Интервью профессора А.М. Загребаева

Профессор, д.ф.-м.н. Загребаев Андрей Маркоянович, заведующий 22-ой кафедрой «Кибернетики». Поделился в интервью о своей учёбе в университете, работе со студентами и областью научных интересов включающих разработку математических и информационных моделей работы ядерного реактора.

 

 
  • Андрей Маркоянович, расскажите о себе! На протяжении скольких лет Вы заведуете кафедрой? Какие достижения считаете главными в своей работе?

Я поступил в МИФИ в 1966 году. После окончания 10 класса школы. Надо отметить, что в тот год был двойной выпуск школьников (выпускались одновременно 10 и 11 класс, в связи с реформой школы). По этой причине конкурс при поступлении был большой. Достаточно сказать, что в нашей группе из 25 человек, только у двоих не было медалей — у меня и моего товарища Гены Фомина. Поступил я на физико-энергетический факультет. Специальность тогда студенты при поступлении не выбирали — куда зачислят там и будешь учиться. Меня зачислили в группу Ф1-01, т.е. на кафедру №5 (ныне кафедра теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов). Окончил МИФИ в 1972 году по специальности «Физико-энергетические установки». Тема дипломной работы «Использование информации дискретного контроля для задач управления полями энерговыделения в ядерных реакторах». Фактически эта тема и определила в дальнейшем направление моей научной деятельности  — на стыке физики реакторов и информационных технологий. После окончания был оставлен для работы на кафедре в должности инженера и прошел все ступеньки: старший инженер, аспирант, младший научный сотрудник. В 1980 году защитил кандидатскую диссертацию и получил степень кандидата технических наук. В 1982 году меня пригласили работать ассистентом на кафедру «Математическое обеспечение систем», где создавалось профессором В.Г.Иваненко новое направление «Математическое обеспечение ядерно-энергетических систем». Опять прошел все ступеньки: ассистент, старший преподаватель, доцент, профессор. В 2006 году защитил докторскую диссертацию «Математическое моделирование ядерного реактора при случайных возмущениях технологических параметров». Заведую кафедрой «Кибернетика» с 2012 года.

На мой взгляд, достижения в научной работе оцениваются не только наградами, грантами и т.д., хотя есть у меня и награды РОСАТОМА и медаль «В память 850-летия Москвы» и разные почетные грамоты. Но я большой      наградой считаю, что мне посчастливилось учиться и работать с замечательными людьми. Лекции по специальности нам читали известные ученые профессора Фейнберг С.М., Юрова Л.Н., Хромов В.В., Гальпер А.М. и многие другие. Непосредственно научным руководителем у меня был профессор Наумов Владимир Ильич, до сих пор работающий на кафедре №5. Большие навыки в практической работе я получил от доцента Савандера Владимира Игоревича.

 
  • Расскажите о ваших наиболее значимых результатах в науке? Что получилось реализовать на практике и где применяется в настоящее время?

Наиболее значимым достижением я считаю предложенный мною подход к ядерному реактору как к объекту со случайными параметрами. В рамках этой парадигмы и лежит большинство моих работ. Частично они изложены в монографии (название совпадает с темой докторской диссертации).

Я бы разделил наши научные работы на четыре группы, названия весьма условны и отдельные работы могут быть и в той и другой группе, но они описывают саму суть множества наших исследований.

  1. Задачи диагностики

Общим подходом при решении этих задач является разработка математических моделей и их адаптация по данным архивов эксплуатационных параметров.

К задачам этой группы относятся:

— определение расхода теплоносителя в топливных каналах реактора РБМК по информации об азотной активности;

— контроль технологической информации о состоянии запорно-регулирующих клапанов в топливных каналах РБМК на основе математической модели теплогидравлики тракта. Недостоверная информация об их состоянии может привести к аварийной ситуации — «пережогу» тепловыделяющих элементов;

— восстановление утраченной измерительной информации при выходе из строя датчиков внутриреакторного контроля;

— разработка автоматизированной системы поиска негерметичной тепловыделяющей сборки.

Наиболее продвинутой является задача контроля расхода теплоносителя в топливном канале реактора по информации об «азотной активности». Созданы и апробированы методики, расчетно-измерительный комплекс, и получено в НИКИЭТ свидетельство о метрологической аттестации методики.

  1. Оптимизация в условиях неопределенности

Эти задачи рассматривают:

— возможность оптимизации порядка извлечения негерметичных тепловыделяющих сборок в реакторе РБМК при различных критериях и ограничениях.

— модель оценки потери энерговыработки от резервируемого запаса реактивности. В этой работе приводятся численные оценки при различных значениях вероятности случайной остановки реактора, и рассматривается вопрос оптимального выбора запаса реактивности.

— постановку оптимизационной задачи по управлению мощностью реактора в угрожаемый период при форс-мажорных обстоятельствах. Под форс-мажорными обстоятельствами понимаются как природные катаклизмы, так и события, связанные с террористической угрозой. Предполагается, что при этом объявляется некоторый угрожаемый период, в течение которого может потребоваться аварийная остановка реактора. Требуется так управлять мощностью реактора до этого момента, чтобы в среднем минимизировать запас реактивности на компенсацию ксенонового отравления, обеспечивающий подъем мощности в любой момент времени после отмены или ликвидации угрозы. Численные исследования показали, что при угрожаемом периоде в одни сутки оптимальным является однократное снижение мощности до 30% от номинальной. Эффект оптимизации при этом по сравнению с резервируемым запасом реактивности на полную остановку составило 36%.

 
  1. Статистический анализ и визуализация архива эксплуатационных параметров

Вопросами создания архивов на энергоблоках РБМК мы начали заниматься еще до Чернобыля. И первый архив мы создали именно там. Но в силу слабых мощностей вычислительной техники (М-600), ставилась задача максимального сжатия информации, чтобы хранить как можно больший объем данных за длительный период.

При исследовании статистических свойств некоторых параметров математической модели ядерного реактора удалось показать, что взгляд на реактор как на систему со случайными распределенными параметрами позволяет расширить знания об объекте исследования и получить ряд полезных результатов как в методическом так и в практическом плане.

В методическом плане ставилась задача определения математического ожидания распределения плотности потока нейтронов (энерговыделения) при случайной флюктуации материального параметра среды. Результат решения этой задачи показал, что «среднее» поле нейтронов в реакторе может значительно отличаться от поля, рассчитанного на «средних» макроcечениях. В этой связи возникает вопрос о содержательной стороне «проектного» поля нейтронов, рассчитанного по нейтронно-физическим программам на «средних» макроконстантах.

В методическом плане проведен вероятностный анализ проблемы внутренней безопасности реактора и удалось разработать методику, позволяющую оценить вероятность образования локальных надкритических  зон с заданным уровнем выбросов материальных свойств среды, что при положительных обратных связях может существенно сказаться на безопасной работе реактора.

Наконец, в практическом плане работа  связана с созданием математической модели «движения» топлива по технологической цепочке АЭС, причем, учитывается наличие такого случайного фактора как выход тепловыделяющей сборки из строя по негерметичности. Модель позволяет прогнозировать состояние системы за любой интервал времени, а также может служить инструментом для изучения влияния как стратегий перегрузок, т.е.  так и шумовых факторов  на эффективность использования ядерного топлива.

На наш взгляд, архивы эксплуатационных параметров — это реальная «жизнь энергоблоков» и они содержат исключительно важную информацию.

Вместе с тем, можно представить себе постановку и других важных задач, например, статистический анализ процессов и полей, позволяющий выявить скрытые закономерности с помощью известных кибернетических методов. Или разработку различного рода «советчиков», начиная от выбора тепловыделяющей сборки для перегрузки из числа кандидатов, кончая рекомендациями по перемещению органов управления и др.

 
  1. Управление запасами

На наш взгляд, использование теории управления запасами в настоящее время весьма актуально в связи с оптимизацией процесса вывода энергоблоков АЭС из эксплуатации. В наших научных работах с Залужной Г.А. и Наумовым В.И.  мы предложили математическую модель «движения» топлива по АЭС, с точки зрения использования топлива остановленного реактора в работающих энергоблоках.

Одна из работ касалась оптимизации запаса топлива на АЭС с учетом форс-мажорных обстоятельств. В качестве минимизируемой  функции рассматривается средняя суммарная экономическая потеря, обусловленная  резервированием избыточного количества топлива и  недопоставкой электроэнергии потребителю.

Представляется, что, если задача об оптимальном топливоиспользованиии останавливаемых блоков, является актуальной – и при решении её задействованы многие организации (например, ВНИИЭАС, НИКИЭТ и др.), то задачи, связанные с оптимальным использованием ресурса других устройств, механизмов, приборов и др. сейчас широко не обсуждаются и не ставятся. Вместе с тем, эти задачи, на наш взгляд, тоже являются актуальными. Отметим, что в свое время мы создавали математическое обеспечение для организации и ведения базы органов системы управления и защиты на Курской, Смоленской и Ленинградской атомных электростанциях со связью с Концерном и заводом полиметаллов.

 
  • Какие группы ведёте с наиболее увлеченными студентами по научной работе?

Я читаю лекции по математическому моделированию физических процессов в ядерных энергетических установках (для бакалавров и магистров). Интересным, с моей     точки зрения,  является подход к обучению магистров. Я стараюсь, чтобы магистры кафедры в процессе выполнения домашнего задания применили все свои умения по созданию программного продукта, работая в команде. Работе в команде их  учат на курсе «Технология программирования». Домашнее задание подразумевает создание математической либо информационной модели, разработку алгоритма, его численной реализации, разработку кода, оформление документации на программный продукт и т.д. и т.д. Конечно, я и мои сотрудники участвуем в международных и Российских конференциях.  В нашей научной группе есть молодые преподаватели-ассистенты Рамазанов Рустем, Трифоненков Андрей и опытные научные работники доценты Овсянникова Наталья Владимировна, Саманчук Владимир Никифорович. Активно работают аспиранты Воробьева Дарья, Букалин Алексей, магистры Залужная Галина, Акишкина Екатерина, Пискунова Евгения и, конечно, студенты-УИРовцы.

 
  • Что бы вы посоветовали молодому выпускнику (абитуриенту) МИФИ, который хочет повторить ваш успех?

В известной книге А.Дюма «Три мушкетера» на просьбу Д.Артаньяна дать ему совет. Атос ответил, что обычно люди спрашивают совета, чтобы ему не  следовать или для того чтобы было кого упрекнуть в последствиях. А если говорить серьезно, я не считаю, что у меня есть какой-то успех. Просто я люблю свое дело. (У меня даже хобби, поэтому никакого нет). А пожелание простое — БУДЬТЕ СЧАСТЛИВЫ.