підвищення безпеки експлуатації АЕС. Методи дослідження - теорія автоматичного та адаптивного керування; теорія керування ядерним реактором; імітаційне моделювання; теорія мереж Петрі; теорія штучного інтелекту; теплофізика та теплогідравліка; прикладна термодинаміка; прикладна статистика. Теоретично узагальнено і отримано нове вирішення важливої науково-прикладної проблеми автоматизації керування реакторними установками (РУ) за рахунок створення моделей об'єктів і пристроїв керування зі змінною випадковою структурою на множині стохастичних елементів, для яких набір структур є заздалегідь невизначеним, та розробки на їх основі методів побудови автоматизованих систем керування, які характеризуються високою швидкодією в аварійних ситуаціях. Вперше запропоновані: моделі об'єкта і пристрою керування РУ, описані як імовірнісні з'єднання стохастичних систем на основі розширення мереж Петрі, що дає можливість знизити розмірність моделі процесу та підвищити на порядок швидкодію керування процесами теплообміну в активній зоні реактора; критерій керованості систем, що описані математичним апаратом мереж Петрі, що дає можливість знизити розмірність завдання перевірки керованості об'єкта та підвищити швидкодію визначення переходу ядерного реактора до некерованого стану; модель нейронного модуля змінного обсягу, який описується апаратом мереж Петрі як надпровідник зі змінним часом активізації, що дає можливість створення нової елементної бази для апаратної реалізації нейронних мереж і підвищення моделюючої здатності програмно реалізованих нейронних мереж; підхід до інтелектуального керування РУ з використанням модульної нейронної мережі, в якій враховано імовірний зв'язок нейронних модулів, що дає можливість підвищити швидкодію процесу ухвалення рішення в аварійних ситуаціях для РУ; математична модель процесу запарювання каналу активної зони реактора, що дозволяє для технологічного каналу прогнозувати основні параметри процесу теплообміну та визначати параметри кризи теплообміну до початку поверхневого кипіння, що дає можливість одержання додаткового часу для прийняття рішення оператором АЕС у випадку аварійної ситуації або для спрацьовування пристроїв системи захисту у випадку позаштатної ситуації. Удосконалені: математичний апарат мереж Петрі шляхом розробки розширення, який дозволяє виконувати перевірку на максимум імовірності передачі маркера на основі об'єднання стохастичних і функціональних мереж Петрі, що дозволяє робити вибір найбільш імовірної структури на рівні математичного апарату; метод ідентифікації внутрішньо-реакторних аномалій за показниками оптичних датчиків, розташованих по периметру камери змішання, що ітеративно визначає максимуми просторового розподілу об'ємного паровмісту, що дає можливість знизити обсяг оброблюваної інформації й підвищити швидкодію систем діагностики. Одержали подальший розвиток теоретико-імовірнісні методи оптимальних статистичних рішень для задач моделювання, фільтрації, ідентифікації й оптимізації структури та/або параметрів на основі моделей мереж Петрі, що дає можливість підвищити швидкодію при розв'язанні цих завдань у процесі керування РУ. Практичні результати досліджень - розроблені в дисертаційній роботі способи опису об'єкта управління, способи ідентифікації об'єкта, побудови систем інтелектуального управління, система тренінгу людини-оператора дозволяють в різних аспектах підвищувати безпеку управління РУ. Результати дисертаційного дослідження знайшли практичне застосування на Запорізькій та Південноукраїнській АЕС України, дослідницькому реакторі ДР-100 та в навчальному процесі в Севастопольському національному університеті ядерної енергії та промисловості. Наукові та практичні результати дисертації можуть використовуватися при створенні систем діагностики і керування РУ АЕС і різними видами транспортних РУ.
