Процес декарбонізації промисловості посилився рішенням про внесення атомної енергетики до “Зеленої
таксономії ЄС”. Збільшення потужності АЕС та привабливості цієї галузі на тривалий термін викликає інтерес до використання
АЕС для диспетчеризації електроенергії. У такий спосіб стає актуальною розробка АСР зміни потужності АЕС у динамічних
режимах. Енерговиділення по висоті активної зони реактора під дією коливань ксенону є однією з проблем при забезпеченні
безпечної експлуатації та стійкості енергоблоку АЕС при зміні рівня потужності. Порушення критеріїв безпеки енерговиділення
відбувається, коли в активній зоні виникають нестаціонарні перехідні ксенонові процеси з позитивним зворотним зв’язком.
У межах теорії автоматичного управління моделювання системи та об’єкта управління складається на основі використання фізико-
математичних моделей. Визначаються передавальні функції, структура і параметри системи управління. Як альтернатива
пропонується використовувати апроксимуючу модель процесу в активній зоні. Модель представляється на основі перетворень
таким чином, щоб результати розрахунку на деякому проміжку збігалися або були близькі до результатів розрахунку при
використанні аналітичної моделі. Така модель може апроксимувати процес, який залежить від двох параметрів: часу та ступеня
зміни навантаження. Було проаналізовано результати зміни регулювання технологічних параметрів системою автоматизованого
керування потужністю ЯЕУ в динамічному режимі в модель якої закладено апроксимаційну або фізико-математичну модель.
Результати зміни параметрів отримано на прикладі співставлення результатів при переході керування від одної статичної програми
до іншої. Було досліджено перемикання між статичними програмами регулювання за такими технологічними параметри, як
температура теплоносія при вході в активну зону реактора, середня температура теплоносія та тиск пари в II-му контурі. При
знижені потужності реактору до 80 % при роботі однієї програми регулювання та збільшувалася до 100% потужності при
зворотному використанні іншої статичної програми.
The process of decarbonization of the industry was intensified by the decision
to include nuclear energy in the EU Green Taxonomy. The increase in the capacity of nuclear power plants and the attractiveness of this
industry for a long time causes interest in the use of nuclear power plants for electricity dispatching. Thus, the development of an automatic
control system for changing the power of nuclear power plants in dynamic modes becomes relevant. The energy release along the height of
the reactor core under the action of xenon fluctuations is one of the problems in ensuring the safe operation and stability of the NPP power
unit when the power level changes. Violation of the energy release safety criteria occurs when non-stationary transient xenon processes with
positive feedback occur in the core. Within the framework of the automatic control theory, the modeling of the system and the control object
is compiled on the basis of the use of physical and mathematical models. Transfer functions, structure and parameters of the control system
are determined. As an alternative, it is proposed to use an approximation model of the process in the core. The model is presented on the
basis of transformations in such a way that the results of the calculation on a certain interval coincide or are close to the results of the
calculation when using the analytical model. Such a model can approximate a process that depends on two parameters: time and degree of
load change. The results of changing the regulation of technological parameters by the automated power control system of nuclear power unit
in dynamic mode, the model of which is based on an approximation or physical and mathematical model, were analyzed. The results of
changing the parameters are obtained by comparing the results during the transition of control from one static program to another. Switching
between static control programs was studied for such process parameters as coolant temperature at the entrance to the reactor core, average
coolant temperature and steam pressure in the secondary circuit. The studies were carried out under the condition that the reactor power was
reduced to 80 % during the operation of one control program and increased to 100% of the power when another static program was used in
reverse.
