Uso de métodos computacionais avançados para estimativa de reatividade e para segurança cibernética de sistemas de instrumentação e controle em sistemas energéticos nucleares

• Processo: 16/04600-0
• Modalidade de apoio: Auxílio à Pesquisa - Regular
• Data de Início da vigência: 01 de julho de 2016
• Data de Término da vigência: 30 de junho de 2018
• Área do conhecimento: Engenharias - Engenharia Elétrica
• Pesquisador responsável: José Roberto Castilho Piqueira
• Beneficiário: José Roberto Castilho Piqueira
• Instituição Sede: Escola Politécnica (EP). Universidade de São Paulo (USP). São Paulo , SP, Brasil
• Pesquisadores associados: Diego Alves Correa ; Felipe Ramos Antunes ; José Jaime da Cruz ; José Osvaldo de Souza Guimarães ; Luiz Felipe Peterle do Nascimento ; Ricardo Paulino Marques ; Rodney Aparecido Busquim e Silva
• Assunto(s): Simulação por computador
• Palavra(s)-Chave do Pesquisador: Filtro de Kalman Estendido | Hardware-In-The-Loop | Instrumentação e Controle Digital | Reatividade | Segurança Cibernética | Simulação | Automação e Controle

Resumo

A utilização do Filtro de Kalman (KF), um estimador ótimo para sistemas lineares, e os filtros derivados, tais como o filtro estendido de Kalman (EKF), não é comum na área nuclear. Este trabalho irá implementar uma ferramenta para estimativa da reatividade, usando uma abordagem estocástica, em diferentes posições do núcleo de reatores nucleares, durante operação normal (Hot Full Power - HFP) e quando a potência zero (Hot Zero Power - HZP), a partir de medições ruidosas, utilizando-se sistemas digitais de instrumentação e controle (I&C), para mitigar ou minimizar a incerteza e erros durante a medição. A medição da reatividade é realizada, nos reatores nucleares (Nuclear Power Plant - NPPs), utilizando-se o método determinístico de cinética pontual inversa (inverse point kinetic - IPK), que não leva em conta a natureza estocástica das interações do fluxo de nêutrons com a matéria. O método IPK também será modelado para benchmark. Além disso, o uso de ferramentas de estimativa de estado em segurança cibernética também não é comum. Este trabalho visa a implementação de ferramentas de estimativa de estado na segurança cibernética como opção de defesa de ponto contra ataques cibernéticos em sistemas digitais de automação e I&C em NPPs. Além de atividades de simulação, será implementada uma bancada do tipo hardware-in-the-loop (HIL), utilizando-se programmable logic controllers (PLC) e field programmable gate array (FPGA). O HIL será uma oportunidade para simular as condições de centrais nucleares, com base nos modelos desenvolvidos e adicionando o hardware necessário para a tarefa de controle, utilizando-se sistemas digitais de I&C. O comportamento da NPP será simulado por meio de modelos a serem desenvolvidos utilizando os códigos nucleares RELAP 5 ou/e PARCS 3D. (AU)

Publicações científicas

(Referências obtidas automaticamente do Web of Science e do SciELO, por meio da informação sobre o financiamento pela FAPESP e o número do processo correspondente, incluída na publicação pelos autores)

SILVA, R. A. BUSQUIM E; PIQUEIRA, J. R. C.; CRUZ, J. J.; MARQUES, R. P.. Cybersecurity Assessment Framework for Digital Interface Between Safety and Security at Nuclear Power Plants. INTERNATIONAL JOURNAL OF CRITICAL INFRASTRUCTURE PROTECTION, v. 34, SEP 2021. (16/04600-0)