Введение к работе
Актуальность темы. АЭС Украины производят более 40 % электрической энергии. Во время зимнего максимума нагрузки выработка достигает около 50 % всей электрической энергии, вырабатываемой в стране. Надежная и безопасная работа 11,88 ГВт атомных мощностей Украины — это гарантия стабильности в экономике и социальной сфере. Обеспечение безопасной эксплуатации украинских АЭС связано с необходимостью создания инфраструктуры научно-технического и опытно-конструкторского сопровождения, так как большая часть научно-технической и опытно-конструкторской поддержки осталась в России (РНЦ "Курчатовский институт", ОКБ "Гидропресс", ВНИИАЭС и др.).
Основными факторами, обусловливающими необходимость создания национальной инфраструктуры научно-технической поддержки процесса перегрузки ядерного топлива (ЯТ) на реакторных установках РУ, можно назвать такие:
—отсутствие в Украине поставщика и разработчика научно-технических услуг для АЭС в области перегрузки топлива. Кроме того, должна быть начата эксплуатация 4-го блока РАЭС и 2-го блока ХАЭС, для которых нужны системы управления (СУ) машиной перегрузочной (МП), отвечающие современным нормам безопасности;
—политика Департамента ядерного регулирования (Министерство экологии и природных ресурсов Украины) по ужесточению нормативной базы безопасности для АЭС Украины и приближения ее к нормативам МАГАТЭ, диктующая необходимость приведения в соответствие всех технических средств (ТС) ядерного производства, в том числе перегрузки ЯТ, к новым нормативным документам (НД);
—необходимость замены или модернизации системы перегрузки топлива (СПТ) на ряде блоков АЭС с реактором ВВЭР, которые находятся в эксплуатации более 10 лет;
—требования НД по созданию системы автоматизации процесса ие-эегрузки топлива;
—возрастание влияния человеческого фактора на безопасность и эффективность эксплуатации энергетических блоков АЭС.
В настоящее время основным режимом работы оператора с перегружаемым ЯТ является дистанционный режим. Оператор из смежного с ре-шторным отделением помещения непосредственно управляет электро-щигателями МП; ошибки оператора приводят к ядерно-опасным іитуациям.
Таким образом, необходимость решения прикладной проблемы поиска новых методов анализа ядерно-опасных процессов и на их основе создание методики, алгоритмов управления и ТС, обеспечивающих повышение безопасности технологического процесса перегрузки ЯТ ВВЭР, отвечающих современным нормам безопасности, имеет актуальное научное и практическое значение и важно для национальной экономики. Решение этой проблемы позволяет, с одной стороны, увеличить эффективность СПТ для ВВЭР, обеспечить большую безопасность и экономичность их эксплуатации и с другой — отказаться от поставок таких технологий и оборудования из-за рубежа.
Для реализации модернизированной СУ СПТ необходимы новые знания в области функционирования и эксплуатации СПТ, позволяющие учесть все возможные экстремальные ситуации и выполнить соответствующие процедуры управления.
Комплексные исследования по разработке эффективных методов и ТС автоматизации процесса перегрузки ЯТ были начаты под руководством автора диссертации на кафедре АЭС ОПИ в 1988 г.
Применение объектно-ориентированной методологии (ООМ) для анализа технологии перегрузки ЯТ и учет конструктивных особенностей эксплуатирующихся МП позволили сформулировать требования к проектированию и эксплуатации безопасных СПТ ЯТ с высоким уровнем автоматизации, определить пути их практической реализации применительно к ВВЭР как наиболее распространенным в атомной энергетике.
Связь работы с научными программами, планами, темами. Основные научные исследования диссертации выполнены в соответствии с:
—Государственной комплексной программой повышения безопасности действующих атомных электростанций Украины (1993 г., пп. 3.11. "Усовершенствование АСУ ТП с учетом взаимодействия "Человек-ЭВМ"; 6.3. "Разработка устройств и способов хранения и транспортировки делящихся материалов";
—Программой модернизации энергоблоков АЭС Украины с реакторами ВВЭР-1000 (В-320), разд. 2, ч. 1, п. 3.2. "Другие части АСУ ТП", разработанной Госкоматомом Украины и ЭДФ/ДЭ/КЛИ в 1995 г.;
—Комплексом хоздоговорных работ на АЭС Украины и стран СНГ по внедрению СПТ повышенной ядерной безопасности.
Основу диссертации составляют научные и практические результаты работ, выполненных лично автором и под его руководством научными сотрудниками, аспирантами НИЛ "Атомспецавтоматика" ОГПУ и инженерами на Балаковской, Запорожской, Ровенской и Хмельницкой АЭС.
Цель її задачи исследования. Цель работы заключается в разработке акцепции, научно-технических и методических основ для проектирована и эксплуатации безопасных СПТ, а также в получении новой инфор-іации об особенностях проведения этого процесса и на этой основе созда-ия новых способов и ТС для управления и диагностирования, позволяющих обеспечить безопасную эксплуатацию РУ, улучшить условия труда ператоров и сократить простой за счет уменьшения времени перегрузки, і соответствии с поставленной целью решались следующие задачи:
-
Анализ технологического процесса перегрузки ЯТ и состояния ТС ерегрузки на энергетических реакторах Украины.
-
Создание модели СПТ на основе ООМ.
-
Разработка методики надежной идентификации тепловыделяющей Зорки (ТВС) в процессе перегрузки.
-
Создание полномасштабного тренажера для оператора МП, интег-ированного в СУ.
-
Разработка программно-технического комплекса (ПТК) для автома-;тзации модернизированной СПТ на АЭС.
6. Внедрение разработанных АСУ ТП "Перегрузка" на АЭС Украины.
Поставленные задачи решались путем использования методологии
істемного анализа и объектно-ориентированного подхода при проектиро-інии сложных технологических систем; теоретического исследования зижения ЯТ с основными устройствами перегрузки ЯТ на комплексной «итационной и математической моделях; экспериментального исследова-4я на опытных установках и промышленном оборудовании. Научная новизна полученных результатов.
-
Создана объектно-ориентированная структура модели СПТ, учиты-іющая особенности технологического процесса перемещения ЯТ на РУ.
-
Впервые разработана ООМ СПТ, позволяющая осуществлять ими-щионное моделирование любых режимов перегрузки.
-
Разработаны новые алгоритмы программного управления СПТ.
-
Для автоматизации технологических процессов объектов атомной ;ергетики, контролируемых с помощью промышленного телевидения, [ервые предложена методика распознавания идентификационного номе-i ТВС, позволившая реализовать автоматизированную помехоустойчиво систему для обнаружения и распознавания символов на ТВС, обеспе-івающую требуемое быстродействие, инвариантность к масштабу симво-18 и их сдвигу в поле зрения.
1 5. Впервые разработан и практически реализован на учебно-енировочном центре (УТЦ) АЭС полномасштабный тренажер оператора оцесса перегрузки ЯТ. Тренажер обеспечивает эффективное обучение
персонала за счет моделирования перегрузочного оборудования во всех, : том числе и непредвиденных условиях, а также адекватную реакцию н; ошибочные действия операторов.
-
Создана концепция модернизации СПТ, обеспечивающая безава рийное проведение ядерно-опасных операций по перегрузке ЯТ за сче' комплексной автоматизации процесса перегрузки и тестирования все: элементов системы.
-
Разработан ПТК, выполненный на современной элементной баз для приема и обработки информационных сигналов СПТ, обеспечивающи: стойкость узлов и блоков, расположенных в реакторном отделении, к не благоприятным климатическим и радиационным воздействиям, макси мальную простоту конструкции и обслуживания узлов, размещенных зоне строгого санитарного контроля.
Проведенные исследования позволили, с одной стороны, на основ теоретического, экспериментального и нормативного обобщения решит крупную научно-техническую проблему обеспечения безопасности и на дежности технологического процесса перегрузки ЯТ на энергетически реакторах и с другой — решить важную задачу национальной экономию заключающуюся в обеспечении научно-технической поддержки разработ ки и изготовления ТС перегрузки ЯТ повышенной ядерной безопасност для АЭС Украины.
Практическое значение полученных результатов. На основе предлс женной и развитой концепции модернизации СПТ на РУ энергоблоке проекта В-320 реализован опытный образец АСУ ТП "Перегрузка" н первом энергоблоке ЗАЭС. Начато серийное производство СУ для осталь ных блоков украинских АЭС. Полномасштабный тренажер для операторе процесса перегрузки ЯТ, который является составной частью СПТ, ш пользуется для подготовки персонала на УТЦ Запорожской, Ровенской Балаковской АЭС.
Разработанные алгоритмы управления и ТС СПТ могут быть исполі зованы при автоматизации перегрузочных работ на предприятиях радис химической промышленности при автоматизации перемещения отрабс тайного ЯТ в долговременных хранилищах.
Научно-практические разработки по процессу перегрузки ЯТ исполі зованы в учебно-методическом процессе при обучении студентов в ОГП' курсовом и дипломном проектировании, при подготовке учебного курі ФПК "Перегрузка топлива на АЭС" для операторов МП и персонала, о служивающего программное обеспечение (ПО) и электронное оборудов ние, а также при поддержке эксплуатации организационно-техническо обеспечения СПТ.
Суммарный экономический эффект от внедрения новой технологии и техники перегрузки ЯТ на энергоблоках Запорожской АЭС и Ровеніской АЭС, полученный за счет повышения надежности перегрузочного оборудования, предотвращения возникновения аварийных ситуаций и сокращения времени простоя РУ при проведении ремонта, составляет 2,5 млн грн на блок.
Личный вклад автора. В совместных работах с соавторами автору диссертационной работы принадлежат:
—постановка и реализация задачи применения ООМ для анализа процесса и создания ПТК перегрузки топлива;
—постановка задачи, проведение анализа по разработке новых алгоритмов программного управления для АСУ ТП перегрузки топлива;
—ООМ технологического объекта управления (ТОУ) и алгоритмы из- менения информации в СПТ без нарушения безопасности работы;
—постановка задачи и разработка концепции модернизации СПТ, обеспечивающая безаваршїное проведение ядерно-опасных операций по перегрузке ЯТ;
—анализ информации о состоянии ТВС в СПТ в процессе извлечения ее из активної! зоны;
—постановка задачи, обсуждение и анализ результатов имитационного моделирования СПТ;
—анализ событий, учитывающих особенности технологического процесса перемещения ЯТ на АЭС;
—постановка задачи на разработку алгоритмов помехоустойчивой бинаризации изображений, обсуждение полученных результатов;
—постановка задачи и обсуждение результатов разработки алгоритмов ранговой обработки сигналов изображений в пространстве оценок и решений;
—постановка задачи и реализация алгоритмов системы распознавания изображений объектов и текстур;
—постановка задачи для методики распознавания идентификационного номера ТВС;
—постановка задачи по реализации автоматизированной помехоустойчивой системы для обнаружения и распознавания сигналов;
—постановка задачи и промышленная реализация процесса модернизации СПТ;
—постановка задачи по сбору информации с предметов перегрузки, шализ полученных результатов;
—постановка задачи на разработку алгоритмов управления АСУ ТП 'Перегрузка", работающей в экстремальных условиях;
—анализ и систематизация экстремальных условий;
—постановка задачи и обсуждение результатов по методическим вопросам обучения инженерно-технических работников, эксплуатирующих оборудование АЭС, с точки зрения компьютеризации процесса обучения;
—постановка задачи, реализация и обсуждение построения автоматизированных обучающих систем (АОС);
—постановка задачи, анализ, обсуждение результатов табличного моделирования СПТ;
—постановка задачи и обсуждение результатов классификации бинаризованных изображений;
—постановка задачи для проведения комплексной автоматизации процесса перегрузки ЯТ и тестирование элементов системы;
—постановка задачи на разработку программного обеспечения АОС;
—постановка задачи и реализация тренажера оператора МП, анали: и систематизация непредвиденных и аварийных случаев эксплуатацш СПТ.
Апробация результатов диссертации. Результаты диссертационно! работы докладывались на IV международной научно-технической конфе ренции Ядерного общества (1993 г.); международной конференции евро пейского Ядерного общества (1994 г.); VI международной научно технической конференции Ядерного общества (1995 г.); II конференци; "Молодежь ядерной энергетики Украины" (1995 г.); I международной на учно-технической конференции "Математическое моделирование в элек тронике и электроэнергетике" (1995 г.); II-VI международных конферен циях "Автоматика 95-99" (1995-1999 г.); международной конференци "Укробраз-98"; научно-практическом семинаре "Инвестиционные ресурс: для стабилизации функционирования систем энергетики" (1996 г.); семг наре в Китайском национальном ядерном центре, посвященном проблема перегрузки топлива (1995 г.); на молодежном симпозиуме 1996 г. в г. Of нинске "Ядерная энергетика в третьем тысячелетии"; Московской междз народной конференции по проблемам управления (1999 г.); междунаро; ной конференции Ядерного общества в 1999 г. по проблемам модернизащ АЭС с ВВЭР-1000. Результаты работы были представлены на междуні родной выставке в ФРГ "Cebit-2000". Неоднократно на семинарах
в Национальном техническом университете "КПИ";
Институте ядерных исследований НАН Украины;
ОГПУ на семинарах ЭнИн и НИЛ "Атомспецавтоматика". Публикации. Результаты диссертационной работы отражены в пят
десяти двух публикациях (две монографии, одно учебное пособие, двен дцать статей в научных журналах, двадцать три статьи в сборниках н
^чных трудов, семь тезисов докладов научных конференций и семь депо-шрованных статей). Двадцать одна публикация представлена в специали-(ированных изданиях, перечень которых утвержден ВАК Украины, и 'ридцать одна публикация в других специализированных изданиях.
Структура и объем работы. Работа содержит введение, пять глав, выводы и приложения. Общий объем работы 343 с, основное содержание работы изложено на 261 с. текста с 84 рисунками и 47 таблицами. Библиография включает 146 наименований.