Сборник тезисов докладов IX Международной молодежной научной конференции

Полярное сияние 2006

Ядерное будущее: безопасность, экономика и право

Содержание сборника

Секция «Безопасность ядерных технологий»

Все доклады секции


ПРИМЕНЕНИЯ ИСКУССТВЕННОГО ИНТЕЛЛЕКТА В АСУТП АЭС

Подольный В.П., Малинин М.С., Симагин Д.А.

Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций

Кинетические и теплогидравлические процессы, происходящие в ядерных реакторах настолько сложны, что не существует точной математической теории, учитывающей все процессы, происходящие в их активной зоне. Существующие численные методы расчёта состояния активной зоны реактора можно разделить на две категории: нейтронно-физический и теплогидравлический расчёты. Численные методы нейтронно-физических расчётов (диффузионный метод и Монте-Карло) являются очень медленными. То же можно сказать и о разностных схемах, применяемых для теплогидравлических расчётов. Такие медленные схемы расчётов применяются для решения проектных задач. Временные затраты на расчёт некоторых состояний составляют сутки (даже в случае применения распределённых параллельных вычислений).

При эксплуатации ядерного реактора необходимо иметь возможность производить расчёт состояния активной зоны в реальном времени.

Введём понятие оперативного моделирования, под которым будем понимать формирование начальных условий для математической модели активной зоны и, соответственно, осуществление самого расчёта на основе данной математической модели.

Можно выделить ряд задач, решаемых методом оперативного моделирования.

При эксплуатации ядерной установки управляющему персоналу необходимо знать прогноз состояния на некоторый короткий интервал времени, чтобы быть в состоянии готовности к аварийным и прочим внештатным ситуациям. Такие системы принято называть системами поддержки оператора (СПО). СПО должна состоять из двух основных модулей: модуль, осуществляющий прогноз состояния, и модуль, который на основе спрогнозированного состояния генерирует некоторые подсказки оператору по управлению арматурой, данный модуль называется «Система поддержки принятия решения» (СППР). Для перспективного серийного реактора ВВЭР-1000, использование которого в РФ предполагается еще, как минимум, 30 лет, не существует СПО. Имеется некоторый вариант прогнозной модели, входящий в состав СВРК, называющийся «Имитатор реактора» (ИР). Данная программа основана на сильно упрощенном коде, разработанном в РНЦ КИ для расчёта реакторов ВВЭР-1000, – БИПР-7А, основанном на диффузионном методе. Соответственно ИР строит экстраполяцию некоторых основных расчётных параметров СВРК, таких как локальные параметры энерговыделения, параметры движения ОР СУЗ, расходы, давления и температуры.

Второй задачей, которую могут решать методы оперативного моделирования, является задача управления. Например, задачи управления энерговыделением с помощью ОР СУЗ и борного регулирования.

Развитие современной математики привело к созданию интеллектуальных методов обработки информации. Эти методы объединяются в единое понятие искусственного интеллекта. Искусственный интеллект базируется на парадигмах, заложенных природой. Можно выделить следующие свойства интеллектуальных систем: самоадаптация и мгновенность реакции.

Важной задачей, решаемой методами искусственного интеллекта, является интеллектуальное управление. Управление режимами начинается с формирования прогноза будущего состояния объекта. Под системами интеллектуального управления подразумеваются системы, в контуре управления которых при формировании управляющих воздействий используются устройства обработки информации, построенные с использованием методов искусственного интеллекта. Интеллектуальные системы управления характеризуются многоуровневой архитектурой, на нижних уровнях иерархии которой используются формальные модели традиционной теории автоматического управления.

Для ядерных реакторов, например, можно применить интеллектуальное управление ОР СУЗ и управление борным регулированием. На базе интеллектуальных методов возможно построение сложных систем принятия решения (СПР), на которых, вероятно, в ближайшем будущем будет основано управление процессами на АЭС, тепловых электростанциях и прочих электроэнергетических системах.

Совокупность реальных процессов, которые могут возникнуть при текущем управлении функционированием реактора и в связи с аварийными ситуациями, существенно шире, нежели средства, свойственные численному моделированию. Поэтому большего успеха в задачах оперативного управления ядерным реактором можно достичь, комбинируя широко используемые математические методы с возможностями новых информационных технологий, поддерживаемых средствами искусственного интеллекта таким образом, чтобы достоинствами одних компенсировать недостатки других в рамках комплекса задач АСУ ТП АЭС.