Wyniki wyszukiwania - BazTech

Ograniczanie wyników

Znaleziono wyników: 2

Liczba wyników na stronie

Wyniki wyszukiwania

Wyszukiwano:
w słowach kluczowych: PWR reactor

Sortuj według:

Ogranicz wyniki do:

Analiza sterowania ułamkowego PIλDμ mocą reaktora jądrowego

Puchalski B., Duzinkiewicz K., Rutkowski T.

Informatyka, Automatyka, Pomiary w Gospodarce i Ochronie Środowiska

2013

nr 4

63--68

W artykule przedstawiono syntezę regulatora PIλDμ niecałkowitego rzędu dla potrzeb sterowania mocą reaktora jądrowego lekko wodnego określanego, jako typu PWR (Pressurized Water Reactor). W tym celu wykorzystano nieliniowy model matematyczny reaktora PWR o parametrach skupionych obejmujący procesy generacji i wymiany ciepła oraz termicznych efektów reaktywnościowych. Nastawy regulatora PIλDμ niecałkowitego rzędu dobrano w sposób optymalny, minimalizując klasyczne całkowe wskaźniki jakości określane na bazie odpowiedzi skokowej. Na przykładzie najpierw układu oscylacyjnego drugiego rzędu, a potem na przykładzie liniowego modelu reaktora PWR otrzymanego z linearyzacji modelu nieliniowego w określonym punkcie pracy wykazano, że proponowany ułamkowy regulator PIλDμ może stać się alternatywą dla powszechnie stosowanego klasycznego regulatora PID.

In this paper, the synthesis of fractional–order PIλDμ power controller for the PWR (Pressurized Water Reactor) nuclear reactor is presented. For this purpose the point kinetics and heat transfer nonlinear model of the PWR nuclear reactor with thermal feedback mechanisms from lumped fuel and coolant temperature was used. The parameters of the fractional-order PIλDμ controller were tuned due to optimization of the standard integral performance indexes determined on the basis of the step response. Firstly – the typical second order oscillatory dynamic system and secondly – the linear PWR nuclear reactor model derived from nonlinear model was used to show that the fractional order PIλDμ controller may become a alternative to standard PID controller.

Analiza wrażliwości modelu zjawisk termodynamicznych w ULA reaktora PWR na zmiany wybranych parametrów

Bury T., Fic A., Składzień J., Szczurek J.

Zeszyty Naukowe Katedry Mechaniki Stosowanej / Politechnika Śląska

2001

z. 15

47-52

Niniejsza praca związana jest z modelowaniem numerycznym procesów termodynamicznych zachodzących po rozszczelnieniu obiegu pierwotnego reaktora wodnego ciśnieniowego. Wykorzystując opracowany w latach ubiegłych model obliczeniowy przeprowadzono analizę wrażliwości tego modelu na zmiany wybranych parametrów charakteryzujących przepływy międzystrefowe dwufazowych strumieni czynników.

The mathematical model and the computer code, which allow to calculate changes of thermodynamic parameters during an accident with primary circuit rupture were worked out at the Institute of Thermal Technology of the Silesian University of Technology. A sensitivity analysis of the model due to changes of selected parameters describing flows of two-phase mixture between zones in PWR containment systems is discussed in the paper.