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 - 9 из 9

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.
Открытый доступ
ОПРЕДЕЛЕНИЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА НЕЙТРОНОВ ПО ВЫСОТЕ РЕАКТОРА ПО ПОКАЗАНИЯМ ДАТЧИКОВ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ
(НИЯУ МИФИ, 2024) Загребаев, А. М.; Загребаев, Андрей Маркоянович
Программа предназначена для определения распределения плотности потока нейтронов по высоте активной зоны по показаниям датчиков внутриреакторного контроля. Область применения: изучение алгоритмов контроля поля нейтронов в ядерном реакторе при проведении практических занятий, восстановление утраченной измерительной информации, диагностика работоспособности датчиков внутриреакторного контроля. Программа позволяет находить оптимальные функции разложения плотности потока нейтронов по результатам обработки архива реактора РБМК. Тип ЭВМ: IBM РС-совмест. ПК; ОС: Windows 10.
Открытый доступ
ОПТИМАЛЬНЫЙ РЕЖИМ ИЗМЕНЕНИЯ МОЩНОСТИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В ПЕРИОД УГРОЗЫ ЭКСТРЕМАЛЬНЫХ ВНЕШНИХ ВОЗДЕЙСТВИЙ ПРИ РАБОТЕ В ПЕРЕМЕННОМ СУТОЧНОМ ГРАФИКЕ НАГРУЗКИ
(2023) Евстюхина, Е. В.; Загребаев, А. М.; Трифоненков, А. В.; Загребаев, Андрей Маркоянович; Трифоненков, Андрей Владимирович
В работе рассмотрен вариант обстоятельств, при которых атомная электростанция, работающая в переменном суточном графике нагрузки, получает сигнал о вероятном наступлении в ближайшее время экстремальных внешних воздействий, которые вынудят остановить реакторы. При этом персонал станции уполномочен установить режим, в котором реакторы будут работать в период угрозы до момента ее реализации или отмены. Приведен двухуровневый суточный график изменения мощности ядерного реактора. Считается, что предупреждение об угрозе поступает в начале периода, тогда на время угрозы экстремальных внешних воздействий мощность реактора устанавливается постоянной на уровне между дневным и ночным режимами. Поставлена и решена задача поиска оптимального уровня мощности, при этом функция потерь вычисляется как взвешенный вероятностями реализации и отмены угрозы суммарный экономический ущерб: из-за отступления от графика потребления в случае ложной тревоги; из-за простоя в йодной яме в случае совершившейся угрозы. Результаты работы позволяют сделать следующий вывод: при увеличении вероятности реализации угрозы растет эффект оптимизации, следовательно, следует изменить режим мощности до соответствующего уровня a. Приводятся оценки эффекта оптимизации.
Открытый доступ
ПРЕДИКТИВНАЯ ДИАГНОСТИКА ДАТЧИКОВ КОНТРОЛЯ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ
(2023) Тен, С. В. ; Загребаев, А. М. ; Загребаев, Андрей Маркоянович
В данной работе предлагается подход для точечного выявления неработоспособных датчиков на основе анализа диагностических параметров. Такими параметрами могут выступать коэффициенты «скользящей корреляции», четвертое собственное число и относительное отклонение восстановленного показания датчика. С помощью приведенных диагностических параметров можно изначально сразу определять ТВС, в которой один из ДПЗ предположительно вышел из строя, далее анализировать корреляции уровней между собой и с помощью восстановленного значения выносить окончательное суждение о работоспособности каждого высотного датчика. Разработанное программное обеспечение позволяет проводить экспресс-анализ архива реактора ВВЭР. Это имеет научно-практическую ценность в контексте повышения качества работы оперативного персонала и анализа ситуаций, требующих дополнительного внимания и более детального анализа. Применение данного подхода может помочь обнаружить неисправности в датчиках и принять своевременные меры для предотвращения возможных проблем и аварийных ситуаций, что является важным шагом в обеспечении безопасности и эффективности работы системы контроля и управления реактором ВВЭР.
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
Creation and visualization of an operational parameters archive
(2021) Zagrebayev, A.; Ten, S.; Загребаев, Андрей Маркоянович
© 2020 Elsevier B.V.. All rights reserved.The developed methodologies allow visualizing the behavior of limiting parameters over time and identifying patterns in the dynamics of changes in the parameters of a nuclear power unit, as well as determining if any of the parameters intersects the safe operation settings. The relevance of the work is due to the importance of high-quality processing and visualization of data from the nuclear reactor archive using modern effective methodologies. Also, the development of new approaches to the analysis of archived data can improve the efficiency of power plant operators.
Открытый доступ
The analysis of RBMK neutron flux profile distortions using operational data history
(2020) Zagrebayev, A. M.; Trifonenkov, A. V.; Загребаев, Андрей Маркоянович; Трифоненков, Андрей Владимирович
© Published under licence by IOP Publishing Ltd.In this research the operational data history was analysed. The data set given represents RBMK-1000 parameters for one month of the reactor operation. Axial flux sensors data and channel power data taken from database were considered. The transients of axial and radial-azimuthal neutron flux distributions were visualized. For the flux distribution data from 72 core channels with axial flux sensors the axial offset transients were obtained. In the operational data considered xenon-induced power oscillations were revealed. Phase and amplitude transients of the oscillations were calculated. The dynamics of phase and amplitude were visualized over the reactor core cross-sections. The values of quantities were displayed with different color shades. The iodine-135 and xenon-135 concentrations recovery problem solution was considered. Formulas for concentrations recovery were derived. The recovery procedure obtained is based on Cauchy problem solution calculation process. The dependence of accuracy of the recovered transients on the amount of the available operational data was studied. The dependency graph of calculation error on the amount of operational data was plot. The recovery of xenon-135 concentration was carried out based on the operational data history of the power unit where the phenomenon of xenon-induced power oscillations was observed.
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.
Открытый доступ
Mathematical model of the distribution of the coolant flow rate in the group distribution header and its use to determine the flow rate in the RBMK reactor channel
(2020) Zagrebayev, A. M.; Ramazanov, R. N.; Загребаев, Андрей Маркоянович; Рамазанов, Рустем Нурович
© Published under licence by IOP Publishing Ltd.The paper proposes an elementary mathematical model of the distribution of coolant flows through water communications in the group distributing header (GDH) of a power unit with an RBMK reactor. This model used to determine the flow rate in the channel with a "forbidden"flow meter. An equation is given based on the mass balance of the coolant in the allocated volume. The results of the solution are used to construct an algorithm for determining the flow rate of the coolant in the channel. The results of the application of the technique on the measurement data from the power unit are presented. It is shown that the relative discrepancy with the measured value of the flow rate at a constant position of the flow control valve is on the order of several percent.