Введение к работе
Актуальность работы. Образование в ядерных реакторах большого количества радиационных продуктов выдвигает повышенные требования к безопасности и надёжности работы оборудования АЭС, что напрямую зависит от правильности ведения водно-химического режима (ВХР). Поддержание ВХР является неотъемлемой частью задачи обеспечения безопасности атомных станций.
Объектом исследований данной работы является водно-химический режим АЭС с реактором РБМК. Особенностями данного ВХР являются: повышенные требования к чистоте теплоносителя, многосвязность и многообразие различных потоков, разнообразие присутствующих видов коррозии, сложность описания физико-химических процессов, идущих в контурах теплоносителя, и, в связи с этим, отсутствие их адекватного математического описания.
Процессы, идущие в пароводяном контуре АЭС характеризуются наличием высоких температур, нейтронного и гамма излучения, и, в связи с этим, относятся к потенциально-опасным процессам, для которых предусмотрены специальные системы защиты и блокировки. Однако срабатывание этих систем происходит только при достижении контролируемыми параметрами критических значений, в качестве которых используются эксплуатационные пределы, то есть, когда развитие аварийной ситуации уже стало необратимым и привело к необходимости частичного или полного останова процесса. В связи с тем, что нарушение ВХР является наиболее частой причиной снижения мощности АЭС (до 0,8 номинала), это приводит к большим материальным потерям (60% неплановых простоев, отказов и повреждений оборудования связано с работой неядерных узлов).
Поэтому создание диагностических экспертных систем, позволяющих улучшить поддержание ВХР является сегодня актуальной научной задачей и рассматривается в качестве одного из путей повышения надежности, достижения более длительной, безаварийной и экономичной работы АЭС за счёт более раннего обнаружения возможных неисправностей и определения причин их возникновения, позволяющего заблаговременно принять необходимые меры по нормализации ВХР.
Вследствие специфического характера ВХР АЭС с РБМК, а также в связи с тем, что система диагностики использует знания человека-эксперта, возникает необходимость применения подходящего аппарата представления и использования имеющихся нечётких и неопределённых знаний.
Цель работы заключается в разработке экспертной системы диагностики ВХР для АЭС с реактором типа РБМК, использующей аппарат нечёткой логики, как средство соответствующего представления нечётких знаний о процессе.
Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:
разработка структуры системы диагностики ВХР;
синтез диагностической модели для ВХР АЭС с реактором типа РБМК;
разработка алгоритма диагностики;
разработка программного обеспечения СД ВХР;
проверка работоспособности системы.
Методы исследования. В ходе выполнения работы были использованы методы: искусственного интеллекта, теории нечётких множеств и технической диагностики.
Научная новизна.
Разработана двухуровневая комбинированная фреймово-продукционная диагностическая модель (ДМ), включающая в себя нечёткие экспертные и теоретические знания о ВХР АЭС с реактором РБМК.
Предложена методика и критерий оценки в диагнозе состояния ВХР, основанный на сравнении нечётких описаний наблюдаемых и заложенных в нечётких правилах ситуаций, составлена база паспортов типичных неисправностей, описанных нечёткими векторами в модели.
Разработан алгоритм функционирования системы диагностики.
Практическая значимость и реализация результатов работы.
Полученные в диссертационной работе результаты имеют прикладное значение для решения задачи диагностики состояния ВХР АЭС с РБМК. Структуру диагностической модели и алгоритм диагностики можно использовать для АЭС с аналогичным типом реакторов.
Первый уровень системы - информационно-аналитическая подсистема контроля, и второй уровень системы, - экспертная диагностическая подсистема, - будут приняты к использованию на первой и второй очереди Ленинградской АЭС. Третий уровень, -подсистема прогноза, - находится в стадии разработки. Система диагностики успешно прошла опытные испытания на имитационных моделях.
Апробация работы. Основные положения и результаты работы обсуждались на Международной конференции «Методы кибернетики химико-технологических процессов» (KXTTI-IV-94).- Москва, 1994 , на Всероссийской научно-технической конференции «Диагностика, информатика и метрология - 94» (ДИМ-94) - Санкт-Петербург, 1994, на Школе молодых учёных при Международной конференции «Математические методы в химии и химической технологии» (ММХ-10) 1996, на научно-технической конференции аспирантов СПбГТИ(ТУ), посвященной памяти Максима Максимовича Сычёва -Санкт-Петербург, 1997, на Третьей Санкт-Петербургской Ассамблее молодых учёных и специалистов - Санкт-Петербург, 1998, на Научно-технической конференции «Мониторинг и прогнозирование чрезвычайных ситуаций», СПб, 1999, на международной конференции «International conference on water chemistry in nuclear plants», Helsinki, 1999, на научно-техническом совещании «Водно-химический режим действующих АЭС», Москва, 2000.
Публикации. По материалам диссертационной работы опубликовано 9 печатных работ.
Структура и объем работы. Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав, выводов, списка литературы и приложений. Работа изложена на 139 страницах основного текста, содержит 57 рисунков, 13 таблиц, библиографический список включает 84 наименования.
