+
Действующая цена700 499 руб.
Товаров:
На сумму:

Электронная библиотека диссертаций

Доставка любой диссертации в формате PDF и WORD за 499 руб. на e-mail - 20 мин. 800 000 наименований диссертаций и авторефератов. Все авторефераты диссертаций - БЕСПЛАТНО

Расширенный поиск

Проектирование системы управления физической мощностью исследовательского ядерного реактора на основе анализа оптимальных процессов

Проектирование системы управления физической мощностью исследовательского ядерного реактора на основе анализа оптимальных процессов
  • Автор:

    Алферов, Владимир Петрович

  • Шифр специальности:

    05.13.07

  • Научная степень:

    Кандидатская

  • Год защиты:

    1984

  • Место защиты:

    Москва

  • Количество страниц:

    146 c. : ил

  • Стоимость:

    700 р.

    499 руб.

до окончания действия скидки
00
00
00
00
+
Наш сайт выгодно отличается тем что при покупке, кроме PDF версии Вы в подарок получаете работу преобразованную в WORD - документ и это предоставляет качественно другие возможности при работе с документом
Страницы оглавления работы
"Глава I. Оптимальные процессы управления физической 
§ 1.2. Управление уровнем мощности

Глава I. Оптимальные процессы управления физической

мощностью дцерного реактора II


§ 1.1. Применение теории оптимального управления к проектированию систем регулирования мощности ящерного реактора. Формулировка задачи управления ИЯР

§ 1.2. Управление уровнем мощности

§ 1.3. Управление увеличением мощности

(модель без источника)

§ 1.4. Управление увеличением мощности из

подкритического состояния (модель с источником)

§ 1.5. Управление увеличением мощности в

энергетическом диапазоне

§ 1.6. Управление снижением мощности


§ 1.7. Обобщение результатов
Выводы
Глава 2. Реализация оптимальных процессов
§ 2.1. Управление уровнем мощности
§ 2.2. Управление приведенной скоростью
изменения мощности ■
§ 2.3. Структура управляющего устройства
§ 2.4. Согласование параметров оптимальной
системы регулирования и системы компенсации медленных эффектов реактивности
Выводы

Глава 3. Экспериментальное исследование оптимальных процессов управления физической мощностью ядерного реактора
§ 3.1. Экспериментальные возможности реактора ИРТ МИФИ
§ 3.2. Методика и оборудование экспериментального исследования оптимальных процессов
§ 3.3. Результаты экспериментального исследования оптимальных процессов
Выводы
Глава 4. Проектирование и испытание оптимальной системы автоматического управления физической мощностью
§ 4.1. Методика проектирования и макет оптимальной системы автоматического управления физической мощностью ядерного реактора
§ 4.2. Программа проведения испытаний макета САУ
§ 4.3. Результаты испытаний
Выводы
Заключение
Литература

В настоящее время в СССР осуществляется широкая программа работ по развитию ядерной энергетики. В соответствии с решениями ХХ1У, ХХУ и ХХУ1 Съездов КПСС ядерная энергетика нашей страны развивается опережающими темпами по сравнению с энергетикой в целом. В общем приросте электроэнергетических мощностей в десятой пятилетке (1975-1980 г.г.) доля АЗС составила около 20 %, а на европейской части страны - около 35 %. Особое место занимают станции, сооруженные или сооружаемые в районах, где использование друтих видов энергии затруднено или невозможно (Еилибинская АТЭЦ, Кольская АЭС, Шевченковская АЭС), а также ядерные энергетические установки морских судов, космических летательных аппаратов и т.п. Все более очевидна роль, которую способно сыграть дальнейшее развитие ядерной энергетики в защите окружающей среды от загрязнения, а также в сохранении сложившейся экологической обстановки крупных областей и целых регионов /1,2/.
Развитие ядерной энергетики обеспечено широкими исследованиями в области ядерной физики, техники и технологии, материаловедения, которые проводились и проводятся на исследовательских ядерных реакторах (ИЯР).
Наряду с решением проблем, прямо связанных с развитием ядерной энергетики, ИЯР стали незаменимым инструментом исследований в различных областях физики, химии, биологии, медицины.
Непрерывное увеличение числа ИЯР, расположение их вблизи и в пределах населенных пунктов делают одной из самых актуальных задачу повышения безопасности эксплуатации реакторных установок.
Важнейшей системой реактора, обеспечивающей его безопасную работу и выполнение заданной программы является система управления и защиты (СУЗ).

Соотношение (1.72) является необходимым условием оптимальности. Результаты работ /10,11,12/, в которых траектории рассчитаны на ЭЦВМ, дают возможность сделать вывод о достаточности условия (1.72). Для синтеза закона управления необходимо выяснить количество интервалов постоянства управления. Из уравнений (1.69) и (1.70) следует
(1.73)
г? ,
Уг гг _ Г //в У)
ггят3-***' (1-74)
Преобразуем (1.74)
У, . ЯГ-я; /2^2-.. л. .

г луз ( /
•4? - ^У/УГуУ^ ^' У/*уЗ-у>ГУ У У3-У&*; ' (1*75)
Подставляя (1.73) и (1.75) в (1.72), получим
/> - -У^^О'/ге ~. Г , гг _ <7" Г г/и
- ^ *9*[уз-л>М * у?-уг*;!
Г Ар=Л,„ [%- % (жЖ
. Л— Гсг У’М-ЛУ
'(:Л<Г -г I я
* Г* ~У/' *1/ Ш-хуу-У’М/ ЖЖ)
■')}■ (1-76>

Рекомендуемые диссертации данного раздела

Время генерации: 0.248, запросов: 966