Abstract

Celem rozprawy doktorskiej było rozwiązanie problemu naukowego zdefiniowanego jako sterowanie szybkimi procesami reaktora wodnego ciśnieniowego elektrowni jądrowej typu PWR. Wielkością sterowaną była średnia moc cieplna reaktora przy szerokim zakresie zmian punktu pracy. Podstawowe nowe podejście do sterowania rozważane przy rozwiązywaniu problemu sterowania to połączenie nowoczesnych technik związanych z rachunkiem różniczkowo-całkowym niecałkowitego rzędu oraz modelowaniem rozmytym. W rozprawie doktorskiej przedstawiono charakterystykę procesów reaktora jądrowego PWR ze szczególnym uwzględnieniem procesów szybkich takich jak, generacja ciepła (kinetyka neutronów) i jego odbiór (wymiana ciepła pomiędzy paliwem jądrowym a chłodziwem). W rozprawie zaprezentowano dwie grupy modeli wymienionych procesów. Pierwsza grupa została wykorzystana do opracowania metod syntezy układów automatycznego sterowania wykorzystujących postulowane zaawansowane metody związane z rachunkiem różniczkowo-całkowym niecałkowitego rzędu oraz modelowaniem rozmytym. Natomiast druga grupa została wykorzystana przy testowaniu symulacyjnym zaproponowanego układu sterowania. Opracowana metoda syntezy bazuje na optymalizacji funkcji kryterialnej, w której skład wchodzą wybrane całkowe kryteria jakości sterowania. W rozprawie podjęto również analizę jakościową opracowanego układu sterowania mocą cieplną elektrowni jądrowej.

Author (1)