Представлена розробка умов безпечної експлуатації ядерної енергетичної установки в циклічних режимах навантаження за рахунок вдосконалення методів та моделей системи автоматизованого керування АЕС з ВВЕР, які використовують апроксимаційну модель внутрішніх збурень активної зони, яка розрахована методом двовимірної ідентифікації активної зони, властивості якої змінюються з часом та є нелінійними.
Де представлена покращена математична 3D модель ядерного реактора типу PWR, що включає в себе розподілення активної зони на елементарні комірки за номером шару (y), номером ряду ТВС (x) та номером комірки в ряді (z).Яка використовується в якості елемента умови автоматизованого керування в реальному часі, що дозволяє розраховувати багатокоординатну взаємопов’язану поточну систему керуючого впливу, що залежить від виникаючих внутрішніх та зовнішніх збурень на температурне поле активної зони реактора, яке змінює нейтроне поле і в подальшому дозволяє в перехідних процесах підтримувати сталість виробництва та споживання енергії між контурами установки.
Представлено метод двовимірної ідентифікації внутрішніх збурень в активній зоні PWR, який впливає на регульований параметр. Внаслідок чого обчислювальний розв’язок є нелінійним результатом, який змінюється у часі та залежать від умов експлуатації. Розроблена апроксимаційна модель у вигляді передавальної функції, відповідає результатам розв’язання системи нелінійних диференційних рівнянь, які розраховують властивості активної зони, та реалізує зворотну задачу комплексної інтерпретації регульованого параметра.
Розроблена система управління до якої інтегрується апроксимаційна модель, яка впродовж поточної доби виконує функції розв’язання задач керування, коефіцієнти до якої подаються з математичної 3D моделі, які розраховуються паралельно під час експлуатації ЯЕУ. Обчислення за допомогою апроксимаційної моделі дозволяють спрогнозувати процеси, які виникають в активній зоні протягом наступних 24 годин, що відповідають трьом змінам роботи оперативного персоналу. Такого прогнозу достатньо для маневрування потужності, яку виконує оператор протягом 2 годин. Наслідки маневрування потужності виявляються ще приблизно 30 годин і тому після 18-20 годин роботи ЯЕУ, підсистема управління отримує оновлені обчислювальні дані (відповідно до представленої математичної 3D моделі) і розраховує коефіцієнти апроксимаційної моделі.
На основі перерахованих коефіцієнтів відбувається регулювання параметру потужності.
В розробленій комп’ютерній системі автоматизації, аксіальний офсет підтримується постійним і не впливає на характеристики перехідного процесу при проведенні циклічних змін потужності в багатокоординатній взаємопов'язаній розподіленій системі.
Вдосконалено комп’ютерну систему автоматизації АЕС з ВВЕР для своєчасного корегування регульованих параметрів при збільшенні чи зменшенні навантаження ядерного реактора, що забезпечує стабільне і контрольоване енерговиділення по всьому об’єму активної зони реактора при необхідних параметрах з підтримки сталості балансу виробництва та споживання енергії в першому та другому контурі АЕС з ВВЕР за рахунок того, що в комп’ютерну імітаційну математичну модель додатково інтегрується апроксимаційна модель, яка впродовж поточної доби виконує функції для розв’язання задач керування, коефіцієнти до якої подаються з математичної моделі в 3D представленні, які розраховуються паралельно під час експлуатації.
Проведено верифікацію апроксимаційної моделі управління ЯЕУ, за допомогою співставлення зміни технологічних параметрів за двома методами дослідження: при безударному перемиканні програми та при застосуванні апроксимаційної моделі. Модернізована комп’ютерна система автоматизації дозволила пригнічувати виникнення ксенонових коливань і підтримувати постійне значення аксіального офсету. Метод потребує попереднього синтезу апроксимаційної моделі, як зворотної задачі комплексної інтерпретації за результатами нейтронно–фізичних обчислень активної зони та послідуючого розрахунку налаштувань для отримання регульованих параметрів.
