УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ ЭНЕРГОБЛОКА АЭС ДЛЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ В МАНЕВРЕННЫХ РЕЖИМАХ СУТОЧНОГО ЦИКЛА : УДОСКОНАЛЕННЯ АВТОМАТИЗОВАНОЇ СИСТЕМИ РЕГУЛЮВАННЯ ПОТУЖНОСТІ ЕНЕРГОБЛОКУ АЕС ДЛЯ ЕКСПЛУАТАЦІЇ В МАНЕВРЕНИХ РЕЖИМАХ ДОБОВОГО ЦИКЛУ

Краткое описание

Министерство образования и науки, молодежи и спорта Украины 

Одесский национальный политехнический университет 

На правах рукописи 

ЦИСЕЛЬСКАЯ Таисия Александровна 

УДК 621.039.56:681.5 

УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ АВТОМАТИЗИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ 

РЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ ЭНЕРГОБЛОКА АЭС ДЛЯ 

ЭКСПЛУАТАЦИИ В МАНЕВРЕННЫХ РЕЖИМАХ СУТОЧНОГО 

ЦИКЛА 

Специальность 05.13.07 – автоматизация процессов управления 

Диссертация 

на соискание ученой степени кандидата технических наук  

  Научный руководитель  

Максимов Максим Витальевич, 

доктор технических наук, 

профессор  

Одесса–2012 

  2 

СОДЕРЖАНИЕ 

Перечень условных сокращений…………………………………………….  5 

ВВЕДЕНИЕ…………………………………………………………………...  6 

РАЗДЕЛ  1  АНАЛИЗ  СОВРЕМЕННЫХ  МЕТОДОВ  УПРАВЛЕНИЯ 

ЯДЕРНОЙ  ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ  УСТАНОВКОЙ  С  РЕАКТОРОМ 

ВВЭР-1000…………………………………………………………………… 

12 

1.1.  Описание  энергоблока  с  реактором    ВВЭР-1000   как    объекта  

управления………………………..........…………………………………….. 

13 

1.2. Реактор ВВЭР-1000 как объект управления………….………………..  16 

1.2.1. Температурный эффект реактивности……………………………….  18 

1.2.2. Мощностной эффект реактивности…………………………………..  22 

1.2.3. Стационарное и нестационарное отравления ксеноном…………….  23 

1.2.4. Управление мощностью реактора ВВЭР-1000……………………...  31 

1.2.5. Устойчивость активной зоны реактора в маневренном режиме…...  33 

1.3. Анализ существующих программ регулирования.……………………  35 

1.3.1.  Влияние  изменения  температуры  теплоносителя  на  входе  в  

активную зону реактора на равномерность энерговыделения..................... 

36 

1.3.2.  Влияние  изменения  средней  температуры  теплоносителя  в  

реакторе на равномерность энерговыделения ..….………………………... 

39 

1.3.3.  Влияние  изменения  температуры  теплоносителя  на  выходе    из  

активной зоны реактора на равномерность энерговыделения……….…… 

41 

1.3.4.  Влияние  изменения  давления  пара  во  втором  контуре  на   

равномерность энерговыделения……………………………..…………….. 

43 

1.4. Анализ существующих автоматизированных систем регулирования 

мощности энергоблока АЭС с ВВЭР-1000…………………….…………... 

44 

1.5.  Постановка  цели  и  задач  диссертационного 

исследования…………………………………………..…………………….. 

52 

1.6. Выводы по первому разделу………….………………………………...  53 

  3 

РАЗДЕЛ  2  МОДЕЛИРОВАНИЕ  РЕАКТОРА  ВВЭР-1000  КАК 

ОБЪЕКТА УПРАВЛЕНИЯ………....……………………………….……… 

54 

2.1. Структура многозонной модели реактора……………….…………….  56 

2.2. Точечная модель кинетики реактора…………………………………...  58 

2.3. Модель энерговыделения в делящемся материале……………..…….  59 

2.4. Модель передачи энергии топливу и теплоносителю………………..  64 

2.5. Модели эффектов реактивности……………………………………..…  67 

2.5.1. Модель эффекта реактивности от отравления йодом и ксеноном….  67 

2.5.2. Модель температурного эффекта реактивности……………………..  68 

2.5.3. Модель мощностного эффекта реактивности………………………..  69 

2.5.4.  Модель  эффективности  регулирующей  группы  органов 

регулирования системы управления и защиты………………..…………... 

71 

2.5.5. Модель борного регулирования………………………………………  73 

2.6. Имитационная модель одной зоны и всей активной зоны реактора....  76 

2.7. Выводы по второму разделу..…………………………………………...  77 

РАЗДЕЛ  3  МОДЕЛИРОВАНИЕ  ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО 

ОБОРУДОВАНИЯ ЭНЕРГОБЛОКА КАК ОБЪЕКТА УПРАВЛЕНИЯ И 

ОЦЕНКА ПОГРЕШНОСТИ МОДЕЛИРОВАНИЯ………………………... 

79 

3.1. Моделирование энергетического оборудования энергоблока………...  79 

3.1.1. Модель учета запаздывания теплоносителя в трубопроводах....…..  79 

3.1.2. Модель парогенератора……………………………………………….  81 

3.1.3. Модель турбогенератора……………………………………………...  84 

3.1.4. Имитационная модель энергоблока……………..…………………...  86 

3.2.    Проверка      адекватности     модели    энергоблока    с    реактором  

ВВЭР-1000…………………………………………………………………… 

87 

3.3.  Моделирование  автоматизированной  системы  регулирования 

мощности энергоблока………………………………….………..………….. 

118 

3.3.1. Настройка регулятора нейтронной мощности реактора……………  119 

3.3.2. Настройка регулятора средней температуры теплоносителя..……..  122 

3.3.3. Настройка регулятора мощности энергоблока………………………  124 

  4 

3.3.4.  Имитационное  моделирование  автоматизированной  системы 

регулирования  мощности  энергоблока  с  постоянной  средней 

температурой теплоносителя…………..….…………………..……..……... 

125 

3.4. Выводы по третьему разделу…………………………………………...  129 

РАЗДЕЛ 4 УСОВЕРШЕНСТВОВАННАЯ  АВТОМАТИЗИРОВАННАЯ 

СИСТЕМА  РЕГУЛИРОВАНИЯ  МОЩНОСТИ  ЭНЕРГОБЛОКА 

АЭС……………………………………………………………………….…... 

131 

4.1. Компромиссно-комбинированная программа регулирования………..  131 

4.2.  Моделирование  усовершенствованной  автоматизированной 

системы регулирования мощности энергоблока……………………..…… 

133 

4.2.1. Настройка регулятора нейтронной мощности………………………  135 

4.2.2.  Настройка  регулятора  температуры  теплоносителя  на  входе  в 

активную зону реактора……………………………………………………. 

138 

4.3.  Исследование усовершенствованной автоматизированной системы 

регулирования во время суточного маневра мощностью………………… 

140 

4.4. Выводы по четвертому разделу………………………………………...  154 

ВЫВОДЫ……………………………………………………………………..  156 

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ………………………...  158 

ПРИЛОЖЕНИЕ А. Исходные данные для расчета………………………...  174 

ПРИЛОЖЕНИЕ Б. Документы о внедрении……………………………….  182 

  5 

ПЕРЕЧЕНЬ УСЛОВНЫХ СОКРАЩЕНИЙ 

АКЗ  –  активная зона 

АО  –  аксиальный офсет 

АРМ  –  автоматический регулятор мощности 

АСР  –  автоматизированная система регулирования 

АЭС  –  атомная электростанция 

ВВЭР  –  водо-водяной энергетический реактор 

ГЦН  –  главный циркуляционный насос 

МКР  –  мощностной коэффициент реактивности 

МЭР  –  мощностной эффект реактивности 

НФХ  –  нейтронно-физические характеристики 

ОР СУЗ  –  органы регулирования системы управления и защиты 

ПГ  –  парогенератор 

РУ  –  реакторная установка 

САУ  –  система автоматического управления 

ТАУ  –  теория автоматического управления 

твэл  –  тепловыделяющий элемент 

ТКР  –  температурный коэффициент реактивности 

ТРБ  –  технологический регламент безопасности 

ТЭР  –  температурный эффект реактивности 

ЯЭУ  –  ядерная энергетическая установка 

  6 

ВВЕДЕНИЕ 

Актуальность темы.  Энергоблоки  АЭС  с  реакторами  ВВЭР-1000, 

которые  эксплуатируются  на  четырех  АЭС,  являются  мощнейшими  на 

территории  Украины.  В  связи  с  тем,  что  существует  существенное 

несоответствие между выработкой и потреблением электрической энергии в 

энергосистеме страны в течение суток, а также в связи с тем, что суммарная 

доля  установок,  предназначенных  для  регулирования  суточного  графика 

нагрузки  энергосистемы  очень  мала,  становится  актуальной  адаптации 

действующих энергоблоков к новым специфическим условиям работы путем 

создания  автоматизированной  системы  регулирования  (АСР)  мощности 

энергоблока,  которая  позволит  эксплуатировать  энергоблоки  АЭС  в 

маневренных режимах.  

Сегодня все украинские АЭС с ВВЭР-1000 эксплуатируются в режиме 

стабилизации мощности энергоблока на заданном уровне, хотя оборудование 

1-го  контура  рассчитано  на  эксплуатацию  в  режиме  маневрирования 

мощностью.  Это,  прежде  всего,  связано  с  тем,  что  в  настоящее  время 

маневрирование  мощностью  реакторной  установки  (РУ)  осуществляется 

операторами  в  ручном  режиме  и  только  по  требованию  диспетчеров 

энергосистемы.  Выполнение  маневра  операторами  РУ  в  ручном  режиме 

очень  опасно,  так  как  при  управлении  необходимо  одновременно 

контролировать изменение многих нейтронно-физических и технологических 

параметров,  что  приводит  к  необходимости  учитывать  влияние 

человеческого фактора на безопасность АЭС. 

Решением  этой  задачи  может  стать  создание  АСР  мощности 

энергоблока,  которая  позволит  эксплуатировать  энергоблок  в  режиме 

маневрирования  мощностью  с  требованием,  чтобы  надежность  и 

безопасность энергоблока не были снижены, а также чтобы экономическая 

эффективность энергоблока сохранялась на необходимом уровне. 

Залогом  надежной  и  безопасной  эксплуатации  энергоблока  является 

устойчивость реактора при  возмущениях  как во время  работы  на постоянном 

  7 

уровне  нагрузки,  так  и  в  маневренном  режиме.  Количественной  мерой 

устойчивости  реактора  является  аксиальный  офсет  (АО)  –  технологическая 

характеристика  равномерности  энерговыделения,  поэтому  мерой 

эффективности эксплуатации энергоблока с ВВЭР-1000 является минимизация 

отклонения АО. 

Диссертационные исследования направлены на решение противоречия 

между  запросом  практики  относительно  перевода  энергоблоков  АЭС  с 

ВВЭР-1000  в  маневренный  режим  для  поддержки  баланса  мощности  в 

энергосистеме  страны  с  минимальным  участием  эксплуатационного 

персонала, с одной стороны, и тем, что сегодня маневрирование мощностью 

происходит  эксплуатационным  персоналом  в  ручном  режиме  –  с  другой 

стороны. Это и обусловливает актуальность работы. 

Связь  работы  с  научными  программами,  планами,  темами. 

Диссертационная  работа  выполнена  в  ОНПУ  в  рамках  государственной 

бюджетной тематики Министерства образования и науки, молодежи и спорта 

Украины  (№  ДР  0109U002620)  по  теме  «Изучение  цикличности  нагрузки 

ВВЭР-1000  с  целью  определения  эффективности  управления  ресурсом 

ядерного  топлива  при  поддержке  баланса  мощности  в  энергосистеме»  и  в 

рамках государственной бюджетной тематики Министерства образования и 

науки, молодежи и спорта Украины (№ ДР 0109U008453) по теме «Изучение 

возможности загрузки энергоблока АЭС с ВВЭР-1000 до 110 % от номинала 

с  целью  определения  момента  граничного  состояния  защитных  барьеров 

безопасности» при участии соискателя в качестве исполнителя. 

Цель  и  задачи  исследования.  Целью  работы  является 

усовершенствование  автоматизированной системы  регулирования мощности 

энергоблока  АЭС,  которая  позволит  эксплуатировать  энергоблок  в 

маневренных режимах суточного цикла для  поддержания баланса мощности 

в энергосистеме Украины. 

Достижение  цели  осуществляется  решением  сформулированной 

последовательности таких исследовательских задач:  

  8 

–  разработать многозонную модель реактора ВВЭР-1000 как объекта 

управления; 

– исследовать свойства  реактора ВВЭР-1000 как объекта управления с 

точки  зрения  присущих  ему  внутренних  возмущений  и  влияния  их  на 

аксиальный офсет  в маневренных режимах,  провести  анализ существующих 

АСР мощности энергоблока; 

–  разработать  математическую  модель  энергоблока  как  объекта 

управления,  которая  состоит  из  многозонной  модели  реактора,  моделей 

парогенератора и турбогенератора; 

–  оценить относительную погрешность моделирования и реализовать 

на  разработанной  модели  автоматизированную  систему  регулирования 

мощности энергоблока, которая функционирует по  методу  регулирования  с 

постоянной средней температурой теплоносителя 1-го контура; 

–  создать средства информационного и математического обеспечения 

компромиссно-комбинированного  метода  регулирования  для  обеспечения 

высоких  качественных  и  количественных  показателей  процессов  при 

управлении реактором; 

–  создать  на  основе  компромиссно-комбинированного  метода 

регулирования  усовершенствованную  АСР  мощности  энергоблока  и 

провести исследование изменения АО при эксплуатации энергоблока АЭС в 

маневренном режиме суточного цикла. 

Объект исследования  –  энергоблок  АЭС  с  реактором  ВВЭР-1000  в 

нормальных условиях эксплуатации. 

Предмет исследования – система автоматизированного регулирования 

мощности энергоблока АЭС в маневренных режимах суточного цикла. 

Методы исследования.  Для анализа  свойств реактора  ВВЭР-1000  как 

объекта  управления  и  проведение  анализа  существующих  АСР  мощности 

энергоблока  использовались  научное  обобщение  и  систематизация.  При 

разработке  математической  модели  энергоблока  использовались 

теоретические  основы  составления  уравнений  материального  баланса, 

  9 

численные методы решения дифференциальных уравнений. Для реализации 

на  разработанной  модели  АСР  мощности  энергоблока,  которая 

функционирует  по  методу  регулирования  с  постоянной  средней 

температурой  теплоносителя  1-го  контура  были  использованы  методы 

имитационного  моделирования  в  среде  моделирования  и  методы  теории 

автоматического  управления  (ТАУ).  Для  создания  усовершенствованной 

АСР  мощности  энергоблока  были  использованы  методы  ТАУ,  а  также 

методы синтеза систем автоматического управления. 

Научная новизна полученных результатов: 

–  получила  дальнейшее  развитие  математическая  модель  реактора, 

которая является многозонною с сосредоточенными параметрами и включает 

идентифицированную  модель управляющего воздействия, а именно борного 

регулирования,  что  позволило  контролировать  изменение  технологических 

параметров  объекта управления по высоте активной зоны (АКЗ) реактора и 

рассчитать  аксиальный  офсет  как  количественную  меру  устойчивости 

ядерного реактора; 

–  получила  дальнейшее  развитие  модель  энергоблока  как  объекта 

управления,  которая  отличается  от  известных  тем,  что  включает 

многозонную  модель  реактора,  это  позволило  уменьшить  ошибку 

моделирования  статических  и  динамических  свойств  и  процессов 

энергоблока; 

–  впервые  разработан  компромиссно-комбинированный  метод 

регулирования,  который  отличается  от  известных  тем,  что  температура 

теплоносителя на входе в АКЗ реактора поддерживается постоянной за счет 

изменения давления пара в парогенераторе, которое происходит вследствие 

перемещения  регулирующих  клапанов  турбины,  что  позволило  устранить 

неконтролируемые возмущения в нижней части активной зоны и обеспечить 

устойчивость реактора; 

–  впервые для автоматизированного управления энергоблоком научно 

обосновано  применение  двух  новых  контуров  управления,  из  которых  в 

  10 

первом  температура  теплоносителя  на  входе  в  активную  зону  реактора 

поддерживается  постоянной  за  счет  регулирования  давления  пара  в 

парогенераторе, второй – контур управления офсетом, который предназначен 

для поддержания постоянного  значения аксиального  офсета  реактора путем 

изменения  положения  регулирующей  группы  органов  регулирования 

системы  управления  и  защиты,  что  позволило  стабилизировать  АКЗ 

реактора. 

Практическое значение полученных результатов. 

Математическая  модель  энергоблока  позволила  провести  расчетные 

эксперименты и смоделировать динамические процессы на АЭС. Разработан 

компромиссно–комбинированный  метод  регулирования,  применение 

которого  позволяет  в  маневренном  режиме  обеспечить  устойчивость 

реактора.  Предложена  усовершенствованная  АСР  мощности  энергоблока, 

которая  позволит  с  минимальным  участием  оператора  РУ  проводить 

маневрирование мощностью энергоблока. 

Модель  энергоблока,  компромиссно-комбинированный  метод  и 

усовершенствованная  АСР  прошли  испытание  в  научно-исследовательской 

лаборатории «Атомспецавтоматика» ОНПУ и предложена к внедрению в ГП 

НАЭК  «Энергоатом».  Результаты  работы  введены  в  учебный  процесс  на 

кафедре  автоматизации  теплоэнергетических  процессов  Одесского 

национального политехнического университета. 

Личный вклад соискателя. В приведенных публикациях соискателем: 

[11,  100,  101]  –  проведен  анализ  энергоблока  как  объекта  управления;  в 

[12, 85,  86]  –  проведен  анализ  существующих  АСР  мощности  энергоблока 

АЭС  и  методов  регулирования,  проведен  анализ  влияния  изменения 

технологических  параметров  на  устойчивость  АКЗ  реактора;  в  [87,  99]  – 

разработана многозонная математическая модель реактора и рассчитан АО; в 

[147,  148]  –  разработана  модель  энергоблока  как  объекта  управления;  в 

[102, 149]  –  оценена  относительная  погрешность  моделирования;  в 

[96, 97, 98]  –  предложен новый контур управления, в котором температура 

  11 

теплоносителя  на  входе  в  реактор  поддерживается  постоянной  за  счет 

регулирования давления пара в парогенераторе; в [103, 145, 146] – разработан 

компромиссно–комбинированный  метод  регулирования;  в  [150,  151]  – 

предложен новый контур управления офсетом, в котором аксиальный офсет 

поддерживается  постоянным  за  счет  изменения  положения  регулирующей 

группы органов регулирования системы управления и защиты. 

Апробация  результатов  диссертации.  Основные  положения  и 

результаты  диссертационного исследования докладывались,  обсуждались и 

получили одобрение на конференции «Current problems of nuclear physics and 

atomic energy» (Россия, Дубна, 2010), Ежегодной  научной  конференции  ІЯД 

(Киев,  2011),  7-й  Международной  научно-технической  конференции 

―Обеспечение безопасности АЭС из ВВЭР‖ (Подольск, 2011), Всеукраинской 

научно-практической  конференции  «Информационные  технологии  и 

автоматизация»  (Одесса,  2011,  2012),  7-й  Международной  научно-практической  конференции  ―Развитие  научных  исследований  2011‖ 

(Полтава,  2011),  18-й  и  19-й  Международных  конференциях  по 

автоматическому  управлению  «Автоматика»  (Львов,  2011;  Киев,  2012), 

Международном  научном  симпозиуме  «Достижение  современной  науки» 

(Одесса, 2012). 

Публикации. Результаты  научных  исследований  опубликованы  в  20 

печатных  работах,  из  них  8  –  статьи  в  специализированных  научных 

изданиях, 8  –  доклады и тезисы  докладов Международных, национальных, 

региональных  конференций,  1–  монография,  1  –  патент  Украины  на 

полезную модель, 1 – патент Украины на изобретение, 1 – патент России на 

изобретение. 

Структура и объем диссертации.  Диссертация состоит из введения, 

основного  содержания,  которое  включает  4  раздела,  выводов,  списка 

использованной  литературы  с  157  наименованиями  и  2  приложениями. 

Общий объем работы составляет 185 страниц (из них 148 - основного текста). 

В работу входят также 109 рисунков и 33 таблицы. 

Список литературы

ВЫВОДЫ 

Диссертационная  работа  посвящена  задаче  разработки 

усовершенствованной  автоматизированной  системы  регулирования 

мощности  энергоблока  АЭС,  что  позволит  эксплуатировать  энергоблок  в 

маневренном режиме суточного цикла для поддержания баланса мощности в 

энергосистеме Украины. 

Полученные  научные  и  практические  результаты  позволяют  сделать 

следующие выводы: 

1.  Анализ  литературных  источников  показал,  что  среди  ряда 

направлений  решения  задачи  управления  мощностью  энергоблока  в 

маневренном режиме усовершенствование ее АСР является приоритетным в 

данном направлении. Исследован реактор ВВЭР-1000 как объект управления. 

Показано,  что  при  управлении  мощностью  энергоблока  не  учитываются 

внутренне  присущие  реактору  возмущения.  Кроме  того,  выявлено,  что 

изменение  технологических  параметров  влияет  на  устойчивость  реактора, 

причем  изменение  температуры  теплоносителя  на  входе  в  АКЗ  реактора 

наносит возмущение, которое невозможно компенсировать. 

2.  Разработана  многозонная  модель  реактора,  которая  включает 

идентифицированную  модель  борного  регулирования,  что  позволило 

контролировать изменение технологических параметров,  таких как тепловая 

мощность Qi, температура теплоносителя на входе t1

вх

 и выходе t1

вых

 из АКЗ 

реактора,  температура  твэлов  tfі,  по  высоте  АКЗ  реактора.  Рассчитана 

технологическая характеристика распределения нейтронного поля –  АО как 

количественную меру устойчивости ядерного реактора. 

3.  Для  уменьшения  погрешности  моделирования  статических  и 

динамических свойств процессов, которые  происходят в энергоблоке, была 

разработана модель  энергоблока как объекта управления, которая включает 

многозонную модель реактора. 

  157 

4.  Впервые  разработан  компромиссно-комбинированный  метод 

регулирования,  который  отличается  от  известных  тем,  что  температура 

теплоносителя  1-го  контура  на  входе  в  АКЗ  реактора  поддерживается 

постоянной за счет изменения давления пара, которая происходит вследствие 

перемещения  клапанов  турбины.  Поддержание  постоянной  температуры 

теплоносителя на входе в АКЗ реактора позволило стабилизировать нижнюю 

часть  активной  зоны  реактора.  На  компромиссно-комбинированный  метод 

регулирования получены патенты Украины и России на изобретение. 

5.  Для  автоматизированного  управления  энергоблоком  научно 

обосновано применение двух новых контуров управления, из которых в 1- 

контуре поддерживается постоянной температура теплоносителя на входе в 

АКЗ реактора за счет регулирования давления пара в парогенераторе, во 2-м 

–  контуре  управления  офсетом  аксиальный  офсет  поддерживается 

постоянным за счет изменения положения регулирующей группы ОР СУЗ. 

Применение  двух  новых  контуров  управления  позволило  стабилизировать 

АКЗ реактора. 

6.  Показано,  что  при  работе  усовершенствованной  АСР,  которая 

функционирует по компромиссно-комбинированному методу регулирования, 

АО не изменяется, что обеспечивает устойчивость реактора на протяжении 

суточного маневра мощностью. При работе АСР, которая функционирует по 

методу регулирования с tСР=const  максимальное  отклонение АО составляет 

2,59 %. Значение 2,59 % является граничным, превышение его запрещается 

регламентом и приводит к вынужденной остановке энергоблока. 

Таким  образом,  усовершенствованная  АСР  позволит  перевести 

энергоблок  АЭС  с  ВВЭР-1000  в  маневренный  режим  для  поддержания 

баланса  мощности  в  энергосистеме  Украины  с  минимальным  участием 

эксплуатационного  персонала  и  с  учетом  требований  регламента  к 

надежности и безопасности эксплуатации энергоблока. 

  158

Список использованных источников 

1.  Physical  modelling  of  a  rapid  boron  dilutin  transient  /  N.  Andersson, 

B. Hemstrom,  R.  Karlsson,  S.  Jacobson  //  7-th  Intern.  Meeting  on  Nuclear 

Reactor  Thermal  Hydraulics  NURETH-7.  -  Saratoga  Springs,  New  York 

(USA). – 1995. – Vol. 4. – Р. 2895 – 2903. 

2.  Christiansen J.  Algorithm  77.  Solving  a  system  of  simultaneous  ordinary 

differential  equations  of  the  first  order  using  a  method  for  automatic  step 

change.  /  J.  Christiansen  //  The  Computer  Journal.  –  1973.  –  Vol. 16,  N. 2.  – 

P. 187 – 188. 

3.  Cottrell W. Tenth NRC water-reactor safety. Research information meeting / 

W. Cottrell // Nuclear safety. – 1983. – Vol. 24, № 2. – P. 173 – 195. 

4.  Elbert  D.  D.  Practicality  of  and  benifits  from  the  applications  of  optimal 

control to pressurized water reactor maneuvers / D. D. Elbert // Nucl.Technol. –

1976. –Vol. 31, oct.(12). – P. 7 – 11. 

5.  Filimonov P. Status and Prospects of Activities on Algorithms and Methods in 

VVER-1000  Core  Control  /  P.  Filimonov,  Y.  Krainov,  V.  Proselkov  //  Proc. 

Intern. Sem. On VVER Reactor Fuel Performance, Modelling and Experimental 

Support. –St.Constantine–Varna (Bulgaria). – 1994. –P. 59 – 66. 

6.  Guler  M.  Energy  and  environment  /  M.  Guler,  E.  Sevgor  //  Ядерні  та 

радіаційні технології. – 2002. – Т. 2, № 1. – С. 71 – 79. 

7.  Hsu  C.  Control  and  stability  analysis  of  spatially  dependent  nuclear  reactor 

systems. / C. Hsu // Argonne National Laboratory; ANL-7322. – 1967. – 44 с. 

8.  Karppinen J. Spatial reactor control methods / J. Karppinen // Nucl. Sci. Eng. 

– 1977. – Vol.64, № 2. – P. 657 – 672. 

9.  Karppinen  J.  An  application  of  optimization  methods  to  spatial  control  of 

nuclear reactor cores / J. Karppinen, B. Blomsnes, R.M. Versluis // Proc. IRIA 

Symp. New Trends in Systems Analysis. – Versailles (France), 1977. – P. 48 – 

52. 

10.  Karppinen  J.  Two  optimal  control  methods  for  PWR  core  control  /  J. 

  159 

Karppinen, B. Blomsnes, R.M. Versluis // Proc. IAEA NPPCI Specialists’ Mtg. 

Use of Computers for Protection Systems and Automatic Control.  Neuherbeg–

Munich (Germany), 1976. – P. 24 – 28. 

11.  Maksimov M. V.  A model of a power unit with VVER-1000 as an object of 

power control / M. V. Maksimov, K. V. Beglov, Т. А. Tsiselskaya // Тр. Одес. 

политехн. ун-та.–O., 2012. – Вып. 1(38). – С. 99 – 105. 

12.  Pelykh  S.  N.  Estimation  of  local  linear  heat  rate  jump  values  in  the  variable 

loading mode / S. N. Pelykh, R. L. Gontar, T.A. Tsiselskaya // Nuclear physics 

and atomic energy. – 2011. – Vol. 12, № 3. – P. 242 – 245. 

13.  Podshibiakin  М.  А.  Some  aspects  of  RP  with  VVER-1000  control  in  load-follow  mode  /  М.  А.  Podshibiakin,  N.  P.  Konoplev,  S.  B.  Ryzhov  //  The  13

th

Pasific  Basin  Nuclear  Conference.  Abstarcts,  21–25  Oct.  2002,  Shenzhen 

( China). 2002. – P. 257. 

14.  Raju G. V. S. Stability of reactor control systems in coupled core reactor / G. 

V. S. Raju, R. Josselson // IEE Trans. Nucl. Sci. –1971. – Vol.18, №1(Part 1). –

P. 388 – 394. 

15.  Raju G. V. S. Control system stability in spatially large cores / G. V. S. Raju, 

R. S. Stone // IEEE Trans. Nucl. Sci. -1970. – Vol.17, № 1. –P. 534 – 540. 

16.  Randall  D.  Xenon  spatial  oscillations  /  D.  Randall,  D.S. St. John  // 

Nucleonics. – 1958. –Vol.16, № 3. – P.82 – 86.  

17.  Safety  guide.  Instrumentation  and  control  systems  important  to  safety  in 

nuclear power plants. NS-G-1.3. –Vienna, Austria: IAEA, 2002. – 99 р. 

18.  Stacey  W.  M.  Control  of  xenon  spatial  oscillations.  /  W.  M.  Stacey  //  Nucl. 

Sci. Eng. –1969. –Vol.38, № 3. – P.229 – 243. 

19.  Wiberg D. M. Controllability of the spatial flux shape / D. M. Wiberg // Nucl. 

Sci. Eng. –1967. -Vol.7, № 3. – P.600 – 604. 

20.  Аборина  И.  Н.  Физические  исследования  реакторов  ВВЭР  / 

И. Н. Аборина // М. : Атомиздат, 1978. – 118 с. 

  160 

21.  Айвазян  С.  А.  Прикладная  статистика:  oсновы  моделирования  и 

первичная  обработка  данных.  /  С.  А.  Айвазян,  И.  С.  Енюков,  Л.  Д. 

Мешалкин // М. : Финансы и статистика, 1983. – 471 с. 

22.  Теория автоматического регулирования. К.  1.  /  М. А.  Айзерман, Г. А. 

Бендриков,  А.  А.  Воронов,  А.  А.  Красовский  //  под  ред. 

В. В. Солодовникова. – М. : Машиностроение, 1967. – 767 с. 

23.  Александров A. A.  Таблицы теплофизических свойств воды и водяного 

пара. / A. A. Александров, Б. А. Григорьев // М. : Изд. МЭИ, 1999. – 168 с. 

24.  Справочник по теории автоматического управления / А. Г. Александров, 

В.  М.  Артемьев,  В.  И.  Афанасьев  //  под  ред.  А. А. Красовского.  –  М.: 

Наука, 1987. – 712 с. 

25.  Александров Є. Є.  Теорія  автоматичного  управління.  / 

Є. Є. Александров, О. П. Голуб,  Ю. Т. Костенко // Х. : ХДПУ, 1999. Т. 1. – 

150 с. 

26.  Александров Є. Є.  Автоматичне  керування  рухомими  об’єктами  і 

технологічними  процесами:  підручник  у  3  Т.  /  Є. Є. Александров, 

Е. П. Козлов ,   Б. І.  Кузнєцов  //  Х.  :  НТУ  «ХПІ»,  2002.  Т. 1:  Теорія 

автоматичного керування / за заг. ред. Александрова Є. Є. – 490 с. 

27.  Александрова  Н.  Д.  Методика  расчета  параметров  настройки  системы 

автоматического регулирования мощности энергоблока с реактором ВВЭР / Н. 

Д.  Александрова,  А.  В.  Наумов  //  Автоматическое  управление  мощностью 

ТЭС и АЭС : Сб. научн. тр. ВТИ. М. : Энергоатомиздат, 1990. – 201 с. 

28.  АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность./ Р. З. Аминов, 

В. А.  Хрусталев,  А.  С.  Духовенский,  А.  И.  Осадчий  //  М.  : 

Энергоатомиздат, 1990. – 264 с.  

29.  Артюх С. Ф.  Автоматизированные  системы  управления 

энергогенерирующими  установками  электростанций.  /  С. Ф.  Артюх, 

М. А. Дуэль,  И. Г Шелепов. – Харьков: ООО «Знание LTD», 2000. – 448 с. 

30.  Бабаков Н. А. Теория автоматического управления : учебник для вузов в 

2-х  ч.  /  Н.  А.  Бабаков,  А.  А.  Воронов,  А.  А.  Воронова;  под  ред. 

  161 

А. А. Воронова. – М. : Высш. шк., 1986. – Ч. 1. – 367 с. 

31.  Бабаков Н. А. Теория автоматического управления: учебник для вузов в 

2-х  ч.  /  Н.  А.  Бабаков,  А.  А.  Воронов,  А.  А.  Воронова.  под  ред. 

А. А. Воронова. – М. : Высш. шк., 1986. – Ч. 2. – 504 с. 

32.  Бартоломей  Г.  Г.  Основы  теории  и  методы  расчета  ядерных 

энергетических реакторов: учеб. пособие  /  Г. Г.  Бартоломей, Г. А.  Бать, 

М. С. Алхутов. – М. : Энергоиздат, 1989. – 512 с. 

33.  Белл Д. Теория ядерных реакторов / Д. Белл, С. Глесстон. – М. : 1974. – 

489 с. 

34.  Беляев  Г.  Б.  Технические  средства  автоматизации  в  теплоэнергетике  / 

Г. Б. Беляев, В. Ф.  Кузищин, Н. И.  Смирнов.  –  М.  : Энергоиздат, 1982. – 

320 с. 

35.  Бесекерский В. А. Теория систем автоматического управления, издание 

четвертое,  переработанное  /  В. А.  Бесекерский,  Е. П.  Попов.  –  СПб.  : 

Профессия, 2004. – 752 с. 

36.  Болнокин В. Е. Анализ и синтез систем автоматического управления на 

ЭВМ.  Алгоритмы  и  программы  :  справочник  /  В. Е.  Болнокин, 

П. И. Чинаев. – М. : Радио и связь, 1991. – 256 с. 

37.  Бронштейн  И.  Н.  Справочник  по  математике  /  И.  Н.  Бронштейн, 

К. А. Семендяев. – М. : ГИТТЛ, 1957. – 608 с. 

38.  Букринский А. М. Аварийные переходные процессы на АЭС с ВВЭР  / 

А. М. Букринский. – М. : Энергоиздат, 1982 г. – 142 с. 

39.  Верхивкер,  Г.  П.  Основы  расчета  и  конструирования  ядерных 

энергетических реакторов / Г. П. Верхивкер, В. П. Кравченко. — О. : ТЕС, 

2008. — 409 с. 

40.  Владимиров  В.  И.  Практические  задачи  по  эксплуатации  ядерных 

реакторов / В. И. Владимиров. – М. : Энергоатомиздат, 1986. – 303 с. 

41.  Владимиров  В.  С.  Уравнения  математической  физики  / 

В. С. Владимиров. – М. : Наука, 1988. – 512 с. 

42.  Вознесенский И. И. Жизнь, деятельность и избранные труды в области 

  162 

машиностроения и автоматического регулирования  / И. И. Вознесенский. 

– М. : Машгиз, 1952. – 355 с. 

43.  Воронов А. А.  Введение  в  динамику  сложных  управляемых  систем  / 

А. А. Воронов. – М. : Наука, 1985. – 352 с. 

44.  Воронов А. А.  Основы  теории  автоматического  управления: 

Автоматическое  регулирование  непрерывных  линейных  систем  / 

А. А. Воронов. – М. : Энергия, 1980. – 312 с. 

45.  Галанин  А.  Д.  Введение  в  теорию  ядерных  реакторов  на  тепловых 

нейтронах / А. Д. Галанин. – М. : Энергоатомиздат, 1990. – 536 с. 

46.  Ганев И. Х. Физика и расчет реактора / И. Х. Ганев. – 2-е изд., перераб. и 

доп. – М. : Энергоатомиздат, 1981. – 368 с. 

47.  Ганчев  Б.  Г.  Ядерные  энергетические  установки  /  Б.  Г.  Ганчев,  Л.  Л. 

Калишевский, Р. С. Демешев. – М. : Энергоатомиздат, 1990. – 346 с. 

48.  Гольдфарб Л. С. Теория автоматического управления / Л. С. Гольдфарб, 

А. В. Балтрушевич, А. В. Нетушил; под ред. А. В. Нетушила. – М. : Высш. 

шк., 1976. – 400 с. 

49.  Горелик А. Х.  Автоматизированные  системы  управления 

технологическими  процессами  ТЭС  и  АЭС:  учеб.  пособие  для  студ.  / 

А. Х. Горелик. – Х. : НТУ «ХПИ», 2005. – 244 с. 

50.  Горяченко В. Д. Методы исследования устойчивости ядерных реакторов 

/ В. Д. Горяченко. – М. : Атомиздат, 1977. – 296 с. 

51.  ГОСТ 24693-81. Реакторы ядерные энергетические корпусные с водой 

под давлением. Общие требования к системе борного регулирования. – М. 

: Изд-во стандартов, 1981. – 5 c. 

52.  Григорьев  В.  А.  Тепловые  и  атомные  электрические  станции  / 

В. А. Григорьев, В. М. Зорин. – М. : Энергоатомиздат, 1989. – 608 с. 

53.  Дементьев  Б.  А.  Кинетика  и  регулирование  ядерных  реакторов  / 

Б. А. Дементьев. – М. : Энергоатомиздат, 1986. – 272 с. 

54.  Дементьев  Б.  А.  Ядерные  энергетические  реакторы:  учеб.  пособие  / 

Б. А. Дементьев. – М. : Энергоатомиздат, 1990. – 352 с. 

  163 

55.  Демидович  Б.  П.  Численные  методы  анализа.  Приближение  функций, 

дифференциальные  уравнения:  учеб.  пособие  /  Б. П.  Демидович, 

И. А. Марон, Э. З. Шувалова. – М. : Физматгиз, 1962. – 367 с. 

56.  Демченко  В.  А.  Автоматизация  и  моделирование  технологических 

процессов АЭС и ТЭС / В. А. Демченко.– О. : Астропринт, 2001. – 308 с. 

57.  Денисов В. П. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций 

/ В. П. Денисов , Ю. Г. Драгунов. – М. : ИздАТ, 2002. – 480 с. 

58.  Дорф Р.  Современные  системы  управления  :  пер.  с  англ.  /  Р.  Дорф, 

Р. Бишоп. – М. : Лаб. Базовых Знаний, 2002. – 832 с. 

59.  Дуэль М. А. Автоматизированные системы управления энергоблоками с 

использованием средств вычислительной техники  / М. А. Дуэль.  –  М.  : 

Энергоиздат, 1983. – 207 с. 

60.  Дуэль М. А. Алгоритмическое обеспечение автоматизированных систем 

управления  энергоблоками  электростанций  /  М. А.  Дуэль.  –  Х.  :  ООО 

«Знание LTD», 2000. – 283 с. 

61.  Дьяконов В. П. MATLAB 6: учеб. курс / В. П. Дьяконов. – СПб. : Питер, 

2001. – 592 с. 

62.  Емельянов  И.  Я.  Управление  и  безопасность  ядерных  энергетических 

реакторов  / И. Я. Емельянов, П. А. Гаврилов, Б. Н. Селиверстов.  –  М.  : 

Атомиздат, 1975. –280 с. 

63.  Емельянов И. Я.  Научно-технические  основы  управления  ядерными 

реакторами  / И. Я. Емельянов, А. И. Ефанов , Л. В. Константинов .  –  М.  : 

Энергоиздат, 1981. – 360 с. 

64.  Земляк  Е.  М.  Автоматизированное  моделирование  непрерывных  и 

периодических  процессов  и  систем:  учеб.  пособие  /  Е.  М.  Земляк, 

Г. А. Статюха. – К. : НМК ВО, 1992. – 144 с. 

65.  Иванов  В.  А.  Регулирование  энергоблоков  /  В.  А.  Иванов.  –  Л.  : 

Машиностроение, Ленингр. отд-ние, 1982. – 311 с. 

66.  Иванов  В.  А.  Эксплуатация  АЭС  /  В.  А.  Иванов.  –  СПб  : 

Энергоатомиздат, 1994. – 379 с.  

  164 

67.  Иванов В. А., Ожиганов Ю. В. Автоматизация энергетических установок 

ТЭС и АЭС: учеб. пособие / В. А. Иванов , Ю. В. Ожиганов. – Л. : СЗПИ, 

1986. – 64 с. 

68.  Иващенко Н. Н. Автоматическое регулирование / Н. Н. Иващенко. – М. : 

Машиностроение, 1978. – 736 с. 

69.  Игнатенко  Е.  И.  Маневренность  атомных  энергоблоков  с  реакторами 

типа  ВВЭР  /  Е.  И.  Игнатенко,  Ю.  Н.  Пыткин.  –  М.  :  Энергоатомиздат, 

1985. – 85 с. 

70.  Кипин Дж.  Физические  основы  кинетики  ядерных  реакторов  :  пер.  с 

англ. / Дж. Кипин – М. : Энергоатомиздат, 1984. – 428 с. 

71.  Кириллов  П.  Н.  Теплообмен  в  ядерных  энергетических  установках  / 

П. Н. Кириллов, Г. П. Богословский. – М. : Энергоатомиздат, 2000. – 347 с. 

72.  Кириллов И. И.  Регулирование  паровых  и  газовых  турбин  /  И. И. 

Кириллов, В. А. Иванов. – Л. : Машиностроение, 1966. – 271 с. 

73.  Кириллов И. И.  Паровые  турбины  и  паротурбинные  установки  / 

И. И. Кириллов,  В. А.  Иванов,  А. И.  Кириллов.  –  Л.  :  Машиностроение, 

1978. – 276 с. 

74.  Клемин А. И.  Теплогидравлический  расчет  и  теплотехническая 

надежность  ядерных  реакторов  /  А. И.  Клемин,  Л. Н.  Полянин, 

М. М. Стригулин. – М. : Атомиздат, 1980. – 261 с. 

75.  Колесов  В.  Ф.  Динамика  ядерных  реакторов  /  В.  Ф.  Колесов, 

П. А. Леппик, С. П. Павлов. – М. : Энергоатомиздат, 1990. – 518 с. 

76.  Копелович  А.  П.  Инженерные  методы  расчета  при  выборе 

автоматических регуляторов  / А. П. Копелович.  –  М.  : Госуд.  науч.-техн. 

изд. лит. по черн. и цвет. металлургии, 1960. – 192 с. 

77.  Управление  аксиальным  распределением  поля  энерговыделения  в 

активной зоне ВВЭР-1000 при переходных процессах  / А. А. Коренной, 

С. Н. Титов, В. А. Литус, О. В. Неделин. – М. : Атом. энергия, 2000. – Т. 

88, № 4. – С. 252 – 257. 

78.   Крайнов  Ю.  А.  Некоторые  нейтронно-физические  характеристики 

  165 

серийного  реактора  ВВЭР-1000  при  маневрировании  мощностью  / 

Ю. А. Крайнов,  С.  А.  Астахов  –  М.  :  1987.  –  44  с.  (Препр./  ИАЭ  ; 

№4475/4). 

79.   Крамеров  А.  Я.  Инженерные  расчеты  ядерных  реакторов  /  А.  Я. 

Крамеров, Я. В. Шевелев. – М. : Энергоатомиздат, 1984. –736 с. 

80.  Красовский А. А.  Основы  автоматики  и  технической  кибернетики  / 

А. А. Красовский, Г. С. Поспелов. – М. : Госэнергоиздат, 1962. – 698 с. 

81.  Крутов  В.  И.  Основы  теории  автоматического  регулирования  / 

В. И. Крутов, Ф. М. Данилов, П. К. Кузьмик; под ред. В. И. Крутова. – М. : 

Машиностроение, 1984. – 368 с. 

82.  Липатников  Г.  А.  Автоматическое  регулирование  объектов 

теплоэнергетики / Г. А. Липатников, М. С. Гузеев. – Владивосток, 2007. – 

136 с. 

83.  Лукасевич  Б. И.  Парогенераторы  реакторных  установок  ВВЭР  для 

атомных электростанций / Б. И. Лукасевич, Н. Б. Трунов, Ю. Г. Драгунов, 

С. Е. Давиденко. – М. : ИКЦ Академкнига, 2004. – 391 с. 

84.  Максвелл Д. К. Теория автоматического регулирования / Д. К. Максвелл, 

И. А.  Вышнеградский,  А.  Стодола;  под  ред.  А. А. Андронова, 

И. Н. Вознесенского. – М. : АН СССР, 1949. – 430 с. 

85.  Maксимов M. В. Модель реактора ВВЭР-1000  как объекта управления / 

M.  В.  Maксимов,  К.  В.  Беглов,  Т.  А.  Цисельская  //  Достижения 

современной  науки  :  материалы  междунар.  научн.  симпозиума,  20-27 

февр. 2012 г. – О., 2012. – С. 108 – 122. 

86.  Maксимов M. В. Модель реактора ВВЭР-1000  как объекта управления : 

монография / M. В. Maксимов, К. В. Беглов, Т. А. Цисельская // Соврем. 

технологии упр. – О. : Изд-во Куприенко С. В., 2012. – С. 108 – 122. 

87.  Maксимов M. В. Способ управления ядерным энергетическим реактором 

ВВЭР-1000/ M. В. Maксимов, С. Н. Пелых, К. В. Беглов, Т. А. Цисельская 

//  Информационные  технологии  и  автоматизация  –  2011  :  тез.  докл. 

Всеукр. науч.-практ. конф., ОНАПТ, Одесса, 12-14 окт. 2011. - С. 35 – 36. 

  166 

88.  Маргулова Т. Х. Атомные электрические станции: уч. для вузов. / Т. Х. 

Маргулова //– М. : Атом. техника, 1994. – 368 с. 

89.  Медведев В. С. Control System Toolbox. MATLAB 5 для студентов / В. С. 

Медведев, В. Г. Потемкин // – М. : ДИАЛОГ–МИФИ, 1999. – 287 с. 

90.  Михеев М. А.. Основы теплопередачи / М. А. Михеев, И. М. Михеева // – 

М. : Энергия, 1977. – 343 с. 

91.  Нигматулин  И.  Н.  Ядерные  энергетические  установки  / 

И. Н. Нигматулин, Б. И. Нигматулин //  –  М.  : Энергоатомиздат, 1986. – 

168 с.  

92.  Общие положения безопасности атомных станций при проектировании, 

сооружении  и  эксплуатации:  (ОПБ-88):  ПН  АЭ  Г-1-011-89  /  Гос.  ком. 

СССР по надзору за безопасным ведением работ в атом. энергетике. – М. : 

Энергоатомиздат, 1990. – 41 с. 

93.  Овчинников  Ф.  Я.  Эксплуатационные  режимы  водо-водяных 

энергетических  ядерных  реакторов  /  Ф.  Я.  Овчинников,  Л.  И.  Голубев, 

В. Д. Добрынин // – М. : Атомиздат,1977. – 280 с. 

94.  Острейковский  В.  А.  Эксплуатация  атомных  станций  / 

В. А. Острейковский // – М. : Энергоатомиздат, 1999. – 928 с. 

95.  Павлыш  О.  Н.  Экспериментальные  динамические  характеристики 

моноблока  1000  МВт  с  реактором  ВВЭР-1000  /  О.  Н.  Павлыш, 

И. П. Гарбузов, Реуков Ю. Н. // Электр. станции. – 1986. – №1. – С. 8 – 10. 

96.  Пат.  100070  України,  МПК

G  21  C  7/00.  Спосіб  управління  ядерною 

енергетичною  установкою  з  реактором  водяного  типу  при  зміні 

потужності  реактора  або  зовнішнього  навантаження  /  Максимов  М.  В., 

Баскаков В. Е, Пелих С. М., Цисельська Т. О.; заявник та патентовласник : 

Максимов  М.  В.,  Баскаков  В.  Е,  Пелих  С.  М.,  Цисельська  Т.  О.  –  № 

а201102326; заявл. 28.02.2011; опубл. 12.11.2012, Бюл. № 21. 

97.  Пат.  2470391  Рос.  Федерация,  МПК  G  21  C  7/00.  Способ  управления 

ядерной  энергетической  установкой  с  реактором  водяного  типа  при 

изменении мощности реактора или внешней нагрузки / Максимов М. В., 

  167 

Баскаков  В.  Е,  Пелых  С.  Н.,  Цисельская  Т.  А.;  заявитель  и 

патентообладатель  :  Максимов  М.  В.,  Баскаков  В.  Е,  Пелых  С.  Н., 

Цисельская  Т.  А.  –  №  2011121323/07;  заявл.  25.05.11;  опубл.  20.12.12, 

Бюл. № 35. 

98.  Пат.  59039  України,  МПК

G  21  C  7/00.  Спосіб  управління  ядерною 

енергетичною  установкою  з  реактором  водяного  типу  при  зміні 

потужності  реактора  або  зовнішнього  навантаження  /  Максимов  М.  В., 

Баскаков В. Е, Пелих С. М., Цисельська Т. О.; заявник та патентовласник : 

Максимов  М.  В.,  Баскаков  В.  Е,  Пелих  С.  М.,  Цисельська  Т.  О.  –  № 

u201102453; заявл. 01.03.2011; опубл. 26.04.2011, Бюл. № 8. 

99.  Моделирование  поведения  твэла  легководного  реактора  в  различных 

режимах нагружения / С. Н. Пелых, M. В. Maксимов, Р. Л. Гонтарь, Т. А. 

Цисельская  //  Сб.  науч.  тр.  Севастопол.  нац.  ун-та  ядерной  энергии  и 

пром-ти. – 2010. – Вып. 4 (36). – С. 50–58. 

100. Принципы управления долговечностью оболочек твэлов в переменном 

режиме  ВВЭР-1000  /  С. Н.  Пелых,  M.  В.  Maксимов,  Р.  Л.  Гонтарь, 

Т. А. Цисельская // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР : тез. докл. 7-й 

межд. науч.-техн. конф. – Подольск : ОКБ ―Гидропресс‖, 2011. – С. 59. 

101. Способ стабилизации аксиального распределения нейтронного поля при 

маневрировании  мощностью ВВЭР-1000  /  С. Н. Пелых, M. В. Maксимов, 

Т. А. Цисельская, В. Е. Баскаков // Ядер. и радиац. безопасность. – 2011. – 

№ 1 (49). – С. 27–32 

102. Управление  ресурсом  оболочек  твэлов  в  переменном  режиме 

нагружения ВВЭР-1000 / С. Н. Пелых, M. В. Maксимов, Р. Л. Гонтарь, Т. 

А. Цисельская // Щорічна наук. конф. ІЯД, 25 - 28 січня 2011 р. – С. 54 – 

55. 

103. Пелых  С.  Н.  Комплексный  критерий  эффективности  алгоритма 

маневрирования  мощностью  РУ  с  ВВЭР-1000  в  переменном  режиме  / 

С. Н. Пелых, В. Е. Баскаков, Т. А. Цисельская // Тр. Одес. политехн. ун-та.– О., 2009. – Вып. 2. – С. 53 – 58. 

  168 

104. Петров Ю. П.  Новые  главы  теории  управления  и  компьютерных 

вычислений / Ю. П. Петров  – СПб. : БХВ-Петербург, 2004. – 192 с. 

105. Петухов  Б.  С.,  Генин  Л.  Г.,  Ковалев  С.  А.  Теплообмен  в  ядерных 

энергетических установках / Б. С. Петухов, Л. Г. Генин, С. А. Ковалев – 

М. : Атомиздат, 1974. – 408 с. 

106. Плетнев  Г. П.  Автоматическое  регулирование  и  защита 

теплоэнергетических установок электрических станций / Г. П. Плетнев. – 

Изд. 2-е. – М. : Энергия, 1976. – 424 с. 

107. Плютинский В. И.  Автоматическое  управление  и  защита 

теплоэнергетических  установок  АЭС  /  В. И.  Плютинский, 

В. И. Погорелов  – М. : Энергоатомиздат, 1983. – 295 с. 

108. Правила  устройства  и  безопасности  эксплуатации  оборудования  и 

трубопроводов атомных энергетических установок : (ПН АЭ Г – 7 – 008 – 

89):  введ.  90-01-01  /  Гос.  ком.  СССР  по  надзору  за  безопас.  введением 

работ в атом. энергетике. – М. : Энергоатомиздат, 1990. – 168 с. 

109. Правила  ядерной  безопасности  атомных  электростанций  ПБЯ-04-74  / 

Гос. ин-т по исполнен. атомной энергии СССР. Гос. инспекция по ядерной 

безопасности СССР. Госатомнадзор СССР. – М. : Атомиздат, 1976. – 24 с. 

110. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций: 

(ПБЯ РУ АС-89,  ПНАЭ Г-1-024-90): введ. 90-01-09 / Гос. ком. СССР по 

надзору  за  безопас.  ведением  работ  в  атом.  энергетике.  –  М.  : 

Энергоатомиздат, 1990. – 27 с. 

111. Рассохин Н. Г. Парогенераторные установки атомных электростанций / 

Н. Г. Рассохин  – М. : Энергоатомиздат, 1987. – 306 с. 

112. Растригин Л. А.  Введение  в  идентификацию  объектов  управления  / 

Л. А. Растригин, Н. Е. Маджаров  – М. : Энергия, 1977. – 216 с. 

113. Резепов  В. К.  Реакторы  ВВЭР-1000  для  атомных  электростанций  / 

В. К. Резепов, В. П.  Денисов,  Н. А.  Кирилюк.  –  М.  :  ИКЦ  Академкнига, 

2004. – 333 с. 

  169 

114. Рей У. Методы управления технологическими процессами : пер. с англ. / 

У. Рей // – М. : Мир, 1983. – 368 с. 

115. Ривкин С. Л.,  Александров А. А.  Термодинамические  свойства  воды  и 

водяного пара / С. Л. Ривкин, А. А. Александров  – М. : Энергоатомиздат, 

1984. – 79 с. 

116. Ротач  В.  Я.  Расчет  динамики  промышленных  автоматических  систем 

регулирования / В. Я. Ротач – М. : Энергия, 1973 г. – 440 с. 

117. Ротач В. Я. Теория автоматического управления теплоэнергетическими 

процессами / В. Я. Ротач – М. : Энергоатомиздат, 1985. – 396 с. 

118. Рудик А. П. Ксеноновые переходные процессы в ядерных реакторах / 

А. П. Рудик – М. : Атомиздат, 1974. – 72 с. 

119. Рудик А. П. Физические основы ядерных реакторов / А. П. Рудик – М. : 

Атомиздат, 1979. – 118 с. 

120. Сангинова О. В. Использование гидродинамических моделей для расчета 

концентрации  борной  кислоты  в  ядерных  реакторах  типа  ВВЭР-1000  / 

О. В.  Сангинова  /  Математические  методы  в  технике  и  технологиях 

(ММТТ-14) //  тез. докл.  14-й  междунар.  науч.  конф.  –  Т.  6,  секц.  10.  – 

Смоленск: Смоленск. Фил. Москов. энергет. ин-та. – 2001. – С. 64 – 65. 

121. Саркисов А. А.  Физика  переходных  процессов  в  ядерных  реакторах  / 

А. А. Саркисов, В. Н. Пучков  – М. : Энергоатомиздат, 1983. – 232 с. 

122.  Общие  положения  обеспечения  безопасности  атомных  станций  при 

проектировании,  сооружении  и  эксплуатации  и  Санитарные  правила 

проектирования  и  эксплуатации  атомных  электростанций  :  Сб. 

нормативных материалов по безопасности атом. станций – 2-е изд. – М. : 

Энергоатомиздат, 1985. – 80 с. 

123. Северин В. П.  Схема  перехода  в  устойчивую  область  системы 

автоматического  регулирования  по  критерию  Рауса-Гурвица  / 

В. П. Северин // Техн. електродинаміка. – К., – 2003. – Ч. 4. – С. 64 – 69. 

124. Северин В. П.  Моделирование,  оптимизация  и  идентификация  систем 

автоматического  управления  /  В. П. Северин,  Д. Е.  Грозенок ,  Н. А. 

  170 

Позняк   //  Матеріали  1-ої  Міжнар.  конф.  з  автомат.  керування 

«Автоматика-94».– К. : IК АН України. – 1994. – Ч. I. – С. 172. 

125. Северин В. П. Анализ задачи оптимизации прямых критериев качества 

для систем автоматического регулирования энергоблока  / В. П.  Северин , 

Е. Н. Никулина , В. Ф. Чернай  // Вісн. Нац. техн. ун-ту «ХПІ». – Х. : НТУ 

«ХПІ». – 2003. – Т. 1, № 6. – C. 75–80. 

126. Соболев  С.  Л.  Уравнения  математической  физики  :  учеб.  пособие  / 

С. Л. Соболев – М. : Наука, 1992. – 431 с. 

127.  Солодовников  В.  В.  Автоматизированное  проектирование  систем 

автоматического  управления  /  В.  В.  Солодовников  –  М.  : 

Машиностроение, 1990. – 334 с. 

128.  Солодовников В. В. Основы теории и элементы систем автоматического 

регулирования / В. В. Солодовников , В. Н. Плотников , А. В. Яковлев   – 

М. : Машиностроение, 1985. – 536 с. 

129. Спассков  В. П.  Расчетное  обоснование  теплогидравлических 

характеристик  реактора  и  РУ  ВВЭР  /  В. П.  Спассков,  Ю. Г.  Драгунов, 

С. Б. Рыжов – М. : ИКЦ Академкнига, 2004. – 340 с. 

130.  Стерман Л. С.  Тепловые  и  атомные  электрические  станции  / 

Л. С. Стерман , В. М. Лавыгин , С. Г. Тишин  – М. : Изд-во МЭИ, 2000. – 

408 с. 

131. Стернинсон Л. Д.  Переходные процессы  при  регулировании  частоты и 

мощности в энергосистемах / Л. Д. Стернинсон –  М. : Энергия, 1975. – 

216 с. 

132.  Стефани  Е.  П.  Основы  расчета  настройки  регуляторов 

теплоэнергетических  процессов  /  Е.  П.  Стефани  –  М.  :  Госэнергоиздат, 

1960. – 328 с. 

133. Типовой  технологический  регламент  безопасной  эксплуатации 

энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 (В-320) : ТРВ-1000-3. – М. : 1988. 

– 350 с. 

  171 

134. Титов  В.  Ф.  Парогенераторы  атомных  электростанций  /  В.  Ф.  Титов, 

Н. Г. Рассохин, В. Г. Федоров – М. : Энергоатомиздат, 1992. – 347 с. 

135.  Трояновский  Б.  М.  Паровые  и  газовые  турбины  атомных 

электростанций / Б. М. Трояновский, Г. А. Филиппов, А. Е. Булкин : учеб. 

пособ. для вузов. – М. : Энергоатомиздат, 1985. – 256 с. 

136.  Трунов  Н.  Б.,  Логвинов  C.  A.,  Драгунов  Ю.Г.  Гидродинамические  и 

теплохимические  процессы  в  парогенераторах  АЭС  с  ВВЭР  / 

Н. Б. Трунов,  C.  A.  Логвинов,  Ю.Г.  Драгунов  –  М.  :  Энергоатомиздат, 

2001. – 316 с. 

137.  Фельдбаум А. А.  Методы  теории  автоматического  управления  / 

А. А. Фельдбаум , А. Г. Бутковский  – М. : Наука, 1971. – 743 с. 

138. Филимонов  П.  Е.  Поддержание  равновесного  офсета  –  эффективный 

способ  подавления  ксеноновых  колебаний  в  ВВЭР-1000  / 

П. Е. Филимонов, С. П. Аверьянова // Атом. энергия. – 2001. – Т. 90, № 3. 

– С. 231 – 233. 

139. Филимонов П. Е. Испытания маневренности ВВЭР-1000 на 5-ом блоке 

Запорожской АЭС / П. Е. Филимонов, С. П. Аверьянова, С. Г. Олейник // 

Атом. энергия. – 1998. – Т. 85, № 5. – С. 364 – 367. 

140. Филимонов  П.  Е.  Управление  группами  рабочих  органов  СУЗ  в 

маневренном  режиме  работы  ВВЭР-1000  /  П. Е.  Филимонов,  С. П. 

Аверьянова, М. П.  Филимонова // Атом.  энергия. –  1998.  –  Т. 84, № 5. – 

С. 383 – 387. 

141. Филимонов  П.  Е.  Подавление  аксиальных  колебаний 

энергораспределения ВВЭР-1000 без органов регулирования половинной 

длины / П. Е. Филимонов, Ю. А. Крайнов // Атом. энергия. –1995. – Т. 78, 

№ 5. – С. 388 

142. Филипчук  Е.  В.  Управление  нейтронным  полем  ядерного  реактора / 

Е. В. Филипчук,  П.  Т. Потапенко,  В.  В. Постников.  –  М.  : 

Энергоатомиздат, 1981. – 280 с. 

143. Харрер Дж. Техника регулирования ядерных реакторов : пер. с англ. / 

  172 

Дж. Харрер // – М. : Атомиздат, 1967. – 494 с. 

144. Хетрик Д. Динамика ядерных реакторов : пер. с англ. / Д. Хетрик // – М. : 

Атомиздат, 1975. – 400 с. 

145. Цисельская  Т.  А.  Анализ  возможности  использования  борного 

регулирования  для  управления  мощностью  реактора  ВВЭР-1000  / 

Т. А. Цисельская, О. Б. Максимова // Сб. науч. тр. Севастополь. нац. ун-та 

ядерной энергии и промышленности. – 2012. – Вып. 4 (44). – С. 33 – 40. 

146. Цисельская Т. А. Анализ устойчивости активной зоны ВВЭР-1000 при 

различных  программах  регулирования  энергоблока  /  Т.  А.  Цисельская, 

С. Н. Пелых, А. А. Назаренко // Тр. Одес. политехн. ун-та. – 2011. – Вып. 2 

(36). – С. 109 – 114. 

147. Цисельская Т. А. Исследование АКЗ ВВЭР-1000 при разных программах 

регулирования энергоблоком / Т. А. Цисельская // Автоматика-2011 : тез. 

докл.  18-й  Междунар.  конф.  по  автоматическому  упр.