Введение к работе
Актуальность работы. В связи с ограниченными запасами изотопа природного урана-235, которые по прогнозам учёных могут закончиться до конца текущего века, а также постоянным увеличением объёмов отработавшего ядерного топлива, в настоящее время мир переживает вторую волну интенсивного развития технологий быстрых реакторов (бридеров), позволяющих использовать в качестве топлива не только уран-235, но и уран-238, плутоний-239, смешанное уран-плутониевое топливо (МОКС-топливо). Все ведущие ядерные державы (Россия, Китай, Индия, Франция, Япония, Южная Корея, США) включились в процесс совершенствования бридерных технологий. Для подтверждения лидерства в этом направлении (реакторы БР-1, БР-2, БР-10, БОР-60, БН-350, БН-600) в России спроектирован и построен реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем БН-800 (энергоблок № 4 Белоярской АЭС) и в настоящее время проектируется коммерческий реактор повышенной мощности БН-1200 (планируемое место сооружения – энергоблок № 5 Белоярской АЭС).
Операции по перегрузке топлива являются потенциально опасными (с точки зрения ядерной и радиационной безопасности) и зависят от человеческого фактора. Неверные действия оператора при управлении перегрузкой ядерного топлива реактора могут привести к аварийным ситуациям, влекущим за собой поломку оборудования и объекта транспортирования, а также потенциальную угрозу переоблучения персонала. Поэтому важнейшее значение приобретает правильное распределение функций между автоматикой и человеком, создание математических моделей мехатронного комплекса, работающих в реальном масштабе времени, а также создание информационно-алгоритмического обеспечения принятия решений оператором.
Вместе с тем значительный вклад в повышение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) АЭС должны дать мероприятия, связанные с оптимизацией алгоритмов управления транспортно-технологическим оборудованием (ТТО) и действий оператора, направленные, в первую очередь, на уменьшение времени перегрузочной кампании не в ущерб безопасности операций.
А.,
ия на
Степень разработанности темы. По состоянию на сегодняшний день всего в мире было создано 17 реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Однако, в связи с серьёзными инженерно-физическими проблемами при их эксплуатации, большинство из них были остановлены и проекты закрыты. Только в России уже 37 лет действует промышленный энергетический реактор БН-600 (блок № 3 Белоярской АЭС) и 2 года БН-800 (блок № 4 Белоярской АЭС). В связи с этим, в настоящей работе используются сравнительные материалы по комплексам перегрузки топлива отечественных реакторов большой мощности типа ВВЭР и БН. Этими проблемами активно занимаются АО ГНЦ РФ «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского» (г. Обнинск), АО «Опытное конструкторское бюро машиностроения им. И.И. Африкантова» (г. Н. Новгород), ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), Южный Федеральный университет (г. Таганрог), АО «Диаконт» (г. Санкт-Петербург), АО «Атомпроект» (г. Санкт-Петербург), АО «НПО автоматики им. академика Н.А. Семихатова» (г. Екатеринбург) и др. Вопросы данной тематики отражены в работах Васильева Б.А., Тимофеева А.В., Победоносцева А.Б., Лотова В.Н., Жильникова Д.В., Коробкина В.В., Любимова М.А., Милова В.Р., Шиберта Р.Л., Дмитриева С.М., Терехова Д.В., Дунаева В.И., Маргуловой Т.Х., Сырова А.А Федосовского М.Е. и др.
Цели и задачи работы. Целью диссертационной работы является автоматизация процесса перегрузки топлива ядерного реактора на быстрых нейтронах, направленная повышение эффективности и безопасности реализации технологических операций.
Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие основные задачи
на основе сравнительного анализа принципов построения существующих мехатронных комплексов по перегрузке топлива корпусных энергетических реакторов большой мощности разработать вариант построения комплекса с обеспечением минимального технического риска при выполнении ядерно-опасных работ;
для минимизации времени перегрузочных операций провести анализ и обосновать выбор языка моделирования сложных систем для описания и оптимизации технологических алгоритмов;
разработать математические модели основного технологического оборудования с целью обеспечения режима «Тренажёр» и обеспечения точности позиционирования инерционных механизмов в рабочем режиме;
проанализировать методы построения экспертных систем обнаружения нештатных ситуаций для сложных объектов автоматизации и разработать структуру и алгоритмы функционирования системы применительно к объекту автоматизации;
разработать методологию визуализации и 3D-модели технологического процесса перегрузки топлива, недоступного для непосредственного наблюдения персоналом АЭС.
Научная новизна. Научная новизна работы состоит в следующем:
обоснован принцип построения мехатронного комплекса (МК), отличающийся впервые введённым диверсным каналом передачи блокировочных сигналов, позволяющим исключить влияние потери сигналов в локальной вычислительной сети и тем самым минимизировать технический риск при выполнении ядерно-опасных работ;
с помощью универсального языка моделирования выполнено формальное описание технологических процессов перегрузки топлива ядерного реактора, которое в отличие от известных способов позволило оптимизировать технологические алгоритмы управления транспортно-технологическим оборудованием с учётом параллелизма выполнения операций;
автором разработана математическая модель для описания кинематики и динамики инерционных механизмов на примере барабана свежих сборок, отличающаяся от известных учётом его изменяющихся во времени динамических характеристик с целью обеспечения точности позиционирования;
разработана архитектура экспертной системы распознавания нештатных ситуаций мехатронного комплекса перегрузки ядерного топлива и алгоритм её реализации, отличающаяся тем, что в условиях неопределённости (недостатка информации) применён математический аппарат нечёткого логического вывода, позволяющий сократить время поиска причины неисправности;
впервые предложена методология трёхмерной визуализации и разработаны 3D-модели технологического процесса перегрузки топлива для ведения удалённого мониторинга технологического процесса, как в режиме реального времени, так и в режиме «Тренажёр», позволяющие повысить безопасность технологических операций в условиях невозможности визуального контроля за процессом перегрузки топлива в реакторах на быстрых нейтронах.
Объект исследования. Объектом исследования является мехатронный комплекс обращения с топливом реакторной установки на быстрых нейтронах БН-800.
Предмет исследования. Предметом исследования является автоматизация процесса перегрузки ядерного топлива реакторной установки БН-800.
Теоретическая и практическая значимость работы. Диссертационная работа выполнена в рамках плановой тематики ФГУП «ФНПЦ НИИИС им. Ю.Е. Седакова» и АО «ОКБМ Африкантов». Основные технические решения, методы и средства, предложенные в диссертации, реализованы при создании мехатронного комплекса перегрузки топлива реактора БН-800 Белоярской АЭС в виде системотехники, аппаратуры, математического,
информационного и программного обеспечения. Предложенные решения позволяют расширить функциональные возможности МК при выполнении ядерно-опасных работ по перегрузке топлива реактора, сократить общее время выполнения процесса перегрузки, повысить безопасность работ при обращении с топливом.
МК реакторного отделения передан в опытно-промышленную эксплуатацию на энергоблоке (ЭБ) № 4 Белоярской АЭС (Акт № 04.UJA.ЦТАИ.0000.А.А.333.ПК.Б-1.М, утв. Главным инженером БАЭС от 18.05.2014 г.). В июле 2014 г. закончена загрузка топлива в активную зону, произведён физический пуск и выход на минимально-контролируемый уровень мощности реактора БН-800. В августе 2016 года ЭБ №4 выведен на уровень мощности 100%. В июне 2017 г. на ЭБ №4 успешно проведена первая плановая перегрузка ядерного топлива (заменены 202 ТВС, 15 стержней СУЗ, 15 гильз СУЗ, пусковой источник нейтронов).
те и
Методология и методы исследования. Методы исследования, примененные в работе, базируются на физике ядерных реакторов, теоретической механике, теории надёжности, теории нечёткой логики, компьютерном моделировании.
Основные положения, выносимые на защиту:
-
Функциональная структура мехатронного комплекса и обобщённый алгоритм управления транспортно-технологическим оборудованием обращения с топливом реакторной установки БН-800.
-
Нотационные модели мехатронного комплекса перегрузки топлива ядерного реактора.
-
Математическая модель барабана свежих сборок.
-
Функциональная структура и алгоритмическое обеспечение экспертной системы поддержки оператора.
-
Методология и модели трёхмерной визуализации технологического процесса перегрузки топлива.
Функциональная структура мехатронного комплекса и обобщённый алгоритм управления транспортно-технологическим оборудованием обращения с топливом реакторной установки БН-800, нотационные модели мехатронного комплекса перегрузки топлива ядерного реактора, математическая модель барабана свежих сборок, функциональная структура и алгоритмическое обеспечение экспертной системы поддержки оператора, а также методология трёхмерной визуализации технологического процесса перегрузки топлива, выносимые на защиту, выполнены автором лично. Модели трёхмерной визуализации технологического процесса перегрузки топлива реализованы с участием коллектива сотрудников под руководством автора.
Связь темы диссертации с научно-техническими программами. Работа выполнялась в рамках научно-технической части программ:
«Энергетическая стратегия России на период до 2030 года»;
Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 – 2015 годов и на перспективу до 2020 года».
Степень достоверности и апробация результатов. Достоверность полученных результатов обеспечивается корректным использованием математического аппарата, проведением полигонных испытаний, пуско-наладочными работами, испытаниями и опытно-промышленной эксплуатацией комплекса на энергоблоке № 4 Белоярской АЭС.
Основные результаты работы доложены и обсуждены на 5 отраслевых и международных научно-технических конференциях:
-
XVII Международная научно-техническая конференция «Информационные системы и технологии» ИСТ-2011 / НГТУ. – Нижний Новгород, апрель 2011. (Почётный диплом за высокий научно-технический уровень доклада).
-
VIII Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2012 / ОАО «ВНИИАЭС». – Москва, май 2012.
-
Российская конференция с международным участием «Технические и программные средства систем управления, контроля и измерения - УКИ-12». / ИПУ РАН. – Москва, 16 – 19 апреля 2012 г.
-
Отраслевая конференция «Ядерное приборостроение – 2013: Аппаратурное обеспечение. Совершенствование специализированных систем контроля и управления реакторными установками». / ОАО «СНИИП». – Москва, 24 – 25 апреля 2013 г.
-
Международная научно-техническая конференция «Полувековое обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР в России и за рубежом» - г. Нововоронеж, 24 – 26 сентября 2014 г.
По теме диссертации опубликовано 25 работ в печатных изданиях, 8 из которых – в изданиях ВАК, рекомендованных для защиты кандидатских и докторских диссертаций.