Персона:
Загребаев, Андрей Маркоянович

Организационные подразделения

Организационная единица

Институт интеллектуальных кибернетических систем

Цель ИИКС и стратегия развития - это подготовка кадров, способных противостоять современным угрозам и вызовам, обладающих знаниями и компетенциями в области кибернетики, информационной и финансовой безопасности для решения задач разработки базового программного обеспечения, повышения защищенности критически важных информационных систем и противодействия отмыванию денег, полученных преступным путем, и финансированию терроризма.

Фамилия

Загребаев

Имя

Андрей Маркоянович

Полная страница элемента

Результаты поиска

Теперь показываю 1 - 10 из 23

Открытый доступ
РАСЧЕТ ОДНОМЕРНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
(НИЯУ МИФИ, 2024) Загребаев, А. М.; Цыганов, А. А.; Цыганов, Александр Алексеевич; Загребаев, Андрей Маркоянович
Программа предназначена для расчета поля нейтронов и эффективного коэффициента размножения в одномерном многозонном ядерном реакторе. Программа может быть использована при решении задач по оптимизации структуры активной зоны и в учебном процессе при проведении практических занятий по курсу "Математические модели физических процессов". Основными функциями программы являются расчет эффективного коэффициента размножения методом итерации источников, оптимизация загрузки ядерного реактора, определение физических параметров органов регулирования, программа написана для EXCEL, использует встроенные функции решения и визуализации. Тип ЭВМ: IBM PC-совмест. ПК. ОС: Windows 10.
Только метаданные
Visualization of the neutron fields behavior according to the operational archives of the nuclear reactor RBMK
(2021) Bukalin, A.; Zagrebayev, A.; Pilyugin, V.; Букалин, Алексей Олегович; Загребаев, Андрей Маркоянович; Пилюгин, Виктор Васильевич
© 2021 Copyright for this paper by its authors.This paper describes the calculation algorithm, software package and visualization of the three-dimensional neutron field deformation according to the archive of the RBMK (high-power pressure-tube reactor) reactor operational parameters. The determination of the field deformation is based on finding "natural" functions for approximating the readings of in-reactor control discretely located sensors. This paper considers the use of generally accepted harmonic functions and "natural" functions for describing the spatial deformation of the neutron field. It is shown that to describe the deformation of the neutron field, it is sufficient to use only a few "natural" functions, in contrast to the use of all harmonic functions from a given set. This, in turn, opens up new possibilities, in particular, for solving the problems of predictive diagnostics of in-reactor control sensors.
Только метаданные
Visualization of the operational parameters archive of a nuclear reactor
(2021) Ten, S.; Zagrebayev, A.; Pilyugin, V.; Загребаев, Андрей Маркоянович; Пилюгин, Виктор Васильевич
© 2021 Copyright for this paper by its authors.For the most part, the solution of the problem of visualizing any data depends on the structure, size and type of data provided. In this work, the data are archives of RBMK or VVER reactors provided from different control and protection systems of the reactors. Despite the fact that several visualization complexes have already been developed, the visualization task is still relevant due to the necessity to improve the quality of monitoring systems and operational personnel. This paper describes the mathematical apparatus for express analysis of the archive of operational parameters of a VVER nuclear reactor. The developed software makes it possible to carry out express analysis of the VVER reactor archive in terms of plotting altitude or time graphs, as well as using dynamic visualization using the Chernoff faces method, which in turn can provide scientific and practical benefits due to improvement the work quality of operating personnel and conduction analysis of situations that requires additional attention and more detailed analysis. Also, the fundamental concept of this work is the method of scientific visualization, which is widely used in various theoretical and experimental studies. It can be said that the main aim of scientific visualization is to make invisible visible.
Только метаданные
Creation and visualization of archives of operational RBMKs parameters and VVER reactors
(2020) Zagrebayev, A. M.; Leveev, I. Y.; Pilyugin, V. V.; Ten, S.; Загребаев, Андрей Маркоянович; Пилюгин, Виктор Васильевич
© 2020 National Research Nuclear University. All rights reserved.This article describes the mathematical apparatus for express analysis of the operational parameters' archive. The developed algorithms, based on the methods of reducing the dimension of the space of variables and the "Chernoff Faces" method, allow visualizing the dynamics of changes in generalized limiting parameters, as well as visually determining the approximation or intersection of the valid parameters values, which in turn can provide scientific and practical use in improving quality of operational personnel work and analysis of situations requiring additional attention and more detailed analysis.
Открытый доступ
Математическое моделирование и оптимизация дожигания топлива при выводе из эксплуатации реактора РБМК
(НИЯУ МИФИ, 2025) Загребаев, А. М.; Литвинова, Г. А.; Ястребов, А. С.; Загребаев, Андрей Маркоянович
Для АЭС с реакторами типа РБМК ставится и решается физическая задача о выборе временного сдвига между остановами энергоблоков с целью максимального использования энергоресурса топлива реакторов, выводимых из эксплуатации. В основу математической модели при решении оптимизационной задачи положена точечная модель динамики распределения тепловыделяющей сборки (ТВС) по энерговыработкам (спектра ТВС), позволяющая прогнозировать изменение спектра ТВС во времени в работающем реакторе в зависимости от тактики подгрузки выгоревших ТВС из остановленного реактора. Показано, что оптимальное планирование сдвига между остановами энергоблоков позволяет сэкономить сотни «свежих ТВС» в зависимости от выбранной стратегии дожигания топлива. В работе исследуется сценарий, при котором один из реакторов остановлен, а второй продолжает работу в течение ограниченного времени. Изучается возможность подгрузки топлива из первого реактора во второй с целью минимизации общего расхода свежих ТВС. Предлагаемый подход учитывает как физические, так и технологические ограничения. Приведены результаты численного моделирования, демонстрирующие эффективность предложенного алгоритма перераспределения топлива. Полученные данные могут быть использованы при планировании вывода энергоблоков из эксплуатации с целью повышения топливной эффективности и снижения затрат на закупку свежих
Только метаданные
Optimum Control over the Power of a Load-Following Nuclear Reactor during a Period of Threatened Extreme External Effects
(2024) Evstyukhina, E. V.; Zagrebayev, A. M.; Trifonenkov, A. V.; Загребаев, Андрей Маркоянович; Трифоненков, Андрей Владимирович
Открытый доступ
Предиктивная диагностика расходомеров реактора РБМК
(2023) Загребаев, А. М.; Попов, Е. О.; Загребаев, Андрей Маркоянович
На данный момент в эксплуатации находится 8 реакторов типа РБМК. Безопасность их эксплуатации обеспечивается за счет приборов контроля за ключевыми показателями. В данной статье основное внимание уделяется именно контролю расхода теплоносителя через топливный канал, осуществляемому с помощью шариковых расходомеров типов ШТОРМ-32М и ШТОРМ-8А. В процессе эксплуатации происходит постепенный износ дорожки качения и шара, что приводит к появлению у прибора отрицательной погрешности, другими словами, показания становятся заниженными. В связи с этим, а также по причине широкого применения шариковых расходомеров на АЭС, актуальной является задача диагностики состояния расходомеров. Одним из подходов к определению расхода теплоносителя является подход, основанный на измерении и использовании информации об активности теплоносителя системой контроля герметичности оболочек ТВЭЛ (СКГО). Использование данного радиационного подхода контроля расхода теплоносителя имеет свои достоинства и сложности. Достоинством является то, что привлекается реальная экспериментальная информация о наличии теплоносителя в топливном канале, а сложности связаны с получением и обработкой сигналов СКГО в реальном режиме времени и вследствие этого с низкой оперативностью решения задачи. В данной работе предлагается методика расчетной предиктивной диагностики состояния расходомера, использующей конструктивные особенности контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) реактора. В качестве диагностического параметра был выбран адаптационный параметр модели . Исследования показали, что рост дисперсии по времени в экспериментальных значениях расхода оказывает явное влияние на выбранный диагностический признак , вследствие чего можно говорить о том, что наблюдение в экспериментальных данных такого рода изменения дисперсии может служить признаком неисправности расходомера.
Открытый доступ
Simplified mathematical model and comparative analysis of possible ways of realizing the residual energy resource when decommissioning a channel-type reactor
(2019) Zagrebayev, A.; Zaluzhnaya, G.; Naumov, V.; Загребаев, Андрей Маркоянович
© 2019 Published under licence by IOP Publishing Ltd.We consider the problem of realization of the residual energy resource of fuel during decommissioning of the High-Power Channel-Type reactor. A mathematical model of the fuel assemblies spectrum for energy production is provided. Two methods of reactor decommissioning are compared. The first possible way to preserve the criticality of the reactor during decommission is the collapse of the core, when fuel assemblies with high energy production are discharged. The second possible way of decommissioning is formation of a two-zone loading: Fresh fuel assemblies are put in the centre, burnt out-on the periphery. It is shown that the second method gives a greater gain in power and unprocessed energy resources. The results are obtained on the point model of the fuel assemblies spectrum dynamics in the linear approximation of the with linear dependences of the power and the multiplication factor of FAs from energy productionn and indicate only the possibility of optimizing the fuel use in the process of removing the RBMK from service.
Только метаданные
Preprocessing and visualization of the VVER reactor operational parameters archive
(2021) Ten, S.; Zagrebayev, A. M.; Pilyugin, V. V.; Загребаев, Андрей Маркоянович; Пилюгин, Виктор Васильевич
© 2021 National Research Nuclear University. All rights reserved.For the most part, the solution of the problem of visualizing any data depends on the structure, size and type of data provided. In this work, the data are archives of RBMK or VVER reactors provided from different control and protection systems of the reactors. Despite the fact that several visualization complexes have already been developed, the visualization task is still relevant due to the necessity to improve the quality of monitoring systems and operational personnel. This paper describes the mathematical apparatus for express analysis of the archive of operational parameters of a VVER nuclear reactor. The developed software makes it possible to carry out express analysis of the VVER reactor archive in terms of plotting altitude or time graphs, as well as using dynamic visualization using the Chernoff faces method, which in turn can provide scientific and practical benefits due to improvement the work quality of operating personnel and conduction analysis of situations that requires additional attention and more detailed analysis. Also, the fundamental concept of this work is the method of scientific visualization, which is widely used in various theoretical and experimental studies. It can be said that the main aim of scientific visualization is to make invisible visible.
Только метаданные
Software Package for Three-Dimensional Visualization of the Behavior of Neutron Fields and Archived Parameters During the Operation of the RBMK-1000 Reactor
(2022) Bukalin, A. O.; Zagrebayev, A. M.; Pilyugin, V. V.; Букалин, Алексей Олегович; Загребаев, Андрей Маркоянович; Пилюгин, Виктор Васильевич
© 2022 National Research Nuclear University. All rights reserved.This paper describes the calculation algorithm, software package and visualization of the three-dimensional neutron field deformation according to the archive of the RBMK (high-power pressure-tube reactor) reactor operational parameters. The determination of the field deformation is based on finding "natural" functions for approximating the readings of in-reactor control discretely located sensors. This paper considers the use of generally accepted harmonic functions and "natural" functions for describing the spatial deformation of the neutron field. It is shown that to describe the deformation of the neutron field, it is sufficient to use only a few "natural" functions, in contrast to the use of all harmonic functions from a given set. This, in turn, opens up new possibilities, in particular, for solving the problems of predictive diagnostics of in-reactor control sensors.