análisis comparativo de métodos de identificacion en linea de un sistema termo-hidráulico de un reactor nuclear ABWR y la aplicacion de un control adaptable no lineal al lazo de circulacion
Descripción:
Se construyo un sistema escalado del principal metodo de enfriamiento de un reactor nuclear ABWR y se uso 3 estimadores en linea para identificar los parametros del sistema. Asi como la aplicacion de un control por linealizacion de retroalimentacion de estados y una ley de adaptacion incluida en el diseño, para lograr mantener el caudal constante en el lazo de circulacion independientemente de una variacion en los parametros a causa del incremento de la temperatura